1、快中子与热中子的特性快堆是今天唯一的技术路线有效为人类提供一种无污染，取之无尽的能源堆型。快堆的四个优点是：（一）佳化环保（二）核废料少（三）燃料闭式循环，充分利用天然铀中的U238（四）嬗变少类锕系核素（NP铮，Am镅，Cm锔）转化成为废料。快堆利用的中子是直接裂变出来的快中子（其平均能量约为2Mev）。因为其裂变截面（即裂变概率）在这个能域很小，（例如，在这平均能域，Pu239的σf≌1barn），故快堆需要的铀或钚的富集度E较大（13%图1：Pu239的裂变及俘获有效截面σf及σc随入射中子能量的变化λ(b)=f(E(ev))2、快堆的增殖作用快堆在燃料燃耗的过程中，可以将U238嬗变为Pu239（可裂变核素）,但是堆中必须具备足够的中子。其条件是，当Pu239吸收一个中子产生裂变放出的中子数目应大于2.3（即>2.3），其中一个中子维持链式反应，一个中子将U238嬗变为Pu239增殖作用，0.3个中子被结构吸收或外漏。这就能将贫铀U238（即浓缩铀工厂出来的天然铀中含有99.3%的U238）全部焚烧，理论上可以将天然铀烧至100%，而不限于0.7%。这是说，对快堆的每Kwh的电价根本是近于零。目前世界上累积的贫铀数量已够快堆发电千年。这是说，从压水堆过渡至快堆之后，可以实现一个无限期发电的世界。 3、快堆的概念设计及安全问题反应堆的功率比P是与裂变核（Pu或U235）的反应率 成正比如下：因为快堆的微观裂变截面比压水堆的小10至100倍，故快堆需要的燃料（Pu）的富集度较大（13%至26.5%）。压水堆的燃料（U235）的富集度（N5/N5+N8）仅4%左右。压水堆的中子平均能量E=400Ker，快堆的中子平均能量E=2Mev，堆的功率密度为300Mw/cm3，比压水堆的约大三至四倍。这么大的功率密度，正适用液态金属（钠）将热量排泄。钠的作用是实现一个高中子谱，传递高密度（W/cm3）的热量。    快堆有两种堆型：    （一）池型    （二）回路型    中国，俄罗斯，法，英，美，印度采用池型，日本采用回路型。        快堆由三个回路组成：    （一）回路为钠池，堆芯    （二）二回路，为中间钠回路    （三）三回路为水蒸汽发生器的水回路

山东核电设备制造有限公司成立于2007年7月，是由国家核电技术公司控股组建的国内首家AP1000核电钢制安全壳、结构模块、机械模块、一体化顶盖组件等设备的专业制造公司。 作为三代核电AP1000堆型部分设备的设计、制造及现场安装调试的生产基地，山东核电设备制造有限公司是保障AP1000堆型核电站安全壳压力容器、模块、一体化顶盖组件及其他核电设备生产的专业企业，肩负着AP1000核电项目有关关键设备国产化、自主化的历史使命。  公司于2009年9月顺利通过美国ASME协会N、NPT、NA核级认证，在生产与组装领域和核电工程现场的质量管理体系获得国际权威机构的认可，成为中国第一家取得ASME核级综合认证的企业；2010年9月，被认定为山东省省级技术中心；2009年10月，获得中国国家核安全局颁发的民用核安全机械设备制造许可证；2010年12月，通过ISO9001质量管理体系、ISO14001环境管理体系、GB/T28001职业健康安全三标管理体系认证；2011年，公司被认定为山东省高新技术企业。 公司承担着大型先进压水堆国家重大专项两项课题研究，并有10项科研成果获得国家专利。目前，公司已在世界上率先成功掌握了三代核电AP1000钢制安全壳、模块制造及现场组拼装的先进工艺，并形成了批量化生产能力；设备生产及现场组拼装工作整体进度满足三代核电自主化依托项目浙江三门、山东海阳核电建设进度要求，为中国三代核电自主化依托项目AP1000核电机组的工程建设以及后续项目的批量化、自主化建设打下了坚实的基础。

本成果针对不同核电环境内的任务，设计研发了个性化的专用机器人系统，解决核反应堆顶盖上螺栓拉伸量的实时测量、蒸汽发生器内一次侧堵板的自动安装及高放射性核废物的体积最小化回收等多种任务，解放危险环境中的操作人员，提高了操作安全性。 一、项目分类 关键核心技术突破 二、技术分析 为保证核电站正常、安全地运作，可利用机器人取代操作人员定期对核设施内部的设备进行检查、维修，以避免设备故障、老化等现象出现。针对不同核电环境内的任务，设计研发了个性化的专用机器人系统，解决核反应堆顶盖上螺栓拉伸量的实时测量、蒸汽发生器内一次侧堵板的自动安装及高放射性核废物的体积最小化回收等多种任务，解放危险环境中的操作人员，提高了操作安全性。 成果一：整体螺栓拉伸机拉伸量自动测量装置实现了对反应堆压力容器顶盖主螺栓拉伸量及残余拉伸量的远程自动测量，降低了人员所受辐射剂量，提高了系统整体工作效率。 成果二：蒸汽发生器一次侧堵板操作机器人完成核电站蒸汽发生器一次侧堵板的安装、紧固、自动充气密封和拆除，利用定位装置可360°旋转的螺栓紧固机械手、力矩反馈传感系统和视频监控系统实现智能定位、自动路径规划、螺栓拧紧力矩的自判断、气压密封和过程监控。 成果三：建立了首套核反应堆探测器组件自主回收作业机器人系统，并进行了误差建模、系统标定、精度测试与实验验证，验证了系统的可靠性和有效性。 主要性能指标包括重复定位精度、视觉定位精度、具备轨迹跟踪、视觉伺服控制、力感知、目标精确测量功能。

近年来我国核电发展迅速，已有大亚湾、岭澳、秦山、田湾、福清、阳江、宁德、方家山、红沿河、防城港和昌江等 11 个滨海核电厂的 34 台机组投入商运，还有海阳、石岛湾、三门、台山等滨海核电厂的 22 台机组在建，核电滨海式布局已经形成。我国滨海地区泥沙构成在世界上最复杂，泥沙运动强度又大，占世界 5%的水量输运了 30%的泥沙，泥沙与核素的耦合关系复杂难解，影响到泥沙、核素、温排水的准确分布和核电工程的安全与环境安全。因此研究泥沙、核素、温排水耦合输移是确保核电工程安全和环境安全的关键技术，决定了核电工程立项和设计的可行性。该项目组在国家自然科学基金和核电企业的资助下，经多年研究和实践，取得如下创新成果：一是构建了全三维水沙两相流变密度湍流模型，解决了螺旋流输沙等真实三维水沙计算难题；提出了工程泥沙计算的斜对角笛卡尔坐标方法，克服了河口及海岸工程大尺度泥沙计算中复杂边界的困难。该技术全面提升了水沙模拟的准确性和可靠性，是解决核电工程取、排水口头部、取水泵房内部泥沙冲淤的关键，为核电工程的安全运行提供了保障。二是首次提出了包含泥沙颗粒表面形貌信息的数学泥沙概念，基于数学泥沙确定了泥沙颗粒表面非均匀电荷分布规律，量化了核素与泥沙表面形貌之间微观作用机制，建立了泥沙输移和床面变形过程中核素迁移转化的物理‐化学过程模式，使水‐沙‐核素‐床面之间的静态模型变为动态模型，该技术大幅提升了核素在海域分布和积累模拟结果极值包络范围的合理性，给出了保护环境敏感区域和生态红线的设定方法。为核电工程环境安全设定阈值和条件提供了保障。三是提出了采用比尺模型分析物理模型试验比尺和变态率的研究方法，使物理模型试验比尺和变态率的取值更加合理且具有可操作性；揭示出模型试验中水动力垂向和横向速度误差远大于纵向速度误差的规律；提出基于不同海域岸线、地形、潮动力特性及环境保护目标要求等综合因素的远排差位式、交错分列式和混合式等核电工程取排水工程布置原则，保证了核电工程的取排水安全和环境安全，且大幅度降低了工程投资及运行成本。

本项目属于机械领域，针对我国秦山第三核电厂大型钛钢换热器出现 的过早失效情况，创新地发现了在海水工况下由多种因素交互作用产 生的罕见失效机制，尤其在国际上首次揭示了低温海水温度下钛管存 在的氢鼓泡、氢脆的失效机理。开发了针对性强的新型防护技术，发明并研制了新型耐磨耐蚀高分子复合粘接剂和耐磨塑料套管的保护 方法，有效解决了大型换热设备的失效，保障了核电机组的安全使用。 获 2009~2011 年度中国工业防腐蚀技术协会科学技术奖一等奖。椭圆形破口内壁形貌 在上述基础上

安全壳喷淋泵是核电站中关键的专设安全设备之一。当核电站内发生严重事故时，喷淋泵就会喷淋冷凝蒸汽以降低安全壳内温度和压力，使其低于警戒值，阻止放射性物质泄漏。研制出高水力性能、高可靠性的安全壳喷淋泵是核电用泵国产化的主要目标之一。 2、在申请2项；项目产品加工出样机，并进行了试验测试。各方面的性能指标均优于ASME的指标要求。（1）高效的叶轮和导叶水力模型，其中导叶采用改进的包角两翼变换方法设计；（2）叶轮和导叶的多工况水力优化设计；（3）基于热流固耦合的可靠性研究。

火电汽轮机的末几级和核电汽轮机的全部级均工作在湿蒸汽区。湿蒸汽给汽轮机带来两方面问题：一是蒸汽凝结产生的水分使机组效率降低；二是湿蒸汽中的水分会导致汽轮机低压级动叶片的水蚀损坏，给机组运行带来巨大的安全隐患和经济损失。 而湿蒸汽处于饱和状态，其压力、温度不是独立参数，目前没有测量湿蒸汽状态的成熟技术。项目组基于微波谐振腔介质微扰技术开发了湿蒸汽两相流测量系统。湿蒸汽的介电常数是蒸汽湿度、温度和所处电磁场频率的函数；若温度已知，当湿蒸汽流过谐振腔，蒸汽湿度变化，引起腔体附近电磁场分布、损耗和相位变化，进而引起其谐振频率改变，通过测量频率变化可以间接实现对湿蒸汽状态的测量。

项目简介 1、安全壳喷淋泵是核电站中关键的专设安全设备之一。当核电站内发生严重事故时， 喷淋泵就会喷淋冷凝蒸汽以降低安全壳内温度和压力，使其低于警戒值，阻止放射性物 质泄漏。研制出高水力性能、高可靠性的安全壳喷淋泵是核电用泵国产化的主要目标之 一。 2、在申请 2 项；项目产品加工出样机，并进行了试验测试。 技术指标 各方面的性能指标均优于 ASME 的指标要求。 （1）高效的叶轮和导叶水力模型，其中导叶采用改进的包角两翼变换方法设计；（2）叶 轮和导叶的多工况水力优化设计；（3）基于

（专利号：ZL 201510046441.X） 简介：本发明公开了一种消除核电管道铸造不锈钢中σ相的热处理方法，属于金属材料热处理领域。本发明采用同一热处理设备对含不同数量σ相的奥氏体‑铁素体型核电管道用铸造不锈钢进行900～1000℃等温退火处理，退火时间0.25～35h，退火后水淬处理至室温。通过该方法可以有效的消除核电管道不锈钢中的σ相，材料由于σ相析出而导致的脆化现象消除，硬度、冲击韧性等力学性能恢复到不含σ相的状态。  

一种核电站安全壳穹顶裂缝无线自动监测方法及装置，包括设置若干无线传感器节点、中继模块和 数据处理模块，对中继模块，将接收天线放置于穹顶中间护栏上，接收所有无线传感器节点采集的测量 数据，通过高频传输电缆在穹顶中间与女儿墙间建立信号链路，将发射天线安置在女儿墙外转发测量数 据；数据处理模块包括第四无线传输模块和终端设备，第四无线传输模块和终端设备通过数据电缆连接， 将第四无线传输模块放置在能够与中继模块的发射天线通视的位置，接收发射天线转发的测量