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特 载

件验证及认证标准规范体系研究，初步建 ATF 燃料可行性验证及初步设计，适时启
立三代大型先进压水堆自主产业化体系。 动材料堆外性能测试、堆内辐照考验；在

起止时间：2017—2025 年 第一代 ATF 燃料反馈的基础上，积极优
T24）600 MW 级高温气冷堆核电站 化革新型第二代 ATF 燃料新材料选型论
研究目标：实现商业规模的 600 MW 证及关键技术研究。
级高温气冷堆核电站（简称 HTR- 起止时间：2016—2025 年

PM600）的规模部署。 G46）核电厂放射性废物最小化技术
研究内容：开展 600 MW 级高温气冷 研究目标：完成先进的核电厂放射性
堆总体设计和分析研究、球形燃料元件大 固废处理技术和废液净化技术研究，实现
规模生产关键技术研究、多模块高温气冷 去污效率的量级提升。

堆协调控制技术研究；开展高温气冷堆热 研究内容：研究先进的核电厂放射性
电联产技术研究，包括蒸汽供应技术、热 废物处理技术和核心装备，开展高完整性
交换器技术，发电 / 蒸汽供应能量分配和 容器盛装技术、放射性废树脂湿法氧化技
平衡技术；开展核级石墨国产化研究。 术、PVC 高效降解技术、低放射性废油

起止时间：2016—2025 年 处理技术、放射性沾污管道及容器去污技
2. 先进核电燃料 术、等离子体熔融减容技术的研究；开展
1）集中攻关类 废液净化和除氚技术研究，攻克核电厂放
G45）新一代先进核燃料技术研究 射性废液中核素、硼、弱电解质的分离技

研究 目标： 研制 性能 优于 M5、 术，实现硼回收复用。开展易去污、易处
ZIRLO 合金的新锆合金包壳材料，以及长 置的新型辐射屏蔽材料及新型超吸附材料
寿期、高安全性的燃料元件；研究能缓解 研发；开展核设施退役材料去污与拆除等
严重事故后果的耐事故燃料元件（ATF）， 相关技术研究。

研发出具备入堆考验的先导棒 / 先导组件， 起止时间：2016—2023 年
突破具有更优良性能的环形燃料等先进核 2）应用推广类
燃料关键技术。 T25）自主 CF 及 STEP 系列先进核电
研究内容：针对当前我国主要压水堆 燃料应用推广

型，研制 CF4、第二代 STEP–14 系列等 研究目标：掌握自主 CF 及 STEP 系
下一代压水堆先进核燃料以及自主化的 列燃料组件、N36 及 CZ 锆合金燃料包壳
N45、优化 CZ 等先进锆合金包壳材料， 的批量化生产技术，建立燃料组件原材料
开展元件和组件设计、制造工艺、堆外性 国产化供应体系，2020 年前逐步实现自

能检测、堆内辐照考验和辐照后检验等关 主品牌燃料在“华龙一号”出口项目、国
键技术研发等；积极开展 ATF 元件先进 内现役二代及二代加压水堆核电厂、在建
包壳和芯块材料样品的研究，完成第一代 “华龙一号”项目中批量使用；掌握自主

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