上世紀50年代后期，我國就確定了大力發(fā)展原子能事業(yè)的方針，1983年提出了《核能發(fā)展技術政策要點》，1991年我國首座核電站——浙江海鹽秦山核電站并網(wǎng)發(fā)電。截至2020年6月，我國已建成47座核電站，裝機容量達4876×104千瓦，僅次于美國和法國。目前，有在建核電項目11座，位居全球第一，在2030年以前，每年將會有2座反應堆面世。

鋁材是建設核發(fā)電站不可或缺的材料。核電建設所需的一切鋁材國內都能生產(chǎn)。據(jù)匡算，建設一座100×104千瓦的核能發(fā)電站，生產(chǎn)裝備和生活設施建設用的鋁材采購總質量約1.8萬噸，約帶動200家以上的鋁企業(yè)直接或間接參與鋁材供應。

核電技術介紹

利用核燃料（鈾235、鈈256、鈾233）或可聚變核氘、氚裂變反應或核驟變反應產(chǎn)生熱能轉為動力的裝備稱為核裝備，發(fā)出的電稱為核電，是當今三大電能之一，與火電、水電并列。核動力裝備包括核反立堆、產(chǎn)生動力的系統(tǒng)和裝備、以及為保證設備正常運行、人員健康和安全所需要的系統(tǒng)和設備等。

核電站反應堆型主要有沸水堆、壓水堆、氣冷堆和快中子堆四種。核動力裝備主要應用于發(fā)電、艦艇推進和空間技術。

核電站（原子能發(fā)電站）是利用人為控制的緩慢裂變反應釋放的能量發(fā)電。一座100萬千瓦的核電站每年只需30噸濃縮鈾，而同等功率的火電站每年消耗的煤卻高達250萬噸，同時會產(chǎn)生大量的溫室氣體和固體廢棄物，污染環(huán)境。

人類首次實現(xiàn)核能發(fā)電是在1951年8月，美國原子能委員會在愛達荷州一座鈉冷快中子增殖實驗堆上，進行了世界上第一次核能發(fā)電試驗并獲得成功。1954年，蘇聯(lián)建成了世上首座實驗核電站，發(fā)電功率5MW。

核能發(fā)電成本相對穩(wěn)定，不易受國際經(jīng)濟形勢影響。但核電站也存在一些潛在風險，最突出的問題有兩個：一是如何解決好放射性廢料的保存和處理，放到什么地方最安全；二是如何避免核輻射事故的發(fā)生，確保萬無一失，即使誤操作，也能保證不會發(fā)生災難性事故。

我國核電技術的發(fā)展

我國是一個受電力短缺困擾的國家，一直在想方設法擺脫困局。在上世紀50年代中后期，我國就確定了大力發(fā)展原子能事業(yè)的方針，相關部門提出了和平利用原子能、發(fā)展核電的建議，并開始進行初步探索。進入70年代，在華東建設30萬千瓦壓水堆核電站方案獲批，這就是1985年開工，1991年建成投產(chǎn)的浙江海鹽秦山核電站。從此，我國有了自己的核電站，結束了沒有核電站的歷史。

1983年召開的核電發(fā)展回龍觀會議是中國核電發(fā)展的重要里程碑，會上議定了《核能發(fā)展技術政策要點》，確定了以MkW級壓水堆為主、走引進技術并逐步國產(chǎn)化道路，隨即，國務院又成立了核電領導小組；1988年，能源部組建后確定了中國第一部核電發(fā)展規(guī)劃，啟動了全國范圍的核電站選址工作，中國核電進入了規(guī)劃發(fā)展階段；1996年6月，秦山二期2×60萬千瓦壓水堆核電站破土動工建設，2002年、2006年，1、2號機組相繼投入商業(yè)運營。

從1998年到2011年，是中國核電發(fā)展從改進到引進的階段，形成了CPR1000和CNP1000為代表的、具有自主知識產(chǎn)權的“第二代+”核電機型，占中國在運行和在建核電機組的主體。在此期間，中國啟動了第三代核電國際招標，美國西屋電氣公司的AP1000先進壓水堆中標，啟動了山東海陽和浙江三門自主化依托項月，各有2臺AP1000，不久，又在廣東臺山建設有2臺從法國EPR公司引進的第三代機組的核電廠，此外，還從加拿大和俄羅斯先后引進了重水堆和壓水堆機組。

2011年，日本福島核事件后，中國要求新建核電項目必須符合第三代技術安全標準，推出了自主三代核電技術ACP1000和ACPR1000+。前者于2014年12月通過了國際原子能機構反應堆通用設計審核。此兩項技術的融合形成了自主知識產(chǎn)權自主品牌的第三代核電技術的“華龍一號”。

“華龍一號”是國之重器，充分借鑒融合了三代核電技術的先進設計理念以及我國現(xiàn)有壓水堆核電站設計、建造、調試、運行的經(jīng)驗和最新研究成果，設備國產(chǎn)率近90%，滿足全面參與國內外核電市場競爭要求。

中核集團福建福清核電有限公司 5號機組“華龍一號”首爐燃料于2018年7月7日開始裝料。它采用177堆芯設計，降低了堆芯功率密度，提高了設計安全水平。廣西防城港核電站一期工程兩臺機組已于2018年前期發(fā)電，年發(fā)電量150億千瓦時；二期正在建設，也有2臺機組，年發(fā)電量165 億千瓦時。它們產(chǎn)生的環(huán)保效應相當于增加4萬公頃森林。

中核集團江蘇田灣核電基地是中國重要的核基地之一，一、二期工程投入商業(yè)運行的有4臺機組，至2020年6月，累計發(fā)電量超2000億千瓦時，每年減排效益相當于在長江三角洲地區(qū)每年種植超過7萬公頃森林。田彎核電5、6號機組是國家重點工程、江蘇省“十三五”期間的重大投資建設項目。5號機組于2015年12月底破土動工，6號機組于2016年9月開工建設。

浙江三門有一座全球最先進的AP1000反應堆，采用我國獨創(chuàng)的防熔斷技術，與目前使用的技術相比，它的安全度理論上提高了100倍，所需管道減少了約80%，控制電纜減少了約85%。AP1000反應堆的原創(chuàng)技術是美國轉讓的。長期以來，我國政府不僅投入巨資發(fā)展核電，而且為海上漂浮發(fā)電平臺使用的小型反應堆、加速器驅動反應堆、核聚變電站也投入很大，預計今后二三十年內會建成全球用于發(fā)電的首座穩(wěn)定燃燒“人造太陽”。我國正在形成正確的核電發(fā)展模式，有著長期的清潔發(fā)電目標。

截至2020年6月，我國建成的核電站有47座，裝機容量4876萬千瓦。2019年，中核集團核能發(fā)電量1362.14億千瓦時，累計核能發(fā)電9690.76千瓦時，相當于節(jié)約標準煤38760.8萬噸，減少CO2排放2907.06萬噸，相當于260萬頃森林。在核電安全方面，65年來，中國從末發(fā)生二級及以上核安全事故，核材料保持“一克不丟、一件不少”的安全紀錄，在工業(yè)安全中保持著領先地位，其經(jīng)驗和成果也為世界核工業(yè)發(fā)展作出了突出貢獻。

中國核電“走出去”成就大

前景廣闊

在對外合作方面，中俄最大核能合作項目已進入全面實施新階段：田灣核電7、8號機組、徐大堡核電3、4號機組完成全部商務合同簽署；中核集團收購納米比亞羅辛鈾礦，躋身全球前五大天然鈾供應者；中法國際聯(lián)合體成功中標國際熱核聚變實驗堆項目核心安裝工程，將為“人造太陽”安裝“心臟”；與俄羅斯、歐洲多國深化核能合作，打開了多元化高水平開放合作的新局面。

近些年來，中國核電“走出去"步伐明顯加快，尤其是與“一帶一路”相關國家和地區(qū)的合作進展順利，中核集團與巴基斯坦、阿根廷、沙特、加納等國家的核電合作已取得了不少進展。截至2018年，中核集團向巴基斯坦出口了4臺30×104kW機組、3臺100×104kW級機組，目前，中核集團在巴基斯坦合作建設的核電項目總裝機容量近500×104kW，在運裝機容量超150×104kW，有效緩解了巴基斯坦的電力供應緊張局面，推動了巴基斯坦經(jīng)濟社會建設，提升了當?shù)孛癖姷纳钯|量。

中核集團與阿根廷、沙特等國的合作也有很大進展：與阿根廷核電公司簽署了重水推和華龍一號總合同；與沙特簽署了鈾礦、釷資源合作協(xié)議，正式啟動兩國核能全產(chǎn)業(yè)鏈合作等等。

從國際核電市場需求來看，據(jù)國際原子能機構統(tǒng)計，2030年前，全球將新建機組約200臺，其中“一帶一路”相關國家新建機組數(shù)約占80%。在全球電力供應中，核電占比還很低，只有2%多一點，比風電和光伏還少。

巴基斯坦是中國自主三代核電技術“華龍一號”出海的首站，2013年3月中核集團與巴基斯坦原委會簽訂了卡拉奇2、3號核電項目“華龍一號”出口合同。2014年3月，相關工程開始混凝土施工。值得一提的是，在1991年12月，秦山核電站并網(wǎng)發(fā)電后僅16年，中巴兩國就簽訂了合作建設巴基斯坦恰希瑪核電站協(xié)議。1993年8月，開始施工，2000年6月13日該核電建成投產(chǎn)。

服務出口也是中國核電走出去的重要形式之一，2012年，中方一家核電企業(yè)與美國一公司達成協(xié)議，派出技術人員對美方一個AP1000核電項目的建設提供技術支持。這是我國第一次為發(fā)達國家建設第三代核電站提供技術支持服務。

近些年來，我國核電“走出去”節(jié)奏和進程明顯加快，特別是2013年以來，隨著《服務核電企業(yè)科學發(fā)展協(xié)調工作機制實施方案》的實施，核電“走出去”上升為一項國家戰(zhàn)略，一系列促進核電企業(yè)“走出去”的方向性指引措施陸續(xù)出臺。龍頭核電企業(yè)紛紛發(fā)力全球核電市場，向外推介核電技術，并得到廣泛認可。

鋁材——反應堆的不可或缺材料

在反應堆用的金屬材料中，按質量計算鋁材的占比并不多，據(jù)估算約為7.5%，但卻是不可或缺的關鍵材料，如裝填核燃料的工藝管就是用Al﹣Mg﹣Si系的6063型鋁合金制造的，我國用的工藝管的外徑為43 mm，內徑41mm。反應堆用鋁材可分為兩種：在100℃～130℃的低溫堆中用元件包殼及結構材料，主要用的是工業(yè)純鋁及6063型合金；第二類是使用溫度≤400℃的中溫堆用材料，有A1﹣Ni﹣Fe系、AI﹣Si﹣Ni系合金。其中8001合金（0.45%～0.7%Fe、0.9%～1.7%Ni，其余為AI及不可避免雜質）曾在核電項目建設中獲得廣泛應用，現(xiàn)在已列入非常用合金。此外，在建設原子能發(fā)電站的同時，還要建設相當量的基礎設施與服務設施，如辦公樓房、職工住房等，筆者粗略地匡算了一下，建設一座100×104kW的原子能發(fā)電站，生產(chǎn)和生活設施建設用鋁材的采購總質量約1.8萬噸。

中國廣泛采用的元件包殼及結構鋁材料見表1，蘇聯(lián)及俄羅斯采用6063型合金（0.45%～0.90% Mg、0.7%～1.2%Si，其余為Al及不可避免的雜質）作壓水堆MP、NPT、BBP﹣M、 MNP的結構材料及工藝管材料，美國則以1100工藝純鋁作包殼材料，但這些材料的工作溫度≤130℃，否則應采用AI﹣Si﹣Ni系合金。

此外，中國還用過LT 27、305、306、LT 24、167等非標準合金作為包殼材料和結構材料。工作溫度可達400℃的鋁合金有：中國的AI﹣Si﹣Ni系306合金，約含0.7%Si與0.65%Ni，它的熱中子吸收截面小，在中高溫水中有高的抗蝕性，室溫與高溫力學性能都相當好，加工性能良好，可作管狀元件及板狀元件的包殼材料。

國外有采用9%～12%Si、1%～1.5%Ni與11%Si、1.0%Ni、0.5%Fe、0.8%Mg、0.1%Ti的AI﹣Si﹣Ni系合金作元件的包殼材料，它們在高溫水中不易腐蝕，后一個合金在260℃～300℃水中的抗蝕性比8001合金的還高。此外，AI﹣Fe﹣Ni系合金也得到了應用，這類合金的成分為（質量%）：Ni1～5，F(xiàn)e0.3～1.5，其余為AI及不可避免的雜質。此外，在某些特珠情況下，如果作為屏蔽材料的混凝土的質量與體積不能滿足要求，或不便使用，則除水以外，還可以用一種名為波拉爾（Boral）的厚鋁板作屏蔽；這是一種含有碳化硼的鋁合金，熱軋Boral鋁板，在其表面包覆一層1100工藝純鋁。

工藝管的內外表面都經(jīng)過陽極氧化處理為防止裝卸運輸時表面的損傷，每根管都套以白布袋,不能用染色的布袋，以防染料滲入氧火膜內。但有些擦劃傷總是難免的，所以裝袋前的生產(chǎn)、搬運安裝時，宜小心翼翼。這種傷痕會加速陰極去極化反應，也易使電位比鋁更正的重金屬在該處沉積，從而加速鋁陽極的離子溶解作用，加速腐蝕，不過損傷深度不超過一定值，例如低溫水堆用的鋁材的允許安全值為0.15mm～0.30mm，就不會引起異常的加速腐蝕，在低溫水堆中的應用是安全的。中溫水堆用鋁合金的最高應用溫度及腐蝕速度見表2。

晶間腐蝕對堆用鋁材的危害最大，是由晶界區(qū)與基體之間的電位差引起的。因此，凡是能減少這種電位差的措施，都能提高材料抗晶間腐蝕能力。防止鋁材晶間腐蝕的有效措施是向鋁中添加一定量的Ni和Fe，使其形成電位較低的陰極相Al3Fe、Al3Ni等，這就是中、高溫堆用鋁材大都含有一定量的Fe和Ni的緣由。向AI﹣Mg﹣Si系合金中添加少量Cu也能提高合金抗晶間腐蝕的能力。合金的晶粒越細，抗晶間腐蝕能力也相應地增強。熱處理條件也因其對合金晶間腐蝕有明顯影響。高溫退火往往使呈陰極的第二相沿晶界析出和使晶粒長大，增大合金的晶間腐蝕敏感性。

對堆用鋁合金還應考慮微量元素的熱中子吸收截面，例如天然B的熱中子吸收截面為755×10-24cm2，而B10的竟高達3800×10-24cm2，所以B及含B的合金是很好的屏蔽材料及控制材料，但對非屏蔽材料卻是有害的，應嚴控。美國規(guī)定8001合金的B含量應≤0.001 %。一些元素的熱中子吸收截面見表3。Zr的熱中子吸收截面很小，僅0.18×10-24cm2，Ti的為5.6×10-24cm2，可作為堆用鋁合金的微量合金化元素。

為了發(fā)展中國的原子能工業(yè)與反應堆的建設，在當時的哈爾濱鋁加工廠即現(xiàn)在的東北輕合金有限責任公司建了一個專門擠壓－軋制－拉拔陽極氧化工藝管的車間，有1臺擠壓機與1條陽極氧化生產(chǎn)線，1965年投產(chǎn)，此前需要的產(chǎn)品都從蘇聯(lián)進口。1966年～1983年共生產(chǎn)了53306根（352噸）工藝管，平均每根6.603kg，是用A1﹣Mg﹣Si系合金生產(chǎn)的。工藝管外徑43mm，內徑41mm，1979年榮獲國家優(yōu)質品銀質獎章。現(xiàn)在建設反應堆所需的一切鋁材中國都能生產(chǎn)。