面向复杂损伤机制的四代核电设备寿命评价方法——中国工程院院士涂善东

2025年11月13日，中国工程院院士涂善东在深圳核博会核电先进装备与产业链论坛发表《面向复杂损伤机制的四代核电设备寿命评价方法》主旨报告。

涂善东院士表示：第四代核能系统的设计挑战， 目前推荐的有六种类型。分别是钠冷快堆(SFR)，铅冷快堆(LFR)，气冷快堆(GFR)，超高温气冷堆(VHTR)，熔盐堆(MSR)，超临界水冷堆(SCWR)

核电的结构完整性是安全的基石，相较于第二至第三代反应堆，第四代反应堆的优势包括：

1，放射性废物的活度衰减期由千年缩短至数百年级

2，同等核燃料量可获得约100-300倍的能量产气冷快堆(GFR)

3，燃料谱更宽，可采用未包売的原生燃料形态

4，具备“燃烧"既有核废物并同时发电的潜力，实现闭式燃料循环

5，依托被动停堆、替代冷却剂等特性，固有安全性进一步提升

6，机组运行阶段不排放CO₂采与建造阶段可能产生CO₂排放

涂善东院士在报告中详细讲解了第四代核能系统的设计挑战，主导损伤机理及其耦合作用及蠕变-疲劳-环境寿命预测。