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特别推荐
③ 燃料棒行为方面：BERKUT；
④ NPP 内部的热量和质量传输和裂变产物运输：KUPOL-BR；
⑤ 环境中的裂变产物转移：Sibilla、ROM 和 ROUZ；
⑥ RAW 处置的安全验证：GeRa；
⑦ 验证 NPP 安全性的一体化程序：EUCLID/V1、EUCLID/V2、SOCRAT-BN/
V1 和 SOCRAT-BN/V2；
⑧概率安全分析方面：CRISS 5.3；
⑨材料平衡和 CNFC 中的核素流动方面：VISART。
上述共 18 个程序中，有 3 个已经被 Rostechnadzor 认证，还有 10 个刚刚进入
认证阶段。利用新一代软件所获得的结果证实了 BREST-OD-300 和 BN-1200 设
计的高安全性，并进一步验证了 RAW 处置可达到放射性剂量等效这一重要建议
的正确性。
２ 对我国快堆及燃料循环技术开发的启示与建议
2.1 明确快堆及燃料循环在我国先进核能发展中的战略地位
俄罗斯在 2000 年发布的《俄罗斯核电发展战略 2050》，明确了未来核能方向
是发展快堆及闭式燃料循环。我国确立了“热堆—快堆—聚变堆”核能发展三步
走的战略和闭式燃料循环方针，应将其写入《原子能法》中，从法律上确立快堆及
闭式燃料循环在我国先进核能发展中的战略地位，长期坚持不动摇。
当前以压水堆为代表的热堆已进入规模化应用阶段，从近中期（2030 年前）
看，以“华龙一号”、CAP1400 为代表的自主第三代压水堆技术将成为我国核电发
展的主导技术。从中长期看，以快中子反应堆为代表的第四代核能系统是未来核
能发展的主要方向，钠冷快堆是目前第四代反应堆中技术成熟度最高、最接近商用
的堆型，也是俄罗斯等核大国继压水堆后的发展重点，我国未来压水堆后的核能系
统应坚持以钠冷快堆为主，其他堆型根据技术成熟度和市场需要，作为核能多元应
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