核电安全技术与装备全国重点实验室（以下简称实验室）面向“核安全”国家重大需求，致力于提升我国核电全生命周期安全水平，为我国核电安全有序发展提供坚实保障。根据实验室“开放、流动、联合、竞争”的运行机制，为进一步聚集国内外科技创新优势资源和力量，加强高水平科研合作与学术交流，吸引、凝聚国内外优秀科研人员，共同研究、联合攻关，推动核电安全技术与装备领域科学研究和技术创新，促进高水平科研成果产出并转化为新质生产力。现面向高等院校、科研机构和其它单位发布开放课题指南，2024年度实验室开放课题分为探索类课题、问题导向类课题、重大项目类课题。具体内容如下：
一、探索类课题
围绕核电安全技术与装备研究领域开展前瞻性理论与技术研究，申请人根据研究方向自行确定课题名称、研究内容、目标成果，课题经费10万元/每项，研究周期1-2年，同类课题根据研究内容和技术路线的翔实、技术指标的优劣，择优资助，每个方向支持不超过2项。具体研究方向如下：
1.核电反应堆安全与事故防控研究
2.核电装备与材料服役安全研究
3.核电人因安全与测控技术研究
4.核电放射性废物安全研究
5.核电工业软件与数智技术研究
二、问题导向类课题
1.设计基准事故下压水堆高燃耗燃料失效行为分析研究
研究目标：基于高保真模拟技术，研究失水事故（LOCA）下高燃耗燃料破碎、重定位及散落（FFRD）演化规律，并建立FFRD的行为模型；研究反应性引入事故（RIA）下高燃耗燃料较低温度下的芯块-包壳机械相互作用（PCMI）失效机理，并建立高燃耗包壳吸氢脆化机理模型。
考核指标：（1）开发1套用于高燃耗燃料破碎、重定位及散落（FFRD）及吸氢脆化行为的高保真模拟分析技术，阐明其形成机理和演变规律，技术指标：能够开展三维的工程级（～1m）的燃料元件的高保真FFRD计算分析，获取LOCA瞬态中不同燃耗下燃料破碎、重定位及散落的演变过程；能够开展三维的实验级（>10cm）燃料元件的高保真吸氢脆化计算分析，模拟RIA瞬态中不同氢含量下包壳裂纹扩展演变过程。（2）开发芯块破碎、重定位及散落行为和包壳吸氢脆化的机理模型1套，技术指标：高燃耗燃料破碎模型预测的芯块平均尺寸和芯块粉末质量份额与实验数据偏差不超过±30%，芯块轴向重定位模型预测的芯块缺失高度与实验数据偏差不超过±30%，芯块散落模型预测的散落芯块质量与实验数据偏差不超过±50%，包壳吸氢脆化模型预测的包壳应变限值与实验数据偏差不超过±30%。（3）发表高水平学术论文≥1篇。（4）申请受理发明专利≥1项。
研究周期：1-2年
经费：20万元
2.大型压水堆压力容器下封头喷淋冷却关键技术研究
研究目标：高热流密度压力容器下封头喷淋冷却关键技术研究，包括：构建气泡成核和液膜蒸发的理论模型，构建薄液膜中气泡生长、脱离和薄液膜的导热/对流/蒸发的预测模型，喷嘴阵列对高热流圆弧形壁面冷却特性研究。
考核指标：（1）搭建1套包含单喷嘴和多喷嘴高热流密度小型机理实验台架。（2）提出1套气泡成核和液膜蒸发的理论模型；建立1套薄液膜中气泡生长、脱离和薄液膜的导热/对流/蒸发的CFD预测模型，平均误差≤20%。（3）研究报告≥2份。（4）发表高水平学术论文≥2篇。（5）申请受理发明专利≥1项。
3.基于神经网络特征迁移的核反应堆故障诊断与预测方法研究
研究目标：开发基于数据迁移的反应堆系统故障诊断与预测模型和方法，明确小样本驱动下的反应堆事故数据特征提取与迁移机制，提升迁移数据环境下的反应堆事故诊断与预测模型精度及可靠性。
考核指标：（1）开发基于数据迁移的反应堆系统故障诊断与预测模型和方法1套，技术指标：反应堆事故诊断测试精度>90%，反应堆事故预测测试集误差<5%。（2）研究报告≥1份。（3）发表高水平学术论文≥1篇。
经费：15万元
4.核电厂DCS卡件可靠性评估研究
研究目标：根据关键元器件材料特性、组成结构、工作原理，研究导致其性能退化的内在机理，建立一套关键元器件和DCS卡件性能退化监测、可靠性评估及寿命预测的智能方法体系。
考核指标：（1）对于卡件元器件退化机理分析模型至少包括温度、湿度、震动等2种关键环境应力。（2）能够给出基于关键元器件的剩余寿命，预测DCS卡件的可靠性。（3）开发1套DCS卡件老化评估与寿命预及可靠性评估方法。（4）申请受理发明专利≥1项。（5）发表高水平学术论文≥1篇。
5.跨尺度系统回路降阶和实时在线仿真研究
研究目标：针对现有冷却剂回路热工水力计算精度和计算效率难以兼顾的问题，开发反应堆冷却剂系统回路的1D多场耦合降阶模型，在保证计算精度的前提下大幅提高计算效率
6.基于权函数理论的核电承压设备特殊裂纹分析方法研究
研究目标：建立管道环向穿壁裂纹的权函数求解方法，确定含环向穿壁裂纹圆筒结构中沿裂纹面中轴线的张开位移解；建立容器接管内隅角裂纹的片条合成三维裂纹解析权函数法，确定典型接管内隅角裂纹的应力强度因子解。
考核指标：（1）《基于权函数法的含环向穿壁裂纹圆筒受复杂载荷下的张开位移解及有限元验证》研究报告1份。（2）《针对管道穿壁裂纹最小张开面积的多样本焊接残余应力测试结果的最优包络曲线获取方法及工程应用》研究报告1份。（3）《接管内隅角裂纹三维片条合成权函数法与应力强度因子计算验证》研究报告1份。（4）《接管内隅角裂纹应力强度因子计算方法对比评价报告》研究报告1份。（5）权函数法计算的张开位移与有限元解相比，相对差别<5%，计算效率比有限元法高3个数量级。（6）权函数法获得的容器接管内隅角三维角裂纹前缘各点的高精度应力强度因子解，与有限元解相比，相对差别<10%，计算效率比有限元法高3个数量级。（7）发表高水平学术论文≥2篇。
7.核电站蒸汽管道汽液两相流动环境下的液滴加速侵蚀行为及预测模型研究
研究目标：研究核电站蒸汽管道在汽液两相流动环境下的液滴加速侵蚀行为，揭示化学腐蚀和液滴高速冲蚀耦合效应对蒸汽管道壁面减薄的损伤机理，选取典型蒸汽管道构建侵蚀预测模型。
考核指标：（1）汽液两相流侵蚀机理研究报告1份。（2）核电站蒸汽管道设计及结构优化报告1份。（3）适用于压水堆核电站的蒸汽管道汽液两相流侵蚀预测模型1套，技术指标：针对不少于三种典型结构特征，模型预测准确率≥80%。（4）发表高水平学术论文≥2篇。
8.近场动力学在核承压设备断裂力学分析中的应用研究
研究目标：建立核电典型承压设备结构材料近场动力学模型，开展近场动力学在核电承压设备断裂力学应用典型案例分析。
考核指标：（1）核电典型承压设备结构材料近场动力学模型1套，技术指标：对反应堆压力容器设备考虑内压和温度瞬态载荷，模型预测准确率≥85%。（2）近场动力学在核电承压设备断裂力学分析中的应用案例分析报告≥1份。（3）发表高水平学术论文≥1篇。
经费：10万元
9.多场耦合作用下安全壳整体泄漏率全尺度计算方法研究
研究目标：研究安全壳内衬失效后气体泄露机理，构建多场耦合作用下安全壳整体泄漏率精确预测模型；开发相应的数值计算程序，实现考虑热-湿-力耦合作用的混凝土安全壳整体泄漏率全尺度数值仿真，并通过试验数据进行精度验证。
考核指标：（1）开发多场耦合作用下安全壳整体泄漏率精确预测模型1套，技术指标：整体泄漏率数值仿真精度提升>15%。（2）开发安全壳混凝土结构热-湿-力耦合本构模型1套，技术指标：耦合本构模型模拟精度提升>10%。（4）发表高水平学术论文≥2篇。（5）申请受理发明专利≥1项。
10.不锈钢管道的洁净、无损/微损表面喷丸强化技术研发及材料应力腐蚀开裂行为影响研究
研究目标：开发建立适用于核电不锈钢管道的洁净、无损喷丸技术，揭示喷丸处理后表面的结构与状态特征，揭示喷丸处理影响核电不锈钢管道焊接接头应力腐蚀行为机制。
考核指标：（1）适用于核电不锈钢管道的洁净、无损/微损喷丸优化工艺参数方案1套。（2）喷丸处理表面的结构与状态特征研究报告1份。（3）喷丸处理表面的结构与状态特征影响应力腐蚀机制研究报告1份。（4）发表高水平学术论文≥2篇。（5）申请受理发明专利≥1项。
11.基于专家知识图谱的操纵员智能辅助决策研究
研究目标：开展专家知识提取与表征，基于专家知识和核电结构化操作手册，构建智能辅助操纵员的专家系统和知识图谱，结构化表征核电站运行任务及关联知识和规则，为操纵员快速推送清晰的决策依据或建议。
考核指标：（1）面向核电运行任务的智能专家系统和知识图谱1套（包括知识库、知识图谱解释文档、原型专家系统及代码），技术指标：知识图谱构建准确率>85%。（2）基于AI的动态决策推送算法模型和验证测试文档1套，技术指标：决策推送的准确率>85%。（3）研究报告≥2份。（4）申请受理发明专利≥1份。（5）发表高水平学术论文≥1篇。
12.核电安全壳内高放射性环境下高风险运维任务团队分布式情景认知与风险分析研究
研究目标：研究面向核电厂运维任务的分布式情景意识负面影响机制，分析运维任务安全性事故演化路径并建立主动安全防护方法，形成基于分布式情景意识的核电厂高放射性环境高风险运维任务的风险分析与防护技术，为核电站高风险运维任务的风险识别和主动防护提供理论支撑。
考核指标：（1）面向核电厂高风险维修任务的分布式情景意识网络建模研究报告1份。（2）基于分布式情景意识的典型核电厂高风险维修任务数字化模型1套，技术指标：方法与模型比传统仿真模型效率提升>30%，事故演化路径识别有效率>90%，关键状态监测有效降低安全风险>10%。（3）发表高水平学术论文≥1篇。
13.自给能中子探测器（SPND）响应机理与电流组分分析研究
研究目标：针对自给能中子探测器（SPND），建立一种能够有效识别瞬发电流信号的方法，实现对探测器位置处中子通量水平的快速推算，消除缓发电流信号的影响。
考核指标：（1）自给能中子探测器（SPND）响应机理与电流组分分析研究报告1份。（2）能够有效识别瞬发电流信号的方法模型1套，技术指标：模型应至少适用于常见的3种SPND材料（钴、铑、钒）；模型应至少区分3项响应电流组分，包括中子引起的瞬发信号、中子引起的缓发信号以及光子引起的背景噪声信号。（3）发表高水平学术论文≥1篇。
14.基于多模态大模型的核电DCS智能体控制算法研究
考核指标：（1）搭建涵盖核电典型系统DCS工程图纸及设计规范的RAG向量数据库1套，技术指标：检索准确率≥80%，检索召回率≥80%。（2）开发1套基于LLM+RAG的智能体控制算法，实现核电控制逻辑图的识图与自然语言问答。技术指标：涵盖至少3类控制逻辑典型图识图与问答，其生成的问答结果与仿真验证结果匹配度≥90%。（3）研究报告≥1份。（4）发表高水平学术论文≥1篇。
15.基于NaI的在线水体γ放射性监测技术研究
研究目标：开发一套具备核素识别功能的在线水体放射性监测系统。
考核指标：（1）开发出具备核素识别功能的在线水体放射性监测系统，识别常见γ放射性核素，如137Cs、60Co、131I等。（2）对于常见放射性核素，如137Cs等系统探测下限<0.1Bq/L，能够在低活度浓度条件下进行有效监测。（3）取样容器设计具备拆卸、清洗及更换功能，确保设备维护便捷，取样容器的镀层在相对湿度95%以上的环境中，经过168小时后，镀层无明显劣化、起泡、开裂等现象。（4）申请受理发明专利≥1项。（5）发表高水平学术论文≥1篇。
16.中等深度处置库工程屏障设计关键技术研究
研究目标：针对我国中等深度处置库研发需求，通过资料调研和数值模拟等手段，建立工程屏障系统长期性能评价技术，为中等深度处置库多重屏障系统方案设计和处置库安全评价提供依据和技术支撑。
考核指标：（1）中等深度处置库工程屏障系统长期性能评价技术方案1套。（2）研究报告≥1份。（3）申请受理发明专利≥1项。（4）发表高水平学术论文≥1篇。
17.压水堆燃料包壳内碘铯吸附机理及模型研究
研究目标：研究燃料包壳内不同化学形态碘、铯的吸附机理，探究影响放射性核素碘、铯在UO2、锆合金包壳表面吸附的关键影响因素；建立压水堆服役环境下包壳内壁碘、铯吸附概率分析模型，提供不同化学形态的碘、铯在UO2、锆合金表面发生吸附反应后的吸附概率。
考核指标：（1）甲基碘、碘分子、氢氧化铯、碘化铯在燃料包壳内壁面材料的吸附模型1套。（2）提供的模型能够给出反应堆运行条件下碘和铯在材料壁面上的吸附概率。要求能给出偏压在1E-15Pa到1E3Pa，500K-1500K，不同化学形态碘、铯分子在UO2上的吸附概率；553K-833K，不同化学形态碘、铯分子在锆合金上的吸附概率。（3）压水堆燃料包壳内碘和铯吸附模型理论算法。（4）发表高水平学术论文≥1篇。
18.核电设备多模态数据分析与FMEA（失效模式与影响分析）生成技术预研
研究目标：面向核电设备状态与诊断、老化缓解维修评估的场景需要，基于设备全周期数据，研制工业级可用的核电多模态数据分析与内容生成预训练模型，为关键设备健康状态诊断预测、失效机理分析、维修活动组织提供可信性可解释性辅助支撑。
考核指标：（1）核电设备多模态数据预处理技术报告1份；支撑算法包1份、多模态数据融合准确率＞80%，平均耗时＜5s。（2）核电设备FMEA大型生成预训练模型及微调推理研究报告1份。（3）核电设备FMEA大型生成预训练模型1套，技术指标：分析任务推理准确率＞85%，微调后推理平均耗时＜10s。（4）申请受理发明专利≥1项。（5）发表高水平学术论文≥2篇。
19.基于堆内探测数据的堆芯中子物理计算的参数化神经网络建模研究
研究目标：面向先进反应堆智能运维和安全监测需要，基于数据中心堆芯中子探测历史数据，开发参数化神经网络代理模型，服务于工业智能级反应堆中子场秒级快速预测。
20.实验室建设运行对标研究
研究目标：开展与3家及以上全球知名科研机构及实验室（至少包含1家企业类实验室）深度对标研究，重点在组织运作机制、人员选拔与聘任、科研项目管理、考核激励、经费使用与管理、科技成果转化、开放交流合作、文化建设等方面开展对标，建立对标管理体系，提出全国重点实验室制度创新、优化、提升关键举措和建议。
研究周期：1年
三、重大项目类课题
对面向核电安全领域中的重大科学问题、关键核心技术或重大产品攻关项目，以及未列入上述探索类、问题导向类但具备重要研究意义和价值的课题，其课题申报研究经费、研究期限等不设限制，可根据申报及评审情况确定。
四、申请要求
2.申请人应作为申请课题的实际负责人，限为1人，当年只能申报1项开放课题。申请人和课题组成员的申请课题数，连同在研的开放课题数总计不得超过2项。已获得开放课题立项支持的人员再次申请，申请书须附已立项课题的研究进展报告或结题报告。
3.开放课题的申请应符合实验室发布的课题指南，且学术思想新颖，具有创新性、前瞻性，立论依据充分，研究目标明确，研究内容翔实，研究方法和技术路线合理可行，在研究周期内可取得重要进展。
五、管理要求
2.对于已签订合同书的开放课题，纳入实验室科研项目归口管理。每一项开放课题均需指定1-2名实验室研究人员作为该项开放课题责任专家，负责全程跟进课题实施过程，参与课题研究或课题管理工作，有效保障课题高质量完成、科技成果高质量输出。责任专家不参与课题经费分配。
3.为了体现合作交流效果，开放课题所发表论文要求：课题负责人须为第一（含共同第一）或通讯（含共同通讯）作者，实验室责任专家为通讯（含共同通讯）或其他作者。探索类课题要求共同发表至少1篇中科院名录认定的高水平期刊（SCI2区及以上）论文。问题导向类课题注重成果应用成效，鼓励与实验室责任专家共同发表高水平论文、申请专利等合作研究。
4.实验室开放课题所取得的论文、专著等各类科研成果，均应标注“核电安全技术与装备全国重点实验室开放基金资助课题+课题编号”（英文名称：SupportedbyStateKeyLaboratoryofNuclearPowerSafetyTechnologyandEquipment+OpenFundProjectNo.）。实验室单位署名（核电安全技术与装备全国重点实验室，StateKeyLaboratoryofNuclearPowerSafetyTechnologyandEquipment），根据实验室开放课题责任专家在参与课题研究过程中的贡献度进行确定。未按以上方式标注的，验收时不计入开放课题成果。
5.对于通过结题验收的课题，实验室组织评选出优秀成果，颁发优秀成果证书并给予激励；对于有应用潜力的成果，实验室将支持课题组联合开展科研成果转化及落地应用；对获得优秀成果奖励的课题负责人，在后续实验室项目申报、合作等方面给予优先支持。
六、申报渠道
七、联系方式
通讯地址：深圳市龙岗区宝龙街道宝龙社区宝龙三路18号中广核工程大厦