基本介紹
- 中文名：核電研究與開發
- 外文名：research and development for nuclear power
研究開發內容,中國核電研究與開發,中國核動力研究設計院,北京核工程研究設計院,上海核工程研究設計院,中國原子能科學研究院,中國輻射防護研究院,清華大學核能技術設計研究院,
發展核電，一要保證安全，二要能與其他能源競爭，即要求經濟性。根據核安全的要求，核電廠必須採用驗證過的設計，為此對於未曾示範運行的核電廠設計，必須開展大量的試驗研究。而開發一種新堆型設計更需要開展大量的研究工作。
核電廠的核心是反應堆。它與常規工業設備的差別在於強輻照、高釋熱率和有放射性產物。所有核電研究與開發幾乎都圍繞這些特點進行。
研究開發內容
核電研究與開發的內容主要有：
反應堆在什麼條件下達到臨界?反應性隨壓力、溫度、冷卻劑含氣率等如何變化?中子注量率在堆內如何分布?控制棒插入堆芯後會起多大作用?這些都屬於反應堆物理的範疇。通常要建立相應的零功率堆來獲得這些問題的答案。
反應堆堆芯內的流體流動和傳熱工況直接決定了燃料元件芯塊和包殼的溫度，為此要進行燃料元件與冷卻劑之間的傳熱係數、堆芯各燃料組件之間的流量分配、燃料組件內流速分布、臨界熱流密度以及臨界後傳熱等實驗研究。隨著對安全要求的提高，研究領域從穩態擴展到瞬態，如建造功率高達幾萬千瓦的整個電廠系統的模擬實驗迴路，進行大破口、小破口、蒸汽發生器傳熱管破裂等實驗。這些內容構成了反應堆熱工學。
反應堆的基本部件是核燃料元件。燃料元件在高溫、高壓和強輻照下的性能必須合格，才能放到反應堆內工作。為此必須把研製的燃料元件放在堆外模擬迴路和堆內(研究堆的小迴路內或隨堆)進行考驗，然後詳細檢查它的變形和腐蝕等情況。由於這時它的放射性非常強，檢驗必須在良好禁止的“熱室”中進行，為此必須研製能夠遠距離操作的各種檢驗手段。核燃料元件與組件生產工藝研究與燃料組件的堆內、外考驗，檢驗等研究工作一起，組成反應堆燃料元件研究的主要內容。
核電廠內常用的燃料(棒)包殼材料、壓力容器鋼、蒸汽發生器管材、一迴路主管道管材等處於高溫、強輻照和高應力下，容易發生破裂，影響安全。為此不僅需要測定這些材質未經輻照和輻照後的強度、脆性、蠕變、疲勞等機械性能，還要研究它們與周圍介質的相容性。以選取合適材質和不斷改善其性能為目標的這些研究工作，就是反應堆材料學。
在運行中發現水質對材料的各種性能，特別是對腐蝕性能有重大影響。何種水質為佳?如何達到和保持這種水質?在這些水質和其他條件綜合作用下材質的性能如何?就是核電廠水化學的主要研究對象。
為了確保核電安全，控制保護是十分重要的。核電廠控制保護系統充分利用了現代電子學的各種先進技術。提高控制保護系統的可靠性，確保在預定的各種整定值下能夠動作，是目前反應堆控制研究的主要目標。
核電廠結構複雜，許多結構處在高溫和高強度下，機械應力與熱應力的緊密結合，產生了許多新的結構力學研究課題，使反應堆結構力學成為一個十分活躍的學科。
20世紀90年代，核電研究與開發的大量實驗結果已被綜合到一系列計算機軟體和工程資料庫中，這些軟體對設計和運行起到了重要作用。不僅各個專業都有了自己成套的程式，而且整個核電廠系統也有了大型分析程式，可以對核電廠各種假想事故進行分析，計算結果已相當準確，為設計各種防範措施提供了依據。近年來機率安全評價有了很大發展，它不僅能估算各類事故的風險，且可以找出核電廠在設計、運行等方面的薄弱環節加以改進。在這些工作基礎上發展起來的核電廠模擬機和仿真機等技術，能實時甚至比實時更快地展示核電廠事故發展進程。這些是目前正在飛速發展的核電廠安全分析的內容。
通過30多年的核電科研，人們對核電的規律已較深入地掌握。從趨勢上看，核電廠正從由簡到繁轉向由繁到簡的新的發展階段，這正是大量核電廠運行經驗積累和長期科研的成果。目前發展基本成熟的先進輕水堆(如先進沸水堆ABWR)和其他先進堆(如固有安全堆PIUS)，無疑將把核電廠推向一個更安全和更經濟的發展階段。
中國核電研究與開發
秦山壓水堆核電廠是中國參照外國公開發表資料自主設計建造的300MW原型核電廠。為驗證該核電廠設計的正確性，改進和完善設計，解決核電廠建設中的設備與材料問題，先後開展了包括反應堆物理、熱工、水力、應力分析、驅動線對中、抗震，以及新材料、主設備、儀表、控制電器、無損探傷等方面的400餘項科研試驗，保證了該核電廠的順利建成。
為實現秦山二期600MW機組壓水堆核電廠設計自主化、設備國產化和標準化，仍開展了大量的科研試驗。因為參考電廠和設備容量的不同，安全標準和工業規範的改變，製造廠家的變更，均使600MW項目，不能照抄照搬300MW核電廠的設計和工藝。
在引進國外技術的情況下，為了消化吸收和適應本國條件，也必須進行相當多的試驗和驗證工作。
核電廠投入運行以後，仍需不斷進行研究與開發，如改進核電廠仿真機、對故障和事故的早期診斷、燃料管理、運行規程的改進、設備的在役檢查和維修技術、人因工程、在事故工況下核電廠的行為等，以保持核電廠的安全性和高可用率。
中國目前與核電相關的研究與開發機構有中國核動力研究設計院、北京核工程研究設計院、上海核工程研究設計院、核動力運行研究所、中國原子能科學研究院、中國輻射防護研究院、清華大學核能技術設計研究院、蘇州熱工研究所等。
中國核動力研究設計院
1965年建立，位於四川省成都市。
與核電研究有關的專業：核島設計，反應堆物理，反應堆熱工水力，核設備，反應堆結構力學，反應堆材料，核燃料元件材料，焊接技術，核電子學，水化學，核燃料元件無損監測，仿真技術，同位素生產和套用等。
用於核電研究的主要設施：
(1)高通量反應堆。熱功率：125MW；最大熱中子注量率：6.2×10n/(cm·s)；最大快中子注量率：1.7×10n/(cm·s)；入口壓力：16.8MPa；入口溫度：50℃。
(2)大型核電廠燃料組件和驅動線熱態試驗台架。工作壓力：15.2MPa；工作溫度：350℃。
(3)大型水力模擬試驗裝置。流量：9000m/h；壓力：9.8MPa；溫度：100℃。
(4)反應堆堆芯整體水力模擬試驗裝置。
(5)大型熱工(全長燃料棒束)試驗台架(正在建造)。
(6)反應堆動力設備考驗裝置。工作壓力：15.4MPa；工作溫度：350℃。
(7)大型抗震試驗台(擬建)。
(8)反應堆零功率試驗裝置。
(9)脈衝反應堆。
北京核工程研究設計院
1958年建立，位於北京市。
與核電研究有關的專業：反應堆主工藝，反應堆工程設備，反應堆熱工迴路，反應堆化工，放射性三廢處理，核燃料後處理，環境保護，放射化學，反應堆建築結構工藝，核電廠總體設計等。
用於核電研究的主要設施：
(1)核法規資料庫。全面收集與核電設計有關的國內外法規、準則、標準和規範。
(2)配套的核電廠設計電腦程式。
(3)供設計、計算、分析、繪圖、複製用的具有相當規模的硬體設施。
上海核工程研究設計院
位於上海市。
與核電研究有關的專業：核電工程，核電安全分析，反應堆物理，反應堆熱工水力，反應堆結構，反應堆設備，核島系統設計，輔助系統設計，反應堆結構材料，核電無損檢測技術等。
用於核電研究的主要設施：
(1)高溫高壓設備試驗台架。壓力：15.2MPa；溫度：300℃；流量：220m/h。
(2)無損檢測設備。
核動力運行研究所
1982年建立，位於湖北省武漢市。
與核電研究有關的專業：核電廠運行研究，核電廠在役檢查，核電廠仿真機，質量保證，核電廠蒸汽發生器和穩壓器的設計與試驗等。
用於核電研究的主要設施：
(1)蒸汽發生器綜合試驗台架。壓力：17.5MPa；溫度：350℃；功率：5.5MW。
(2)蒸汽發生器傳熱管材腐蝕試驗台架。壓力：17.5MPa；溫度：350℃；功率：660kW。
中國原子能科學研究院
1950年建立，位於北京市房山區。
與核電研究有關的專業：反應堆物理，反應堆熱工水力，反應堆材料(腐蝕，防護，輻照性能)，核燃料元件，放射化學、放射性三廢處理與處置，核燃料後處理，核保障監督技術，水化學，輻射防護，環境保護，計算技術套用研究等。
用於核電研究的主要設施：
(1)重水研究堆。最大熱中子注量率：2.8×10n/(cm· s)；最大快中子注量率：6.2×10n/(cm·s)；熱功率：10MW。
(2)熱元件材料輻照後檢驗實驗室。工藝間面積：700m；最大操作活度：3.7×10Bq。
(3)失水事故熱工水力瞬態性能實驗裝置。壓力：17.5MPa；溫度：350℃。
(4)低放固體廢物壓縮減容裝置。額定壓力：2×10N；減容比：7∶1；處理能力：2m/h。
(5)游泳池式研究堆。
(6)高通量研究堆(擬建)。
(7)快中子實驗堆(在建)。
中國輻射防護研究院
1962年建立，位於山西省太原市。
與核電研究有關的專業：輻射防護，輻射劑量，輻射探測，核安全，三廢治理，環境保護，環境工程，放射醫學，放射衛生，環境醫學，放射生物學等。
用於核電研究的主要設施：
(1)核輻射環境模擬分析裝置。風洞長度：24.5m；風速：0.2~9m/s；核素遷移：溫度0~60℃可調，濕度40%~90%可調。
(2)核廢物(固體)熱解焚燒爐。減容比：35∶1；減重比：11∶1。
清華大學核能技術設計研究院
1960年3月建立，位於北京市昌平區。
與核電研究有關的專業：反應堆工程，核能供熱，核化學化工，核輻射儀器，環境技術等。
用於核電研究的主要設施：
(1)5MW低溫核供熱堆。
(2)2MW雙堆芯游泳池式禁止實驗堆
(3)200MW低溫核供熱堆熱工水力學實驗台架；水力驅動控制棒實驗台架；高溫氣冷堆氦氣迴路實驗台架；高溫氣冷堆燃料球生產裝置等。
(4)10MW實驗性高溫氣冷堆(在建)。
蘇州熱工研究所
1978年建立，位於江蘇省蘇州市。
與核電研究有關的專業：核電工程，核電安全分析，輻射劑量，環境保護，質量保證，無損檢驗，仿真技術等。
用於核電研究的主要設施：
(1)環境測量實驗裝置。
(2)承壓容器監察、檢驗裝置。
(3)超小型計算機仿真技術研究裝置。
