我心中的核电

我心中的核电

核电与水电、火电共同构成世界电力的三大支柱。发展核电对满足经济和社会发展不断增长的能源需求，保障能源供应与安全，保护环境，实现电力结构优化和可持续发展，提升我国综合经济实力和工业技术水平具有重要意义。

由于历史原因，我国核电事业与欧美国家相比起步较晚。在核电起步初期，部分公众因对核电缺乏了解，对建设核电站安全心存疑虑。为使社会公众认识核电、了解核电，消除对核电的恐惧，支持核电发展，中国广核集团自大亚湾核电站建设时期开始，就把开展核电科学知识普及活动作为公司的一项重要社会使命，采取邀请周边地区学校的师生和干部群众参观核电站，举办核电科普讲座、组织观看核电科普宣传片、举行核电科普知识展览、开展大亚湾核电基地工业旅游等多种形式，坚持不懈开展核电科普宣传。

20多年来，大亚湾核电基地累计接待社会各界公众二十多万人次，其中接待港澳地区公众三万多人次，在核电新项目所在地广东阳江、台山、陆丰和辽宁大连、福建宁德、广西南宁、安徽芜湖等举办科普巡回展览活动。一系列的科普宣传活动，为普及核电知识、营造有利于核电发展的社会环境和舆论环境发挥了重要作用。

我心中的核电知识

核反应堆，又称为原子反应堆或反应堆，是装配了核燃料以实现大规模可控制裂变链式反应的装置。核反应堆根据中子能量分为快中子堆和热中子堆。热中子反应堆，它是用慢化剂把快中子速度降低，使之成为热中子（或称慢中子），再利用热中子来进行链式反应的一种装置。由于热中子更容易引起铀－235等裂变，这样，用少量裂变物质就可获得链式裂变反应。慢化剂是一些含轻元素而又吸收中子少的物质，如重水、铍、石墨、水等。热中子堆一般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。链式反应就是在堆芯中进行的。反应堆必须用冷却剂把裂变能带出堆芯。冷却剂也是吸收中子很少的物质。热中子堆最常用的冷却剂是轻水（普通水）、重水、二氧化碳和氦气。核电站的内部它通常由一回路系统和二回路系统组成。反应堆是核电站的核心。反应堆工作时放出的热能，由一回路系统的冷却剂带出，用以产生蒸汽。因此，整个一回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于火电厂的锅炉系统。为了确保安全，整个一回路系统装在一个被称为安全壳的密闭厂房内，这样，无论在正常运行或发生事故时都不会影响安全。由蒸汽驱动汽轮发电机组进行发电的二回路系统，与火电厂的汽轮发电机系统基本相同。轻水堆――压水堆电站自从核电站问世以来，在工业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻水堆、重水堆和石墨汽冷堆。它们相应地被用到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。

我心中的核电

通过参观核电站，我了解到不少关于核方面的知识，真是大开眼界，下面给大家介绍下吧：核能是一种低碳清洁的能源，为什么呢？因为相对于火电，100万千瓦的核电机组每年少排出500万吨二氧化碳，而全世界每年二氧化碳排放量约为80亿吨，因此核能为减缓温室效应，防止大气变暖做出了很大的贡献。核能还广泛用于医学、工业、农学领域，比如说在我们生活的各个角落都有核的影子，核还用于处理废水、废气，担当环保小卫士。

我最关心的还是核的安全性，大家都知道福岛核电站泄漏的事件吧！到现在核辐射的影子让大家心有余悸，在海阳核电站的座谈会上，核电站的叔叔阿姨不仅给我们每个人发了一本关于核方面知识的手册，而且给我们介绍了关于海阳核电站安全方面的知识，而且我还提了一个关于核的安全性的问题，虽然我听了后稍稍安心了点，但是我们整个社会的安全意识要警钟长鸣、不能松解。

一天的参观结束了，我很开心，我的知识又丰富了许多，眼界也开阔了，最主要的是更加认识了核能这个小伙伴，希望它能够为人类作出更大的贡献。

三门核电站一日游

一到三门核电站，我就迫不及待地问妈妈：“怎么核电站里的房子和我们住的房子是一样的？好像没什么不同呀？”妈妈说：“我们在核电站的生活区，真正的核电站还没见着呢！”听了妈妈的话，我更好奇了。

我们先来到核电站展示厅。一进展厅，我发现四周墙上挂满了许多图片和文字，这些都是介绍核电站如何修建的。一直往里走，我看到一个宽大的圆台上，摆放着一些从没见过的炸弹模型。我看到模型前的牌子上写着“氢弹”、“原子弹”，边上还有这两个炸弹爆炸时产生的蘑菇似的白烟，据说它们爆炸的威力非常强。在圆台的最中心还有一艘核潜艇模型，我忍不住上前摸了一下这个黑乎乎的大家伙。它和我们平时看到图片上的潜艇是一样的，我想是不是因为它肚子里装的东西是“核”，才叫核潜艇呢？

在展台的对面有一座小小的建筑模型，这些模型就像小孩子的玩具。我走上前去，细心观察了一下，发现它可比玩具高科技多了。它有一个像讲台似的操作台，上面有些红色的按钮。我按了一下其中的一个，那个模型上的灯就开始亮了起来，这时一个声音开始娓娓道来。妈妈说：“你仔细听听，这是在介绍核发电的原理。”我听了半天也没听懂，只知道那个像大瓶子的模型就是装核燃料的，发电原理要等我长大了，多学点知识才会明白吧！

参观了展示厅，我们登上了核电站内的小山，因为只有站在山上，我们才能真正看到核电站的全景。到了观景台，我看到下面的建筑物和我们在展示厅里看到的一模一样，也有一个大瓶子似的建筑，还有一些没有窗户的大房子，在这些建筑边上还有几台大型的吊车。同行的叔叔介绍说：“这座核电站还没完全建好，你们看到的这些吊车中，其中一台蓝色的吊车花了一亿多元，每年的维护费用就要三四百万元……”

建这个核电站可真不容易，我以后一定要节约用电，因为这些能源都是来之不易的。

大亚湾核电站游览有感

今年“五一”劳动节那天，爸爸说，你想不想知道我们用的电是怎样来的，我说当然想，爸爸说好，那我们就去大亚湾核电站参观参观，你就明白了。

一路上，爸爸给我讲了很多关于电的知识，他还告诉我说，在那上班的人都是很厉害的人，他们都是电专家，他们都学了不少的知识。我们来到了核电站，我们刚准备把车开上去，一位值班的叔叔把我们拦住了，请我们出示参观票，可我们没有过，怎么办呢？值班的叔叔叫我们去核电站公安分局办一个就可以了。爸爸带着我们又来到了公安分局，那里的叔叔阿姨很热情，很快就给我们办好了，这次我们很顺利就来到了观景台。站在上面，我的面前出现了好多的管子和罐子，有黑色的、有绿色的，还有一些机器发出很大的噪音，这些管子是发电要用的，爸爸说，看到的那些管子和机器连接起来就能发电。在那工作的叔叔真厉害，我长大一定要好好的向他们学习。

镍基合金焊接材料

镍基合金焊接材料 镍及镍合金焊条

产品名称：镍及镍基合金焊材 产品说明: Ni102镍及镍合金焊条型号GB/T：ENi-0 说明：钛钙型药皮的纯镍焊条，具有较好的力学性能及耐热、耐腐蚀性，交、直流两用，采用直流反接。 用途：用于化工设备、食品工业，医疗器械制造中镍基合金和双金属的焊接，也可用作异种金属的过渡层焊条，具有良好的熔合性和抗裂性。 熔敷金属化学成份/% C≤0.03 Mn 0.6-1.1 Si≤1Ni≥92Fe≤0.5 Ti 0.7-1.2 Nb 1.8-2.3 S≤0.015P≤0.015 Ni112镍及镍合金焊条型号GB/T：ENi-0 相当于AWS：ENi-1 说明：钛钙型药皮的纯镍焊条，具有较好的力学性能及耐热、耐腐蚀性，交、直流两用，采用直流反接。 用途：用于化工设备、食品工业，医疗器械制造中镍基合金和双金属的焊接，也可用作异种金属的过渡层焊条，具有良好的熔合性和抗裂性。 熔敷金属化学成份/% C≈0.04Mn≈1.5Ni≥92Fe≈3Ti≈0.5Nb≈1S≤0.015P≤0.015 Ni202镍及镍合金焊条型号GB/T：ENiCu-7 相当于AWS：ENiCu-7 说明：钛钙型药皮的Ni70Cu30蒙乃尔合金焊条，含适量的锰、铌，具有较好的抗裂性，焊接时电弧燃烧稳定，飞溅小，脱渣容易，焊接成形美观，采用交流或直流反接，采用直流反接。用途：用于镍铜合金与异种钢的焊接，也可用作过渡层堆焊材料。 熔敷金属化学成份/% C≤0.15 Mn≤4Si≤1.5 Ni 62-69 Fe≤2.5Ti≤1Nb≤2.5 S≤0.015 P≤0.02Al≤0.75 Cu余量 Ni207镍及镍合金焊条型号GB/T：ENiCu-7 相当于AWS：ENiCu-7 说明：低氢型蒙乃尔合金焊条，具有良好的抗裂性和焊接工艺性能。 用途：用于焊接蒙乃尔合金焊条或异种钢，也可用作过渡层堆焊材料。 熔敷金属化学成份/% C≤0.15Mn≤4Si≤1.5 Ni 62-69 Fe≤2.5Ti≤1Nb≤2.5S≤0.015 P≤0.02 Cu余量 Ni307镍及镍合金焊条型号GB/T：ENiCrMo-0

(发展战略)世界核电发展概述 中国核电建设简史

世界核电发展概述 中国核电建设历程 （一）世界核电发展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年主要国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年主要国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。主要内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。

1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严重事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典帮助，大火七天扑灭。其原因是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，接受国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津诞生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个掌握的国家。

核电大修计划管理

核电站大修项目计划管理的新方法 转载自：《项目管理技术》总第26期作者：大亚湾核电运营管理有限责任公司黄晓飞 摘要：本文简介了大亚湾核电运营管理有限责任公司（英文缩写DNMC）核电机组大修项目计划管理的特点，通过分析DNMC大修计划管理方法的演变，揭示核电站大修项目计划管理存在的问题，提出以企业级项目管理软件P3E/C为核心工具解决核电站大修项目计划管理存在问题的新方法。 关键词：核电站；大修；计划；P3E/C 一、 前言 核电机组在运转一个发电循环后，将停机用新燃料组件替换乏燃料组件。核电站运营管理单位均利用这一换料停机的时间窗口，进行大量设备的预防性维修、纠正性维修、在役检查、改造和定期试验，以改善和维持设备的运行特性，保证机组在下一发电循环的安全稳定运行。这就是核电机组的换料大修。 核电机组换料大修是一个巨大且极其复杂的的项目，对项目执行的安全、质量和工期均有很高的标准。DNMC百万级单台机组大修执行的工作票数量在5000-8000张之间，计划控制的活动数量在10000项左右，参与项目的人员（分属不同的承包商或业主）上千人。核电机组大修项目必须严格遵循运行技术规范的要求，系统和设备的停运、恢复，以及各项作业活动间的窗口和逻辑联系都有严格的限制条件。另外，百万级机组单机按目前上网电价每小时将有发电受益40-50万元人民币，故工期控制也非常重要。 由此可见，核电站大修项目对计划管理水平的要求很高。DNMC大修项目的实践表明，推进项目管理方法改进、强化计划功能、重视经验积累，对保证核电机组大修项目的安全和质量，缩短大修工期起决定性作用。 图一：大亚湾D1和D2两台机组的大修工期（D202为十年度大修，D209为非标准年度大修）

为中国核电事业建言献策-中咨公司王泽平访谈

为中国核电事业建言献策 ——专访中国国际工程咨询公司能源业务部副处长王泽平 “从国家将核电项目审批制改为核准制之后，我们公司更加深度参与了中国核电事业的发展，对每个待核准的核电项目都要出具评估报告”，中国国际工程咨询公司能源业务部主管核电业务的副处长王泽平在接受《中国投资》专访时表示，“我们要从咨询公司的角度，当好参谋，为中国核电事业建言献策”。 评估牢把关 《中国投资》：中国国际工程咨询公司(下称中咨公司)作为国内规模最大的综合性工程咨询机构,为中央政府在国家重大建设项目的决策和实施发挥了重要的参谋作用。在推动核电事业发展方面，你们做了哪些工作? 王泽平：在2004年以前，我国核电项目实行政府审批制，中咨公司在项目建议书、可行性研究报告等阶段不同程度参与了其中部分工作，由于当时核电项目很少，中咨公司的优势与职能没有完全发挥。 2004年国家发布《国务院关于投资体制改革的决定》，规定对于核电项目由原来的政府审批制改为现在的核准制，由国家发展和改革委员会负责审查其项目申请报告，并报国务院核准。按照建设项目核准制的要求，政府要对企业提交的项目申请报告，从维护经济安全、合理开发

利用资源、保护生态环境、优化重大布局、保障公共利益、防止出现垄断等方面进行核准。 随着国家大力发展核电的大政方针的确定和核电中长期发展规划 的推出，中核、中广核两家业主这些年纷纷迅速上马核电项目。核电项目技术复杂，涉及行业多，投资大，工期长，其安全性更是为世人瞩目，其核准与建设事宜需要极其慎重。中咨公司为辽宁红沿河、福建宁德和福清、广东阳江、浙江秦山二期扩建、方家山和三门、山东海阳等核电项目所做的核准评估报告，成为国家发改委审查其项目、最终报国务院核准的重要参考依据。在对项目的投资估算、用地情况、上网电价等各项指标的分析和控制、尤其是对经济指标的控制上，中咨公司本着负责任的态度严格把关，得到了相关部门的高度肯定。 此外，中咨公司部分参与了国家《核电中长期发展规划(2005-2020年)》的制定工作，该规划于2007年10月出台，对我国核电事业起到了指导和激励作用。中咨公司还主持了部分地方的核电规划制定工作，如福建、重庆等省份，还对湖南、广西发展核电做了积极的预测和推动。现在，中咨公司当年对核电发展的一些前瞻性判断得到了印证，例如，早在2005年的时候，中咨公司为福建省做核电发展规划咨询时就提出，福建要在福州南北同时各推进一个核电项目。当时，很多人觉得不合理也不可能，但现在，福建宁德、福清项目已经开工建设了。 《中国投资》：作为核电业界资深专家，请您简要谈谈核电项目评估注重哪些要素。

核电站压力容器用SA508

核电站压力容器用SA508-3钢厚截面 锻件热处理冷却速度 胡本芙杨兴博林岳萌 (北京科技大学) (哈尔滨锅炉厂)(第一重型机械集团公司) 摘要研究了不同截面厚度的SA508-3钢热处理冷却速度与力学性 能的关系。实验结果表明，当平均冷速≤18 ℃/min时，钢的强度和韧性较低，达不到标准要求。当冷却速度为58～168 ℃/min时，其淬火组织为下贝氏体，经650 ℃回火后组织变成回火贝氏体和均匀分布的合金碳化物，使SA508-3钢具有良好的强度和低温韧性。 关键词压力容器用钢冷却速度合金碳化物 QUENCHING COOLING RATE OF HEAVY SECTION SA508-3 STEEL FORGING FOR PRESSURE VESSEL FOR NUCLEAR POWER STATION HU Benfu (University of Science and Technology Beijing) YANG Xingbo LIN Yuemeng (Harbin Boiler Works)(First Heavy Machinery(Group) Co.) ABSTRACT The dependence of the properties of heavy section SA508-3 steel on the quenching cooling rate has been investigated.The experimental results show that the strength and toughness are lower than standard values when the average cooling rate is below 18 ℃/min;when the cooling rate is 58～168 ℃/min the microstructure of the steel is of low bainite,which is changed into tempered bainite with tiny dispersive carbides in ferrite after 650 ℃ tempering,making SA508-3 steel have good strength and low temperature toughness. KEY WORDS pressure vessel steel,cooling rate,alloy carbide 近年来，为减少核反应堆压力容器及核蒸汽供应系统部件的焊缝数量，保证其安全可靠地运行，压力容器向大型化、整体化发展，使大型厚壁锻件的应用日益增多。这就要求在合理设计锻件化学成分和控制冶

日本核泄漏事件与我国核电事业发展

日本核泄漏事件与我国核电事业发展

日本核泄漏事件与我国核电事业发展 3月11号当地时间14点46分，日本宫城县发生世纪大地震，引发大规模海啸并造成重大损失，甚至导致福岛第一核电站发生爆炸造成核泄漏。这一事件，照成了国际性的轰动，并引起了我国参加两会的代表及高层们的重视，甚至在国民中也造成了很大的影响，一时间因心思不正的分子的扰乱性行为，而造成“盐慌”等等。当这些风暴渐渐开始平息下来，人们不禁产生了各种问题。如，此次日本核泄漏事件，是否会对我国产生不良反应？我国距离日本如此的近，是否会对我们的日常生活产生影响？核能真的值得人类发展利用吗？在核能的开发中是否存在着安全隐患？等质疑声此起彼伏。 那么，核能的开发是否值得？日本的核泄漏，又对我国产生了哪些影响？ 一直以来，很多人都认为核能是最安全同时最可靠的能源。但是，由于此次日本福岛第一核电站机组发生爆炸、导致放射性物质泄漏的事件让人不得不对核能的安全性产生了置疑。据了解，与常规能源相比，核能主要有三大优势——

核能的能量密度非常之大；核能是非常清洁的能源；核能具有较高的经济性。因此，伴随着我国能源的逐渐减少，也就决定了我国核能的开发是趋势所趋。 而在此次照成日本福岛第一核电站机组发生爆炸、导致放射性物质泄漏的主要原因，是由于核裂变产生核反应堆的“剩余发热”照成的。一般为了防止“剩余发热”的危害，对反应堆做了很多可靠的设计，从而大大降低了因“剩余发热”而照成的许多，如地震等问题。然而在此次发生的日本地震，其规模大大超过了预期，从而照成核泄漏事件的发生。而此次日本核泄漏事件不仅并未对我国照成很大的损失，反而为包括我国在内的世界各国敲醒了警钟，并促进了世界各国专家学者们对核能开发问题的重视及研究。 除此之外，此次日本核泄漏事件还推动了我国对核能开发的重视，并建立了相关法案。近日，在中国政法大学举行了首届原子能法论坛。而这一论坛的举行，也体现了我国核能相关法律建立的开端，这对我国具有极重要的意义。 因此，各种事实表明，此次的日本核泄漏事件，或多或少的震动了不少国民的内心，但，对

世界核电发展概述中国核电建设简史

世界核电发展概述中国核电建设简史 中国核电建设历程 （一）世界核电进展概述 1954年6月27日投入使用的世界最早核电站—莫斯科西南110公里的奥布宁斯克核电站，5MW容量。（于2002年4月30日关闭，现改建一所博物馆。） 1960年美国核能发电占总电能的0.1%。（当时只美国有规模核电） 1970年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国1.4%；苏联0.5%；日本1.5%；西德3.7%。 1980年有核电的国家核电量占总电量的百分比：美国11.0%；苏联5.4%；日本16.0%；西德14.2%。 1980年要紧国家核电装机容量：美国5649万千瓦；苏联1230万千瓦；日本1569万千瓦。 1980年全球核电占发电量的16%。 1981年要紧国家核电装机容量：美国6074万千瓦；苏联1450万千瓦；日本1626万千瓦。 1982年11月法国核电装机容量2200万千瓦，占总装机容量的33.8%。法有22台90万千瓦核电机组投入生产。 1982年11月英国核电装机容量占总电量的8.1%。 1983年5月5日签订中法核电合作备忘录，计五条。要紧内容：法国供四座核岛，常规岛英国两套，法选两套，均由法总设计。 1983年10月11日。国际原子能机构27届大会一致通过决议，接纳中华人民共和国为该机构成员国。 1985年12月12日中法广东核电站谈判达成协议。由法国法马通公司向中国提供两座90万千瓦反应堆。

1986年4月26日，苏联基辅北180公里的切尔诺贝利核电站发生严峻事故，放射性物质泄漏，传播到北欧一带，苏要求瑞典关心，大火七天扑灭。其缘故是人为连续违反操作规程而导致，安全壳不能全包容而向外泄漏。 1990年初，宜宾核燃料元件厂开始生产，供秦山核电站核燃料组件。95年1月起，向大亚湾核电站提供更换的燃料组件。 1991年12月大亚湾核电站第一台投产，填补我国核电的空白。 1991年12月31日，中国—巴基斯坦核电站合作合同签字。中国30万千瓦核电站和平利用于巴，同意国际原子能机构监督。 1992年12月18日中俄签订核电站合作协定。关于两台100万级核电机组的核电站项目。 1994年4月我国自行研究、设计和建设的第1座核电站－秦山核电站正式投入商业运行。 1996年12月27日，在莫斯科签订俄罗斯提供两台百万千瓦压水堆（VVER-1000型）核电机组合同。厂址在江苏连云港，称田湾核电站。 1996年世界核电所占比率最高的国家：法国核电占总电量的78.2% 。 1999年各国核发电量（单位：亿千瓦时）：美国7778.9、法国3942.4、日本3166.2、德1700.0、俄国1218.8、英国962.8、加拿大734.9、中国149.5。 2001年4月19日报道，核电专用电缆在天津产生，核二院等单位研制1E级K3类电缆通过专家鉴定，国内首家寿命达到50年。 2001年4月19日，日本高濱关西电力公司属下1号核电厂发生泄漏事故，将负荷降至75%，对泄漏详细检查。 2001年5月17日报道，我国新一代、第一座高温气冷核反应堆在京建成。世界最新技术，继美、英、德、日后第五个把握的国家。

我国核能发展现状

我国核能发展现状 目前我们国家核能起着相当重要的作用，核能的和平利用是20世纪人类最伟大的成就之一，经过半个多世纪的发展，核技术已经渗透到能源、工业、农业、医疗、环保等各个领域，特别是核能在电力工业成功运用，为提高各位人们的生活质量与水平作出了重要贡献。 目前核电约占世界总发电量的16%，与水电、火电一起构成电力能源三大支柱，核能技术不断发展和进步寄托着人类对未来的希望，它将成为最终解决全球可持续发展的综合能源之一。世界50多年的核能发展表明，核能不失为一种清洁、安全和经济的能源，随着我国经济的持续高速发展，毕竟对能源提出快速增长要求，而我国目前以煤炭为主的能源结构又与日益严重的环境问题日益相关，所以发展核能是解决我国能源短缺、改善能源结构、控制环境污染、保障能源结构重要途径之一。 中国建设的第一座核电厂1991年建成投产，结束了中国大陆无核电力的历史，1994年投产大电站，1996年中国又自主设计建设了二级核电站，三级核电站，随着最近广东核电厂投入，我国目前公共12组核电机组投入运行，运行的核电机组安全状况良好，平均用于值可达到85%，核电辐射水平一直保持在本地水平。 到目前为止我国已合作了12个核电项目，共31台机组，合作规模达到3378万千瓦，已开工建设24台，建成规模2660万千瓦。核电作为我国新能源的主力军，正面临着难得的发展机遇，进入了批量化、规模化的发展阶段，目前我国引进三代核技术AP1千以及EP2顺利建成，它在中国经济快捷的发展，对核燃料的高效利用以及对减少高排放物发挥了重大的效应。 07年3月，随着中美间两份重要协议《核岛供货合同框架协议》和《技术转让合同的框架协议》的签署，美国西屋公司和绍尔公司组成的西屋联合体在中国的第三代核电招标中正式中标，AP1000成为三代核电自主化依托项目所选择的技术路线，世界上最先进的第三代核电技术AP1000落户中国。 AP1000技术虽然先进，但到目前为止世界上尚没有一座建成的电站，中国将是第一个“品尝”这一技术的国家。我国的研究人员从AP600到AP1000进行了十多年的研究，对这一技术有较深入的了解。第三代技术是从第二代发展来的，其主要系统均有工程实践，只是核电站安全系统设计理念不同，AP1000使用的是非能动的方式。 作为第三代核电站，AP1000具有良好的安全性和经济性。第二代核电站主要是上世纪70年代根据当时安全法规设计的。其设计基准不考虑核电站严重事故(如

反应堆压力容器结构完整性分析(728贺寅彪)

反应堆压力容器结构完整性分析方法研究 贺寅彪曲家棣窦一康 上海核工程研究设计院核电厂设备评估与寿命工程技术中心 200233 摘要:本文依据法规要求和国外的研究成果，对压水堆核电厂反应堆压力容器结构完整性研究分析方法进行阐述。以典型的承压热冲击分析，作为考查在役反应堆压力容器断裂韧性抵抗快速断裂的能力及其安全裕度储备。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况，进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性的两种材料模式运用于RPV的应力计算，分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。 关键词:反应堆压力容器承压热冲击结构完整性表面裂纹和深埋裂纹 1 引言 1970年美国核管会的管理导则R.G 1.2（现已废止）认为反应堆压力容器（RPV）应能承受大破口失水事故下最严重的热冲击。在这类过冷瞬态下，冷却剂（室温）在几秒内淹没反应堆压力容器，并迅速冷却器壁，壁厚的温差引起热应力，使内表面呈受拉状态。此时内压引起应力可不予考虑，因为在大破口失水时系统呈低压状态。 1978年美国加利福尼亚的Rancho Seco核电厂的非失水事故表明，在某类过冷瞬态中，迅速降温可能伴随主系统的重新打压，它与热应力的效应组合，在内壁产生较高的拉应力。但只要容器有足够的断裂韧性，这样的瞬态是不会引起容器的失效。可是，随着核电厂运行接近寿期末，由于快中子辐照导致带区的断裂韧性下降，此时严重的PTS事件就可能引起内表面附近的缺陷贯穿壁厚，根据事故的发展，这样的贯穿裂纹（TWC）可能导致堆芯熔化。 Rancho Seco事件后，美国NRC将PTS定为未解决的安全问题，组织研究机构和核电厂对PTS效应进行大规模研究。在此基础上，NRC和联邦法规相继制订了R.G 1.154[1]和10CFR 50.61[2]，要求对预期在寿期末不满足鉴别准则（Screening criterion）的核电厂进行PTS专项分析，内容涉及电厂特定PTS 瞬态的热工水力分析、确定性断裂力学分析和概率断裂力学分析，当裂纹贯穿的概率小于5 10-6/堆年，认为该容器的安全裕度仍有保证。

日本核泄漏事件对我国核电事业发展的影响

日本核泄漏事件对我国核电事业发展的影响 摘要：日本特大地震伴随海啸引发了福岛第一核电站爆炸及放射性物 质泄漏，触目惊心的核泄漏事件给我们敲响了警钟，给中国核电事业 的发展提出了警示。 关键词：核泄漏；自然灾害；核能立法；防护措施等。 3月11日下午，日本东部海域发生9级大地震，并伴随特大海啸，次日，福岛第一核电站发生了爆炸和放射性物质泄漏。这是自1986年4月26日苏联乌克兰共和国切尔诺贝利核能发电厂发生严重核泄漏以来，人类发生的最严重的核泄漏事故。虽然日本因地震发生的核泄漏事件 不会改变中国发展核电的决心和安排,但这次事件给中国核电事业的发展敲响了警钟。 首先，中国核电发展必须充分考虑环境变化等自然因素，核电站尽量 建在不易发生重大灾害的地区。此次日本核泄漏是由于特大地震伴随 海啸袭来仍而引发的，而近几年由于人类对环境的破坏，灾害丛生地 震频发。因此，中国核电建设的当务之急就是在设计的层面上充分考

虑发生地震的可能性，在抗震方面的设计应该做好最坏的打算。只有这样，才能确保不出问题。在当前东部率先发展的大趋势下，我国沿海地区的经济和人口密度急剧增大。各级政府必须高度重视海洋灾害可能造成的影响，切实提高沿海地区的灾害防御能力。 其次，中国核电设施应该做好严格的监测和维护,严格禁止这些设施出现超期服役现象，而且不管在怎样的紧急情况下，电站内都必须拥有稳定可靠的“多路”供电系统。据报道，泄漏的最主要原因是海啸超出了设想的水平，海啸引起的滔天洪水将柴油发电机房淹没，造成应急供电系统不能工作。并且福岛一期核电站原本设计寿命已经到期，但出于成本考量而继续运作，尽管在今年2月份的评估报告中，东京电力认为这种超期服役不存在风险，但由于其安全设计存在缺陷，最终导致了目前事态的恶化。中国目前有13座核电站正在运行，虽然已经有严格的监测和维护机制，但仌然马虎不得，尤其是一旦监测出问题，一定要及时处理，才能确保安全。 第三，我国在核安全和辐射安全方面存在法律空白,核能领域基本法原子能法立法一拖再拖,至今依然没有出台,中国核安全法律缺位 问题突出。在核安全形势严峻的背景下,我国必须高度重视和积极推进

解析核电设备管理对核电运行安全的影响

解析核电设备管理对核电运行安全的影响 发表时间：2019-10-16T15:16:38.760Z 来源：《电力设备》2019年第11期作者：俞践[导读] 摘要：核能事业的大力发展,促使核电站投资力度不断加大,站内拥有的核电设备也愈发复杂，更加先进。 （中国能源建设集团浙江火电建设有限公司浙江省杭州市 310016）摘要：核能事业的大力发展,促使核电站投资力度不断加大,站内拥有的核电设备也愈发复杂，更加先进。通过长期探索不难发现，核电站建设与核能利用不仅需要专业技术支撑,而且应确保核电设备稳步运行。只有挑选性能优良的核电设备，方可实现核电站的正常运行，推动核电事业的发展进程。 关键词：核电设备；管理；安全；影响 一、核电设备安全管理的重要性 由于核电运行具有一定的危险性，在实际的生产过程中对于核电设备的要求较高，为了保障核能发电的安全性，有关人员应当逐步提高核能发电安全管理的水平，以此才能提高核能发电的经济效益，凸显其环保特性。所以强化核电设备管理对于我国核电事业的发展具有重要的价值，近年来，科学技术的发展速度较快，提升核电设备的管理质量不仅是核电生产的要求，也是快速实现新能源开发与利用的有效切入点。现阶段，我国核电设备的发展逐渐趋于智能化、高效化发展，这就要求核电设备管理人员应当树立正确的观念，保障核电运行的安全性。实现核电设备的规范化管理，一方面应当确保核电设备的规范使用，按照使用标准利用设备，意识到核电设备管理的积极作用。另一方面，在实际的管理过程中，核电站应重视管理人员的专业知识水平及职业技能水平，通过核电设备的安全管理，为核电站的健康发展奠定良好的基础。在核电设备的运行维修环节，管理人员不仅要求具备相关专业技能，更应当具备较高的职业道德，实行定期维修与检查，不断提高设备运行的安全性。 二、核电设备管理对核电运行安全的影响 2.1管理制度方面 管理制度方面来看，由于核电站多数属于国家设施，设备管理上可能存在着安全意识不够强的问题，这对运行安全有一定的不良影响。 核电站的辐射问题以及泄露等严重事故，某种程度上说均和管理不力有一定关系，比如美国三里岛事故，1979年3月28号，其核反应堆发生堆芯失水熔化，放射性物质大量外泄，附近20万居民撤离，并举行大规模游行示威，导致美国核电事业发展一度受挫。事故发生的原因是二回路水泵出现故障，SG应急给水系统自动投入工作，但在此前的检修工作结束后未将应急给水系统的阀门恢复开启，导致二回路的给水依然处于断流状态，反应堆的温度和压力因此迅速升高，卸压阀在此情况下自动打开，反应堆中的汽水混合物外泄，但在压力下降后，卸压阀由于系统的故障而无法回座，堆芯冷却剂仍在外泄，压力迅速降至正常值之下，应急堆芯的冷却系统自动投入工作，操纵员在短时间内无法判断事故原因，未判明卸压阀没有回座，反而选择关闭应急堆芯冷却系统，停止向堆芯注水，最终导致堆芯温度急剧升高，在短短的120秒内造成了堆芯融化、放射性物质外泄的严重事故，结合三里岛事件的起因、过程，不难发现核电设备管理制度的重要性。 2.2设备质量方面 一般来说，核电所用原料，包括铀等，均有一定的放射性，设备质量是保持设备本身工作能力以及人员、生产安全的重要基础，主要包括防护装备质量、设备本身质量和安装质量三个方面。 防护装备质量指人员所装备的衣服、头盔等的防辐射能力，必须做到质量达标，目前虽然尚无由于装备不合格造成的事故，但也需重点管理。设备本身质量是指核电站所用设备，抗热、抗辐射等指标是否合格，仪表类设备在辐射条件下是否精准等。安装质量是指相关人员进行设备安装作业时是否规范，能否保证设备的正常工作等。福岛核电站事故是最近的一次核电事故，事故发生一定程度上是受地震影响，但如果在建设时充分考虑抗震性，对设备防泄露能力做进一步加强，依然可能降低事故影响，福岛事故也体现了核电设备管理对运行安全的影响。 三、核电设备管理举措 3.1重视风险管理 设备的常规建设与安全运行是其前进发展的必要条件，核电设备管理人员需重视核电设备建设，做好运行风险管理工作。风险管理具体指代在核电设备的基本建设与正常运行过程，要求管理人员科学剖析设备运行与使用，有效监控可能出现的故障。风险管理存在于核电设备安装以及使用的每一个过程。一个达标的核电企业，务必要具备健全的风险管理机制，系统掌控运行风险。在日常工作活动中，管理人员务必要仔细观察设备运行，科学编排工作技术，让核电设备可稳步运行。同时，管理人员应认真分析设备的情况，合理调整运行技术，达到高效生产。 核电设备风险管理除应对核电设备运行过程实施风险管理外，也应对管理工作的基本流程与设备保养实施风险管理，依据标准和规范开展，保障安全质量。在设备的日常维护过程，应合理采取新技术，既要达到安全维护，也应减小成本。 3.2科学设计 为实现核电站的稳步运行，科学设计尤为重要。在常规设计过程应遵守多样性原则，维护核电站的常规运行。在核电站的设计工作中，核电设备设计为重点内容，若想达成核电站的正常运行，则务必要科学设计。首先，做好设备配备，保证设备充足，准备一定的备用设备，一旦出现故障，可启用备用，以免影响发电工作。其次，应设计制作自动更换系统，待设备出现故障时，便可自动调节至备用设备中，让设备正常运行，并节省时间，通常不会对工作产生任何不良影响。最后，做好有效停堆的设置，待设备或反应堆发生故障问题时，可通过快速停堆装置全面调控核反应，让反应马上停止。同时，核电设计还应思量许多其他问题，应打造安全设备，防范故障事故，当出现故障时能够在第一时间发现，并及时处理。 3.3保障安装质量 核电事业的大力和高速发展，促使核电设备不断朝现代化与高效化前进发展。而安装质量是实现核电设备正常运行的重要保障，只有设备安全运行，方可实现核电站的可持续发展。核电站不建议片面强调核电设备数量、拓展核电站的规模，也应严格要求设备质量，让核电设备正常运行，进而实现核电站的全面发展。在核电设备质量方面，应严格控制，认真检查，系统维修，切实保障运行安全。 3.4合理预判设备故障

03-核动力船舶压力容器

核动力船舶 核动力船舶压力容器 纵览

7-1核动力船舶主要类型 将原子核裂变释放的核能转变为船舶螺旋浆推进力的系统和设备，称为船舶核动力推进系统，简称船舶核动力系统。 以核潜艇为例，图7-1-1、7-1-2给出了采用压水（PressureWater ）型的核反应堆(NuclearReactor)产生蒸汽、然后用其驱动汽轮机（SteamTurbine ），最后汽轮机轴再经齿轮减速器传动螺旋浆的过程。 核潜艇的核动力推进装置主要由压水核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、一回路管道与循环系统、二回路管道与循环系统、主蒸汽轮机（透平）、螺旋桨电动机、螺旋桨推进器及其他辅助系统组成。 由核潜艇动力推进装置流程图看出：核潜艇动力推进装置的主要特点是：螺旋桨推进器的动力既可来自主汽轮机的轴动力、又可用电动机驱动；该电动机的电源来自蓄电池，而蓄电池利用艇上发电机充电系统不断充电，而发电机是用另一台辅助汽轮机驱动的。 图7-1-1 压水堆型核推进系统的构成示意图 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 13 12 14 15 16 17 18 1-稳压器 2-蒸汽发生器 3-主蒸汽阀 4-主汽轮机 5-减速器 6-离合器 7-主电动机 8-控制棒 9-辅汽轮机与主发电机 10-连轴器 11-一回路屏蔽 12-反应堆 13-主泵 14-电动机 15-发电机 16-蓄电池17-冷凝器 18-泵 图7-1-2 核推进装置艇内布置示意图 1 8 12 2 4 9 7 轴承 6 5 一回路管 核屏蔽 压力壳

核动力船舶所以多采用压水核反应堆，主要是出于如下安全性考虑：核动力船舶的工作状态不像陆上的核电站，它航行中要产生摇摆和震动，特别对军用舰艇来说，还有训练、作战时的更大程度上的动作，这样一来，核反应堆的选型，要以使用安全性为主。 压水核反应堆内的冷却剂（冷却水）的温度虽然可达330℃，但其工作压力为16Mpa 左右的高压，在如此高的压力下，反应堆内的冷却水不会沸腾，不会沸腾的冷却水就不会产生气体，没有气体产生的一回路冷却水，也就不会因船舶的摇摆和震动给一回路的结构带来高出设计的额外压力而损坏； 还有，压水核反应堆的一回路系统与二回路系统之间，发生关连的设备是蒸汽发生器，在蒸汽发生器中，有核辐射的一回路系统冷却水与二回路系统的工质（水）并不直接接触，中间的隔离层就是蒸汽发生器的一回路系统热交换管束，因此，这相对增加了使用安全性：整个二回路系统（主汽轮机、冷凝器和二回路系统管道等）因没有核辐射，所以可在不用核屏蔽的情况下运行，这就可简化核动力船舶轮机舱的设计（图7-1-3、图7-1-4）。 反应堆 轮机舱 图7-1-3 核潜艇轮机舱的位 反应堆舱 轮机舱 主机（汽轮机）舱 核屏蔽 图7-1-4 核潜艇（Ohio ）的轮机舱

核电站施工中重要焊接技术和要求

核电站施工中重要焊接技术和要求 内容摘要：本文介绍了AP1000、CPR1000核电施工现场较重要的焊接技术和要求，包括主管道和波动管焊接、堆芯仪表管焊接、控制棒驱动机构密封焊等，同时也介绍了土建、常规岛和BOP重要的焊接项目。 概述 核岛主设备内主要介质为放射性核物质，其设备制造和安装焊接质量对防止核电厂泄漏造成核物质放射性污染具有特殊性，同时也关系到这些主设备在核安全状态下稳定运行的可靠性和重要性。 1、民用核安全设备焊接特殊性 核岛主设备通常包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等反应堆冷却剂系统设备，也是核电厂第二道安全屏障的组成部分。核岛主设备的制造和安装焊接质量，直接影响反应堆冷却剂系统的完整性，焊缝又是一回路的压力边界，一旦泄漏将会使大量放射性物质向安全壳泄漏。 反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等核岛主设备，由于长期处于高温、高压和强辐照环境下运行，要求其制造用原材料包括焊接材料具有较高的塑性和韧性，以及良好的焊接性和抗辐照、耐蚀等性能。同时由于其焊接壁厚较大，焊接工艺较为复杂，通常焊前需要预热，焊后需要热处理，以避免冷裂纹等焊接缺陷的产生。单条焊缝焊接工作量大，要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，尤其是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。 控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰的焊接质量直接影响反应堆调节系统的运行状态。当调节系统失灵时，有可能危及堆芯的安全。 安全壳是核电厂的第三道安全屏障。一旦发生一回路管道破裂，也能将大量

核放射性物质封住。钢制安全壳和安全壳钢衬里安装焊缝质量要求较为严格，通常要进行泄漏检验。 2、民用核安全设备焊接重要性 核岛主设备通常采用焊接结构，焊接接头与其结构中的母材相比加工条件相差较大，虽然现代焊接技术已使焊接接头的性能接近母材的性能，但其制作仍需要合格的焊接工艺评定才能实现,其焊接质量仍取决于操作焊工的技术水平和工艺过程的控制，因此焊接接头在其结构中属于薄弱环节。 焊接接头质量的性能关系到这些关键设备在核安全状态下稳定运行的可靠性。如果因焊缝破裂发生失水或堆芯损坏事故,会使整个核岛报废,由于核污染的因素,考虑将其修复的可能性极小。因此承担核岛主设备的特殊焊接技术项目的焊工和焊接操作工应树立质量第一的思想观念并严格遵守操作规程。 3、民用核安全设备的施工重要焊接技术 民用核安全设备安装中的重要焊接技术 在核电厂核岛安装期间，被列为重要焊接技术的项目主要包括：主管道和波动管道焊接、堆芯仪表焊接、控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰焊接、安全壳钢衬里焊接、各种贯穿件和牛腿的焊接技术等。 2 主管道和波动管焊接 2.1 总体介绍 岭澳二期工程为两台装机容量为100万千瓦级的压水堆核电机组。以岭澳一期1#、2#机组作为参考电站，由第二研究设计院总承包设计。EM2主回路系统包括：反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主回路管道、堆内构件、堆芯仪表、核燃料系统等设备。主回路系统以反应堆压力容器为中心，由三个并联的环路组成，每一环路包括一台蒸汽发生器和一台主泵，通过主回路管道与反应堆压力容器相连接，稳压器通过波动管与一环路热段连接。

核能的发展与应用

核能的发展与应用 摘要:核电是一种清洁、安全、技术成熟、供应能力强、能大规模应用的发电方式，目前，我国核电已由起步进入发展阶段，具有自主设计建造第一代核电的能力，我国已做出积极推进核电发展的重大决定，加快我国核电建设，提高核电在电力供给中的比重，这将有助于缓解电力增民与交通运输的矛盾，核能利用的发展前景将越来越广阔。 关键词：核能利用、前景、核能发展、核电 核电是安全、清洁、经济的能源。发展核电对推进我国能源多元化，提高能源的安全性，合理开发利用能源，促进可持续发展，扮演着越来越重要的角色。人类的进步离不开能源，新能源开发是我们走出困境的必由之路，目前进行试探性利用的新能源主要是太阳能、地热能、风能、海洋能、生物质能和核聚变能等。现阶段，国际上发展较快的是运用核能发电，在法国，核能发电量占整个国民用电量的78%是世界上核能发电量比重最大的国家，我国的核能发电量仅占2%，随着国家经济的发展需要，我国正在大力发展核电事业。核电是供应能力强、能大规模应用的发电方式；加快我国核电建设，提高核电在电力供给中的比重，有助于缓解电力增长与交通运输、环境保护的矛盾；发展核电对带动高科技产业和装备制造业的发展，促进经济增长，调整能源结构，保障能源安全，实施可持续发展战略，都有重要意义。 核能是由小小的原子核发生某种变化而释放出来的。较轻的原子核融合成一个新核或重核分裂成其它新核都将释放出能量，我们分别称之为核聚变和核裂变，目前人类能加以控制的是核裂变，我们的核电站都是利用核裂变进行发电的。核能发电利用铀燃料进行核分裂连锁反应所产生的热，将水加热成高温高压，核反应所放出的热量较燃烧化石燃料所放出的能量要高很多（相差约百万倍）。核裂变，又称核分裂，是指由较重的原子，主要是指铀或钚，分裂成较轻的（原子

核电焊接材料的国产化与标准化探讨

核电焊接材料的国产化与标准化探讨 发表时间：2018-04-27T14:44:53.323Z 来源：《建筑学研究前沿》2017年第33期作者：万金义 [导读] 目前用于核级设备制造和安装过程的关键焊接材料，无论在核电用焊材研发投入还是在技术储备方面均落后于欧美等发达国家。中核检修有限公司浙江嘉兴 314300 摘要：目前用于核级设备制造和安装过程的关键焊接材料，无论在核电用焊材研发投入还是在技术储备方面均落后于欧美等发达国家，核电用焊接材料的技术水平及质量稳定性与核电国产化建设需求尚有一定差距。由于采用进口焊材存在供货周期长、生产过程中沟通和监管困难、价格高昂等缺点，所以已成为影响我国核电发展速度的瓶颈之一，一定程度上影响了我国大力发展核电及实现核电全面国产化的目标。 关键词：核电焊接；材料；国产化；标准化；分析 引言：影响国产核电焊材广泛应用的因素之一，在于厂家对于核电用焊材的技术特点、要求等还不够熟悉，使得国内焊材厂家在提供符合标准规范要求并且性能稳定可靠的定型(标准化)核电焊材方面还存在一些困难。 1.核电焊接材料的特点 核电用焊接材料主要用于与核安全有关的核l、2、3级设备，形成的焊接接头与母材共同构成了防止核泄漏的屏障，保证电站安全运行，保障人员和环境不致遭到超过国家规定限制的辐照照射和污染。因而核电焊接材料较一般工业用焊接材料的要求要严格得多。 1.1高温拉伸 目前，中国典型的压水堆核电站一回路反应堆压力容器的设计温度为343℃。为了保证运行时一回路承压边界的完整性，对于母材和焊接材料都有高温拉伸性能的要求。 1.2晶间腐蚀 不锈钢的晶间应力腐蚀裂纹(IGSCC)是核电站运行中要重点防范的一类失效形式，试验数据和运行经验表明，这类缺陷的出现是与材料制造时的敏化过程(主要是焊接以及超过400℃的热处理)密切相关的。晶间腐蚀试验对于考核材料在敏化状态下发生晶间腐蚀的倾向是必要的。 2.核电用焊材国产化研究与应用现状 2.1核电用焊材国产化进展 2.1.1核级焊材 核电站中使用的焊接材料，由于质保等级和性能指标的不同，分为核级焊材和非核级焊材，核级焊材主要用于核级设备的制造和安装过程中。由于国内核级焊材的生产起步较晚，目前主要由国外的制造商供货。但近年来随着国家的大力推动和相关企业研发投入的加大，核级焊材的研发和生产均获得了较大的突破。2009年7月，大西洋焊材公司生产的核级焊材成功通过了ASME质保审查并报西屋公司认可，同年9月首批用于AP1000钢制安全壳焊接的E9018焊条运抵三门核电站工程（国内首个AP1000项目）建设现场，标志着核级焊材国产化进程取得突破。2013年8月，上海电力修造厂有限公司的“核级镍基焊接材料国产化研发及实验平台”通过验收，平台旨在不断完善核安全质保体系，继续深化核级焊材的系列化产品研制，积极探索创新商业模式。经过两年多的技术攻关，国家能源应用技术研究及工程示范项目“核级焊接材料国产化开发及应用研究”课题组成功研发出适用于ACPR1000机组用碳钢系列的焊条、实芯焊丝、药芯焊丝、埋弧焊丝焊剂，不锈钢系列的焊条、焊带焊剂，低合金钢系列的焊条、金属粉型药芯焊丝、镍基合金系列的焊条和焊丝等核级焊材，其中9个品种已于2014年3月和7月分两批通过中国核能行业协会和中国焊接协会组织的科技成果鉴定，其余品种正在进行第三方试验验证。CAP1400机组国家核电重大专项“核电设备用焊接材料研制”课题已取得积极进展，涉及奥氏体不锈钢堆焊焊接材料、堆内构件吊篮筒体用不锈钢焊接材料、690镍基合金焊接材料、低合金钢焊接材料等五个子课题通过阶段评审，完成里程碑节点，具备开展后续第三方评估试验研究的条件。 2.1.2常规岛焊材 常规岛焊接材料目前已经基本实现国产化，但一些特殊品种的焊材，仍然依赖进口。近年来国内联合通过项目攻关的形式，针对一些特殊用途的焊材开展了技术研发，例如“核电常规岛抗流体冲刷腐蚀用焊接材料研制”项目参与单位成功研制了与钢材完全匹配的WB36C N1钢及20控铬钢专用焊材，焊材的成分、力学性能、工艺性能等各项指标均与母材匹配良好，此外，项目参与单位研究制定了国产化抗流体冲刷腐蚀焊材生产制造工艺规范和质量控制技术要求，形成了企业技术标准。 2.2核电用焊材国产化的基础与不足 我国在开展核电用焊材国产化方面具有一定的基础，主要体现在焊材生产企业积极性高、相关配套工业体系较为齐全、企业的研发检测能力不断提高、焊材生产企业的规模效应以及长期以来对进口核级焊材的应用经验反馈等方面。但是，与国外的先进技术相比，目前我国核电焊材在质量稳定性、产品性能和使用性能等方面仍与国外焊材存在较大差距，主要体现在产品质量稳定性不足，部分产品的外观、物理性能、焊接工艺性、使用性能等与国外一流产品存在差距，产品在役性能数据缺乏积累等方面。 3.中国核电焊接材料标准化工作和建议 中国的核电焊接材料标准化工作开展相对较少，近几年来，为适应核电建设的需要，各方对于核电焊接材料标准化工作也非常重视。在核电标准体系规划中，将焊接材料集中放入NB／T20009“压水堆核电厂用焊接材料”中，目前安排了14项分标准，基本覆盖了核电中的全部焊接应用。这些标准在满足设计规范要求的前提下，为国内众多焊材厂进入核电领域打开了大门，有利于保证焊材供应和焊材质量，对于提高核电焊接材料的国产化及其应用将起到积极的作用。然而，目前的核电焊接材料标准只是对于焊接材料的最终产品性能作出了规定，缺乏对于从焊接原材料、焊材生产过程的中间控制要求，这对于保证焊材质量及其稳定性是不利的。建议参考国外的有益实践，对核电焊材的“原型鉴定”以及“生产厂过程控制”方面提出要求，从而保证国产核电焊接材料具有符合要求的、稳定可靠的质量水平。在这方面，EN13479。EN12074和EN14532提供了较为全面的要求。在EN13479中明确提出了“原型鉴定”和“生产厂过程控制”的要求，EN12074在ISO9001的基础上，专门针对焊材的特点提出了补充的质量管理要求，包括对于原材料采购技术规格书内容的要求，而EN14532则与前面