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中国核能发展报告（2019）

分析模型研究，部分 ATF 材料样品已启动辐照考验工作，后续还将逐步开
展燃料小棒 / 小组件中子辐照工作，ATF 元件正在从概念、材料研究逐渐

转向工程示范研究。国家电投开展了 ATF 燃料锆合金包壳管耐磨损抗氧化
表面涂层的基本原理研究和方案设计，完成了材料试制和堆外关键性能考
核，完成了安全性、经济性和相容性分析，后续计划开展工程化样管试制

及其辐照考验。开展了高性能 ATF 燃料单晶 UO 2 的试制，正在开展锆基复
合燃料芯块的材料试制和性能考核。

先进核燃料材料方面。我国已经实现了 AFA-3G 燃料组件所需 M5TM 锆
合金管材本土化生产加工；已经形成完整的 AP1000 燃料 Zirlo 合金生产链，
包括海绵锆生产、合金熔炼、条带和管材制造等全部生产工艺。
我国自主研发生产、改进的 Zr-4 合金（低锡 Zr-4）可满足燃耗低于

40~45GW·d/t 燃料组件的要求。拥有自主知识产权的 N36 锆合金首批次
工程化包壳管材于 2018 年 9 月 2 日通过产品和个性鉴定，产品制造工艺和

质量稳定可靠，符合相关要求，为“华龙一号”CF3 组件保障供应奠定了
基础。10 月 31 日，中核二七二铀业核级海绵锆铪中试验证项目成功，进
一步完善了我国核级海绵锆铪生产工艺技术。国家电投完成了自主化吸收

体材料的全新概念设计，形成了高价值、耐水腐蚀的稀土陶瓷类控制棒吸
收体材料，以及低成本、耐水腐蚀的可燃毒物吸收体材料，完成了材料初
步试制和性能测试，关键性能实现显著提升，后续计划开展辐照考验。

3．核燃料循环后段
核燃料循环后段包括乏燃料管理与放射性废物管理等环节。一般而言，1
台百万千瓦压水堆核电机组每年可产生 20~25 吨乏燃料，卸出的乏燃料经过

在堆水池冷却几年后需要运离反应堆水池贮存。从全球来看，乏燃料的管理
可分为直接处置和后处理两种方式。我国坚持核燃料闭式循环政策，提高铀
资源利用率，同时减少放射性废物的最终处置量。针对放射性废物，我国实

行分类管理，针对不同种类放射性废物采取不同的管理手段。
（1）乏燃料管理
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截至 2018 年 12 月底，我国压水堆核电站累计产生乏燃料 4989tHM。为

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