(三)安全先进核电技术
加快自主知识产权先进核电堆型的持续改进创新，推广应用自主知识产权的先进三代压水堆，加快高温气冷堆、快堆、模块化小型堆的技术示范工程建设和产业化，积极开展微型堆、钍基熔盐堆等新堆型研究。开展先进核燃料元件研发，推进乏燃料处理技术，发展大型核燃料后处理厂自主技术，突破严重事故预防和缓解技术、废物最小化技术、设备管道去污技术等。积极推进在役核电机组延寿相关技术的研究开发，发展先进监/检测技术、关键设备时限老化评估技术和缓解/修复技术等。
本规划围绕安全先进民用反应堆、先进核电燃料、核电站建设、运行与延寿等技术领域部署了8个集中攻关项目、4个示范试验项目、6个应用推广项目。
1.安全先进民用反应堆
1)集中攻关类
G40)超高温气冷堆技术研究
研究目标：通过关键技术、关键设备与材料以及性能试验的研究，论证HTR-10实现950℃高温运行及核能制氢的可行性。
研究内容：依托10MW高温气冷实验堆，开展950℃下超高温运行及核能制氢技术研究，主要包括：反应堆物理热工设计、安全与事故分析、堆内构件材料及结构分析，燃料元件高温性能试验等。开展中间换热器关键技术研究与性能实验验证，开展碘硫循环分解水与高温蒸汽电解制氢技术研究等。
起止时间：2016-2022年
G41)快中子反应堆运行和控制技术研究
研究目标：通过关键技术、关键设备的研究，提升我国快堆运行和控制能力，掌握维护、保养、大修、故障维修等方面的技术方法。
研究内容：完成中国实验快堆运行模式的优化，明确各运行模式下完整的技术条件要求和控制方法;研究钠冷快堆电站运行仿真和在线诊断技术、涉钠设备在役检查技术、关键设备老化管理技术、运维一体化管控技术。
起止时间：2016-2020年
G42)铅基合金冷却反应堆技术研究
研究目标：完成铅基合金冷却反应堆总体设计及综合演示试验，为实现自主知识产权的铅基合金冷却反应堆的工程应用奠定基础。
研究内容：突破铅基合金冷却反应堆设计、试验、燃料材料等关键技术，掌握燃料制备工艺及堆内辐照数据等，开展铅基合金冷却反应堆总体设计及主设备研制、冷却传热和腐蚀特性、冷却系统工艺技术、系统及设备试验验证、电站仪控系统开发和运行维护等关键技术研究。
起止时间：2016-2021年
G43)基于高度安全燃料的5-10MW
研究目标：掌握全陶瓷微包覆燃料及包壳材料技术，突破5-10MW级制造型反应堆核电机组工厂化制造技术，论证制造型小微堆核电机组及其分布式应用的可行性。
研究内容：研制碳化硅基质包覆颗粒燃料芯块制造工艺、流程与设备，开展燃料与材料辐照、正常工况与严重事故下性能测试与验证，以及安全许可取证;开展5-10MW级制造型模块堆设计、安全分析、许可取证、应用开发，智能化控制与安全系统设计、研制与验证，先进高效紧凑型超临界二氧化碳布雷顿循环能量转化系统研制与示范，独立运行电站系统集成与配套设备研制，数字化、智能化工厂制造与组装流程和设备设计与研制。
起止时间：2016-2021年
G44)钍基熔盐堆核能系统关键技术研究
研究目标：掌握钍基熔盐堆关键技术，实现关键材料与设备产业化，完成世界首座钍基熔盐仿真堆与2MW钍基熔盐实验堆建设，总体技术水平居国际领先。
研究内容：开展钍铀燃料循环工作模式、熔盐堆设计和安全标准、熔盐回路设计等关键科学技术问题研究;掌握镍基等高温合金、高密度石墨和燃料熔盐等关键材料的制备和加工工艺;研发熔盐回路仪器设备、熔盐堆本体设备和仪控系统等关键设备;突破锕系元素高温干法分离、轻同位素离心萃取分离、熔盐高温制氢与熔盐储能等关键技术。
起止时间：2016-2020年
2)示范试验类
S34)CFR600快堆示范工程
研究目标：完成示范快堆关键技术和关键设备研发，完成CFR600的标准设计，完成快堆MOX燃料的定型设计。
研究内容：开展CFR600示范快堆关键工艺研究，确定总体技术方案和主要工艺参数;开展机械式钠泵、蒸汽发生器、控制棒驱动机构等关键设备的样机制造，开展示范快堆的设计工作;开展MOX燃料芯块的研制、CN15-15和燃料辐照样件的堆内辐照和检验，以及工业规模MOX生产线的技术研发和设计。
MOX燃料芯块的研制、CN15-15和燃料辐照样件的堆内辐照和检验，以及工业规模MOX生产线的技术研发和设计。
S35)模块化小型堆示范工程
研究目标：建设模块化小型堆和低温供热堆示范工程。
研究内容：进行模块化建造技术研究、运行技术研究、模块化反应堆法规标准及安全审查技术研究，开展压力容器、蒸汽发生器、控制棒驱动机构、小型屏蔽泵/湿绕组泵等主设备研制，进行安装及调试技术研究。
起止时间：2016-2020年
3)应用推广类
T23)自主三代大型先进压水堆核电技术应用推广
研究目标：开展“华龙一号”和CAP1400应用推广相关研究，初步形成批量化、规模化能力。
研究内容：依托示范工程，开展“华龙一号”和CAP1400批量化、规模化应用研究，进一步提高设备国产化率，研究设备批量化生产技术，开展核电自主化软件验证及认证标准规范体系研究，初步建立三代大型先进压水堆自主产业化体系。
起止时间：2017-2025年
T24)600MW级高温气冷堆核电站
研究目标：实现商业规模的600MW级高温气冷堆核电站(简称HTR-PM600)的规模部署。
研究内容：开展600MW级高温气冷堆总体设计和分析研究、球形燃料元件大规模生产关键技术研究、多模块高温气冷堆协调控制技术研究;开展高温气冷堆热电联产技术研究，包括蒸汽供应技术、热交换器技术，发电/蒸汽供应能量分配和平衡技术;开展核级石墨国产化研究。
起止时间：2016-2025年
2.先进核电燃料
1)集中攻关类
G45)新一代先进核燃料技术研究
研究目标：研制性能优于M5、ZIRLO合金的新锆合金包壳材料，以及长寿期、高安全性的燃料元件;研究能缓解严重事故后果的耐事故燃料元件(ATF)，研发出具备入堆考验的先导棒/先导组件，突破具有更优良性能的环形燃料等先进核燃料关键技术。
研究内容：针对当前我国主要压水堆型，研制CF4、第二代STEP-14系列等下一代压水堆先进核燃料以及自主化的N45、优化CZ等先进锆合金包壳材料，开展元件和组件设计、制造工艺、堆外性能检测、堆内辐照考验和辐照后检验等关键技术研发等;积极开展ATF元件先进包壳和芯块材料样品的研究，完成第一代ATF燃料可行性验证及初步设计，适时启动材料堆外性能测试、堆内辐照考验;在第一代ATF燃料反馈的基础上，积极优化革新型第二代ATF燃料新材料选型论证及关键技术研究。
起止时间：2016-2025年
G46)核电厂放射性废物最小化技术
研究目标：完成先进的核电厂放射性固废处理技术和废液净化技术研究，实现去污效率的量级提升。
研究内容：研究先进的核电厂放射性废物处理技术和核心装备，开展高完整性容器盛装技术、放射性废树脂湿法氧化技术、PVC高效降解技术、低放射性废油处理技术、放射性沾污管道及容器去污技术、等离子体熔融减容技术的研究;开展废液净化和除氚技术研究，攻克核电厂放射性废液中核素、硼、弱电解质的分离技术，实现硼回收复用。开展易去污、易处置的新型辐射屏蔽材料及新型超吸附材料研发;开展核设施退役材料去污与拆除等相关技术研究。
起止时间：2016-2023年
