本文選自中國工程院院刊《中國工程科學》2018年第3期

作者：杜祥琬，葉奇蓁，徐銤，萬元熙，彭先覺，蘇罡，楊勇，高翔，師學明

來源：核能技術方向研究及發展路線圖[J].中國工程科學,2018,20(3):17-24.

編者按

核能是安全、清潔、低碳、高能量密度的戰略能源。我國發展核能對于保障能源安全、實現綠色低碳發展具有重要作用，對帶動裝備制造業走向高端、推動經濟發展、確保能源安全意義重大。

中國工程院杜祥琬院士、葉奇蓁院士、徐銤院士、萬元熙院士、彭先覺院士等研究人員在中國工程院院刊《中國工程科學》2018年第3期發表《核能技術方向研究及發展路線圖》一文。文章分析了核能技術發展的現狀、我國核能的安全性、核能技術的發展方向，并給出了核能技術發展路線圖。文章建議，以第三代自主壓水堆為依托，安全、高效、規模化發展核能;加快第四代核能系統研發，解決核燃料增殖與高水平放射性核素嬗變;積極發展模塊化小堆，開拓核能應用范圍;努力探索聚變能源。

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一、引言

核能是安全、清潔、低碳、高能量密度的戰略能源。2011年發生的福島核事故客觀上延緩了各國對發展核能的預期，但這種影響在逐漸減弱。我國發展核能對于保障能源安全、實現綠色低碳發展具有重要作用;對于帶動裝備制造業走向高端、打造中國經濟“升級版”意義重大。全球范圍內的核電建設正迎來新的高潮，核電“走出去”已成為國家戰略。本文總結了“核能技術方向研究及發展路線圖”課題的主要內容，指出未來我國核能發展的重點科學技術方向和發展路徑。

二、核能技術的發展現狀

(一)壓水堆是核電開發的首要選擇

當前，全球現役核電機組共450臺，總裝機容量為394GW，其中有294臺是壓水堆;在建機組為55臺，其中45臺是壓水堆。我國商用核電機組為38臺，其中36臺是壓水堆;在建核電機組為19臺，其中17臺是壓水堆。壓水堆仍將在相當長時間內占據主導地位。

(二)現役機組性能不斷改善

1980—2016年，全球核電平均負荷因子從60%提高到了80.5%。約1/3機組的負荷因子超過90%，高齡機組的負荷因子幾乎和新機組相當，并沒有出現由于服役時間增加而性能顯著下降的情況。我國核電負荷因子從2014年的86.32%降低至2017年的81.14%，主要原因是遼寧和福建核電消納能力不足。我國核電正面臨著參與調峰的壓力。

(三)高齡機組延壽成為趨勢

當前全球約有300臺機組運行超過30年，其中約100臺超過40年。從20世紀90年代開始，美國實施運行機組的延壽改造，經壽命評估、安全分析和系統技術改造后，設備性能提升成效顯著，美國99臺機組中有84臺已經被授權許可延壽到60年。

(四)核電建設迎來熱潮，第三代堆將成為主流技術

全球有15個國家共55臺機組在建(其中包括白羅斯和阿拉伯聯合酋長國兩個無核電國家的2臺機組)。此外，有42個國家正在規劃或者考慮建設核電(含26個無核電國家)。國際原子能機構(IAEA)預測到2030年全球將新建核電101~206GW，核電裝機容量約為345~554GW。福島事故后，國際社會對新建核電機組的安全性提出了更高的要求，第三代先進壓水堆被寄予厚望。但2014年在建的18個第三代壓水堆(8個AP1000，6個AES—2006，4個EPR)中，有16個存在不同程度的延期情況，首堆經濟性有待提高。我國自主開發的“華龍一號”國內外示范工程建設進展順利。

(五)小型模塊化反應堆(SMR)研發掀起熱潮

SMR具有固有安全性好，單堆投資少，用途靈活的特點。美國政府從20世紀90年代以來一直在資助開發SMR，希望用SMR來替代大量即將退役的小火電機組。全球范圍內提出了約50種SMR設計方法和概念。正在建設示范工程的包括阿根廷的CAREM-25(一體化壓水堆)，中國的HTRPM(高溫氣冷堆)，俄羅斯的KLT40S(海上浮動堆)。近期可能會批準建設的包括美國的mPower、NuScale和韓國的SMART等小型模塊化壓水堆。中國提出了ACP100、CAP150、ACPR50S等小型壓水堆概念，其中ACP100成為世界上首個通過IAEA安全審查的小堆。

(六)乏燃料管理壓力增大，核燃料循環后端需求日益迫切

截至2016年年底，全球儲存乏燃料約2.73×105 t且每年新增7000t，乏燃料儲存壓力日益增加;另一方面，高水平放射性廢物地質處置工作進展緩慢，不少國家面臨公眾反對壓力，只有芬蘭、法國、瑞典已經宣布預計運行時間，實現技術可行、社會可接受的深地質處置庫。我國部分核電廠乏燃料水池儲存能力接近飽和，乏燃料運輸和離堆儲存能力也很有限;后處理和廢物處置需求日益迫切。

(七)第四代先進核能系統初現端倪

美國于2000年發起“第四代核能系統國際論壇(GIF)”，希望能更好地解決核能發展中的可持續性(鈾資源利用與廢物管理)、安全與可靠性、經濟性、防擴散與實體保護等問題。第四代核能系統最顯著的特點是強調固有安全性，是解決核能可持續發展問題的關鍵環節。GIF提出六種堆型，包括鈉冷快堆、鉛冷快堆、氣冷快堆、超臨界水堆、超高溫氣冷堆和熔鹽堆。行波堆和加速器驅動的次臨界系統(ADS)也可以滿足第四代堆的要求。

上述8種堆型處在不同的發展階段，詳見表1。其中鈉冷快堆和高溫氣冷堆基礎較好。超高溫氣冷堆和行波堆適宜采用一次通過，其他幾種堆型都適宜采用閉式燃料循環。

表1 第四代反應堆發展現狀

三、我國核能的安全性

安全是核能發展的生命線。公眾最關注的核能問題包括核電廠的安全和放射性廢物管理。關于安全的評價取決于人們對風險和收益的綜合比較。在正常情況下，核能產業鏈工作人員所受歸一化輻射職業照射劑量僅為煤電鏈的1/10，對公眾產生的照射僅為煤電鏈的1/50。公眾對核能安全的質疑主要是源于歷史上發生的三里島、切爾諾貝利、福島三次嚴重核事故。

(一)在運核電機組的安全性有保障

我國目前在運的30余臺核電機組均屬第二代改進型，安全水平不低于國際上絕大多數運行機組，世界核電運營者協會(WANO)運行指標普遍處于國際中上水平，沒有發生過一起國際2級及以上的核事故，放射性排出物劑量水平遠低于國家標準。福島核事故后，我國立即開展了核電廠安全大檢查，切實吸取福島核事故經驗反饋。經過評估和整改，核電廠應對極端外部自然災害與嚴重事故預防和緩解能力得到加強，我國核電安全性和監管水平不斷提高。日本福島處于歐亞板塊與太平洋板塊俯沖帶上，歷史上大地震頻發;福島核電站為早期設計的相對落后的沸水堆。我國專家所做的分析表明，無論從堆型、自然災害發生條件和安全保障方面來看，類似福島的事故序列在我國不可能發生。

(二)自主先進壓水堆核電技術能夠滿足國際上最高核安全要求

按照我國《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》的要求，“十三五”及以后新建核電機組力爭實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性。我國自主開發的“華龍一號”和CAP1400先進壓水堆，具有完善的嚴重事故預防和緩解措施，全面貫徹縱深防御原則，設置多道實體安全屏障，確保實現放射性物質包容。我國目前開工建設的高溫氣冷堆示范工程和鈉冷快堆示范工程，正在開發的模塊化小型壓水堆等，具備更高的固有安全特征。

(三)核電裝備國產化能力不斷提升

2006年以來，核電國產化戰略不斷深入推進，我國核電裝備國產化能力得到很大提升。目前二代改進型核電設備國產化率達到85%，具備每年8~10臺(套)的批量制造產能。通過先進壓水堆重大專項的實施，主泵、關鍵閥門、數字化儀控系統等關鍵技術取得突破，奠定了國產化基礎。三代核電“華龍一號”首堆建設國產化率將不低于85%，批量化建設后的設備國產化率將不低于95%。CAP1400首批機組設備國產化率也有望達到85%。

核電設備制造工藝尚需不斷完善和固化。近十年來，核電裝備得到了全面發展。但是，核電設備設計和生產環節銜接還不夠緊密，很多加工制造工藝還需要不斷完善和固化，以便進一步提高設備供應能力，降低成本。

研發力量分散。我國的三大核電集團都在研發新的控制系統、保護系統、堆芯測量系統和相關設備，各自攻關，競爭遠大于合作，增加了科研開發成本，也不利于系統設備水平的提高。國家層面缺少統一的技術鑒定平臺，尚需克服體制、機制障礙，做好客觀、科學、深入的技術審查。

(四)核能安全研究是一個持續和漸進的過程

IAEA福島事故調查報告指出：需要采取系統性的核安全方案，考慮個人因素(含知識、思想、決定、行動)，組織因素(含管理系統、組織結構、治理、資源)和技術因素(含技術、工具、裝備)之間的動態相互作用。通過定期評估和嚴格監管，及時吸收國內外最新的研究成果和經驗反饋，可以確保核電廠滿足最新的安全標準。

從技術層面看，核電安全發展的目標是做到消除大規模放射性物質的釋放，能夠達到減緩甚至取消場外應急。為實現核安全技術目標，需要持續強化反應堆的安全研究。包括增強反應堆的固有安全性，通過先進核燃料技術和反應堆技術研究，創新應用，保證發生嚴重事故機率足夠小;研究堆芯熔融機理，優化完善嚴重事故預防與緩解的工程技術措施和管理指南;實現保障安全殼完整性研究;關注剩余風險保障措施，確保即使發生極端嚴重事故，放射性物質的釋放對環境的影響也是可控的，保障環境安全;加強核應急研究和演練，不存僥幸心理。

(五)發展先進核能系統及配套后處理技術是解決乏燃料安全和提高鈾資源利用率的關鍵

核能可持續發展面臨鈾資源利用率低和高水平放射性廢物處置難題。如果采取一次通過，則鈾資源的利用率只有約0.6%，一臺1GW核電機組每年需地質處置的高水平放射性廢物可達到2m3 /t鈾。通過第二代后處理技術提取(鈾)钚進入壓水堆復用，鈾資源利用率可提高到接近1%，需地質處置的高水平放射性廢物降低到約0.5m3 /t鈾。

隨著快堆技術的逐漸成熟，發展快堆或ADS系統，通過第三代后處理技術提取出鈾和超鈾進入快堆多次循環，鈾資源利用率可達60%，并能有效嬗變超鈾元素;需地質處置的高水平放射性廢物量將小于0.05m3 /t鈾，且地質處置庫放射性水平衰減到天然鈾礦水平的時間將由一次通過的幾十萬年降低至千年以內。后處理產生的少量高水平放射性廢物經玻璃固化和三重工程屏障處理以及深地層最終處置，可以確保極端情況下高水平放射性廢物的放射性釋放處于安全可控范圍內，對生物圈的放射性劑量低于國際標準兩到三個數量級。

四、核能技術的發展方向

(一)核能領域科技發展存在的重大技術問題

1.熱堆規模化發展需要解決的技術問題

鈾礦勘查、采冶開發需要加強。根據我國新一輪鈾礦資源潛力評價的結果，在不考慮引入MOX燃料元件、發展快堆技術的前提下，國內天然鈾只能滿足近1×108 kW壓水堆核電站全壽命周期(60年)運行需求。我國鈾資源勘查程度低，考慮到從地質勘查到獲得天然鈾，再通過鈾的轉化、鈾同位素分離和制造出核燃料元件入堆，至少需要15年以上，必須從現在開始加強地質勘查和采冶開發，以保證我國核電的可持續發展。

核燃料組件制造產能不足。我國目前的燃料組件產能為1400 tU/a。按照每個壓水堆約需30 tU測算，到2020年，總的燃料元件需求約1800 tU/a，供需缺口達到400 tU/a。

第三代先進壓水堆的安全性和經濟性需要優化平衡。目前國內外在建的三代壓水堆如AP1000、EPR都有不同程度的延期，造成首堆經濟性較差，從而引發公眾質疑核電經濟性逐步變差。這是關系第三代核電規模化推廣的重大問題，亟待開展系統性的研究工作。

在核能規模化發展階段，核設施運行與維修技術需要升級。當存在大量高齡機組時，必須全面升級運行維修技術，實現從“低端手工式”到“高端智能式”作業的轉變;核電設備的可靠性、老化管理技術及應急響應技術都需要盡快完善和提高。

核電軟件能力建設急需加強。近幾年，我國核電軟件自主化開發取得關鍵突破，結束了我國核電沒有自主設計軟件的歷史。美國和歐盟正在開發“數值反應堆技術”，旨在以高性能計算技術為基礎，利用多物理、多尺度耦合技術建立一個具有預測反應堆性能的虛擬仿真環境。國內應該聯合優勢力量，爭取在新一輪的核能軟件研發領域趕上歐美發達國家的步伐。

急需開展后處理能力建設，并配套發展離堆儲存技術，解決目前的核電乏燃料后處理和堆內儲存矛盾。高水平放射性廢物處置工作需要盡快展開。

2.快堆和第四代堆發展需要解決的技術問題

裂變燃料的增殖。雖然短期內不存在鈾資源制約問題，但我國核電長期規模化發展仍面臨燃料供應不足的風險。快堆理論上可以將鈾資源利用率提高到60%以上，有望成為一種千年能源。鈉冷金屬燃料快堆增殖比高，配合先進干法后處理和元件快速制造技術可以實現較短的燃料倍增時間，有利于核能快速擴大規模，應該及早開展相關的基礎研究。

超鈾元素分離與嬗變。超鈾元素含有寶貴的核燃料，也是乏燃料長期放射性的主要來源，它的處理是影響公眾核電接受度的重要問題。分離和嬗變是處理超鈾元素的有效途徑，需要發展先進的分離技術、廢物整備技術、含MA元件/靶件制備技術，加快研發關鍵設備與材料。超鈾元素的嬗變需要開發專用嬗變快堆或者ADS系統。

先進核能的多用途利用。除了發電，核能在供熱(城市區域供熱、工業工藝供熱、海水淡化)和核動力領域都很有發展潛力。開發模塊化壓水堆、超高溫氣冷堆、鉛冷快堆等小型化多用途堆型，可以作為核能發展的重要補充。

第四代堆堆型的定位和取舍。第四代堆堆型眾多，且處于不同的發展階段，一個國家沒有必要、也沒有能力全面發展。因此，應該加強核能戰略研究，明確各種堆型的獨特優勢、技術成熟度和發展的空間。

3.聚變科學需要解決的技術問題

實現受控聚變主要有磁約束和慣性約束兩種途徑，二者均處于不同探索階段，距離聚變能源的要求還比較遠。磁約束聚變界正在聯合建造國際熱核聚變實驗堆(ITER)，將在ITER上研究穩態燃燒等離子體各類物理與技術問題，驗證開發利用聚變能源的科學可行性和工程可行性。Z箍縮慣性約束聚變首先需要解決點火問題。

實現大量聚變反應所需的關鍵技術，對磁約束聚變而言是加熱、約束(實現聚變)和維持(長時間或平均長時間的聚變反應);對慣性約束而言則是壓縮、點火和高重復頻率點火。未來的磁約束聚變裝置必須以長脈沖或者連續方式運行，以便獲得可實用的聚變能量并穩定輸出;慣性約束聚變要能獲得大量聚變能量必須實現以高重復頻率點火方式運行，具有相當大的挑戰。

聚變能源在商業應用前還需研制能耐高能中子輻照的材料，建立能夠實現氚自持的燃料循環等諸多工程技術挑戰。發展聚變裂變混合堆有可能促進聚變能提前應用，其在未來能源中的競爭力應該和第四代堆及純聚變堆比較。

(二)核能領域科技發展態勢

壓水堆是2030年前我國核電發展的主力。總體發展方向是圍繞核能利用的長期安全穩定及效能最大化。安全性仍然是核電發展的前提，實現安全性與經濟性的優化平衡是第三代核電發展面臨的現實挑戰。壓水堆乏燃料的干式儲存、運輸、后處理、高水平放射性廢物處置需要統籌考慮和合理布局。

快堆及第四代堆是核能下一步的發展方向。預計2030年前后將有部分成熟第四代堆推向市場，之后逐漸擴大規模。鈉冷快堆是目前第四代堆中技術成熟度最高、最接近商用的堆型，也是世界主要核大國繼壓水堆之后的重點發展方向。鈉冷快堆首先需要通過示范堆證明其安全性和經濟性。快堆配套的燃料循環是關系快堆規模化發展的關鍵，涉及壓水堆乏燃料后處理、快堆燃料元件生產、快堆乏燃料后處理等環節。如果非常規鈾開發取得突破，如海水提鈾技術，那么快堆能源供應的需求會弱化，嬗變超鈾元素和長壽命裂變產物的需求會強化。即使快堆的定位從增殖轉向嬗變，發展規模相應減少，但快堆及其燃料循環發展還是必需的。

考慮到快堆燃料循環的建立需要數十年的時間，應該及早開展相關研究工作，加強技術儲備。我國的高溫氣冷堆技術世界領先，在此基礎上發展超高溫氣冷堆，將是核能多用途利用的重要方式之一。其他第四代堆技術尚處于研發階段，在某些技術上具有一定的優勢，但也存在著需要克服的工程難題，應該首先加強共性基礎問題研究。

聚變能是未來理想的戰略能源之一。在磁約束聚變領域，托卡馬克的研究目前處于領先地位。我國正式參加了ITER項目的建設和研究;同時正在自主設計、研發中國聚變工程試驗堆(CFETR)。在慣性約束領域，Z箍縮作為能源更具有潛力，我國提出的Z箍縮驅動的聚變–裂變混合堆更有可能發展成具有競爭力的未來能源。實現聚變能的應用尚未發現任何捷徑，但需要繼續關注國際聚變能研究的新思想、新技術和新途徑。

五、核能技術發展路線圖

我國核能發展近中期目標是優化自主第三代核電技術;中長期目標是開發以鈉冷快堆為主的第四代核能系統，積極開發模塊化小堆、開拓核能供熱和核動力等利用領域;長遠目標則是發展核聚變技術。

根據課題研究成果，凝練出如下時間節點預期實現的關鍵技術：

創新性技術(到2020年)：自主第三代核電形成型譜化產品，帶動核電產業鏈發展;模塊化小型壓水堆示范工程開工。

前瞻性技術(到2030年)：以耐事故燃料為代表的核安全技術研究取得突破、全面實現消除大規模放射性釋放，提升核電競爭力;實現壓水堆閉式燃料循環，核電產業鏈協調發展;鈉冷快堆等部分第四代反應堆成熟，突破核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變關鍵技術;積極探索模塊化小堆(含小型壓水堆、高溫氣冷堆、鉛冷快堆)多用途利用。

顛覆性技術(到2050年)：實現快堆閉式燃料循環，壓水堆與快堆匹配發展，力爭建成核聚變示范工程。

圖1按照壓水堆、第四代堆、聚變技術三個領域的技術成熟度給出了核能技術發展路線圖。
圖1 核能技術發展路線圖

 

六、結論和建議

(一)主要結論

福島核事故后，美國、歐盟等對境內的核電廠開展了壓力測試，我國也開展了核電廠安全大檢查，切實吸取事故經驗反饋。世界核電增長的總趨勢沒有改變，核電仍然是理性、現實的選擇。我國專家所做的分析表明，無論從堆型、自然災害發生條件和安全保障方面來看，類似福島的事故序列在我國不可能發生，我國核電的安全性是有保障的。

核能是安全、清潔、低碳、高能量密度的戰略能源。發展核能對于我國突破資源環境的瓶頸制約，保障能源安全，實現綠色低碳發展具有不可替代的作用。我國核電發電量占比只有3.94%，遠低于10.7%的國際平均水平。核電必須安全、高效、規模化發展，才能成為解決我國能源問題的重要支柱之一。

按照《核電中長期發展規劃(2011—2020年)》，2020年我國核電運行裝機容量將達到5.8×107 kW，在建為3×107kW。根據我國政府宣布的到2030年我國非化石能源將占一次能源消耗20%左右的承諾，結合國內核電設計、建造、裝備供應能力，預計屆時核電運行將達到1.5×108 kW，在建為5×107 kW，發電量約占10%~14%。2030—2050年，預期將實現快堆和壓水堆匹配發展。

我國核電發展具有后發優勢，在運機組安全水平和運行業績均居國際前列。以“華龍一號”和CAP1400為代表的自主先進第三代壓水堆系列機型，可實現從設計上實際消除大規模放射性物質釋放，是未來核電規模化發展的主力機型。鈾資源供應不會對我國核電發展形成根本制約。

核能發展仍面臨可持續性(提高鈾資源利用率，實現放射性廢物最小化)、安全與可靠性、經濟性、防擴散與實體保護等方面的挑戰。國際上正在開發以快堆為代表的第四代核能系統，期待能更好地解決這些問題。快堆發展方向主要取決于對燃料增殖或者超鈾元素嬗變緊迫性的認識，目前預測發展規模有較大的不確定性。

聚變能源開發難度非常大，需要長期持續攻關，樂觀預計在2050年前后可以建成示范堆，之后再發展商用堆。

(二)重點技術發展建議

1.以第三代自主壓水堆為依托，安全、高效、規模化發展核能

優化“華龍一號”和CAP系列自主第三代核電技術，2020年前后形成型譜化產品，開展批量建設，帶動核電裝備行業的技術提升和發展;通過開展核燃料產業園項目，整合核燃料前端產能，海水提鈾、深度開采等技術取得突破;突破關鍵技術，實現后處理示范工程及商業規模工程的建設，開展乏燃料中間儲存技術和容器研制，與后處理實現合理的銜接;全面實施中低水平放射性廢物的處理，制定輕水堆的延壽和退役方案，積極推進核廢物地質處置和嬗變技術，使核能利用的全生命周期能夠保證公眾和生態安全。

2030年前后，完成耐事故核燃料元件開發和嚴重事故機理及嚴重事故緩解措施研究，預期核安全技術取得突破，在運行和新建的核電站全面應用，實現消除大規模放射性釋放;海水提鈾形成產業化規模，支持核能規模化發展;形成商業規模的后處理能力，閉合壓水堆核燃料循環，建立地質處置庫。

2.加快第四代核能系統研發，解決核燃料增殖與高水平放射性廢物嬗變

建議我國現階段以技術成熟度最高的鈉冷快堆為主，盡快實現商業示范，不斷提高經濟性并產業化推廣，同時發展以干法后處理為核心的燃料循環技術，爭取在2050年實現快堆與壓水堆匹配發展。適時開發用于嬗變的專用快堆或者ADS系統，緊密跟蹤行波堆燃料研發情況。

3.積極發展模塊化小堆，開拓核能應用范圍

小型模塊化壓水堆、高溫氣冷堆、鉛冷快堆等堆型，固有安全性好，在熱電聯產、供熱(城市區域供熱、工業工藝供熱、海水淡化)、浮動核電站、開拓海洋資源等特殊場合有獨特優勢。

4.努力探索聚變能源

深入參加ITER計劃，全面掌握聚變實驗堆技術;積極推進CFETR主機關鍵部件研發、適時啟動CFETR全面建設。鼓勵Z箍縮盡快實現點火，探索Z箍縮驅動慣性約束聚變裂變混合堆，加強聚變新概念的跟蹤。

(三)存在的問題和政策建議

核電產業鏈包括前端(含鈾礦勘查、采冶、轉化、鈾濃縮，燃料元件生產)、中端(含反應堆建造和運營，核電設備制造)、后端(乏燃料儲存、運輸、后處理、放射性廢物處理和處置，核電站退役)等環節。核電站從建設到退役要歷經百年時間;放射性廢物處置歷經時間更長，需要及早統籌規劃。我國核電發展存在“重中間，輕兩頭”的情況，隨著核電規模化發展，前端和后端能力不足的現象將更加嚴重。

核能領域有幾項前沿或者顛覆性的技術，可能會對未來能源結構產生深遠影響，比如海水提鈾、快堆、釷鈾循環、聚變能源、聚變裂變混合能源。這幾項技術理論上都存在解決全人類千年以上的能源供應的潛力。每一項技術成熟度不一，又存在不同的技術路線，但是國內研究全面鋪開，造成力量分散，各自為戰。

針對上述問題，建議國家進一步加強頂層設計和統籌協調;系統布局，建立和完善核能科技創新體系;加強基礎研究，特別是核電裝備材料、耐輻照核燃料和結構材料等共性問題的研究;加強包括前端和后端的核電產業鏈的協調配套發展。建議依托我國現有的核相關領域有實力的科研機構和企業，整合國內資源，組建核能國家實驗室，集中力量推進我國核能產業健康、快速發展，促進我國能源向綠色、低碳轉型。

注：本文內容呈現形式略有調整，若需可查看原文。

作者介紹

杜祥琬：核物理工程技術專家，中國工程院院士。主要從事核武器物理、強激光和能源戰略研究。

葉奇蓁：核電專家，中國工程院院士。主要從事核電和反應堆工程研究。

徐銤：(1937年4月7日—2023年1月4日)，快堆技術專家，中國工程院院士。主要從事快堆總體設計、快堆發展戰略和關鍵技術選擇的研究。

萬元熙：核聚變專家，中國工程院院士。主要從事磁約束核聚變研究。

彭先覺：原子核物理學專家，中國工程院院士。主要從事核武器理論研究與設計。

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