上世纪50年代后期，我国就确定了大力发展原子能事业的方针，1983年提出了《核能发展技术政策要点》，1991年我国首座核电站——浙江海盐秦山核电站并网发电。截至2020年6月，我国已建成47座核电站，装机容量达4876×104千瓦，仅次于美国和法国。目前，有在建核电项目11座，位居全球第一，在2030年以前，每年将会有2座反应堆面世。
铝材是建设核发电站不可或缺的材料。核电建设所需的一切铝材国内都能生产。据匡算，建设一座100×104千瓦的核能发电站，生产装备和生活设施建设用的铝材采购总质量约1.8万吨，约带动200家以上的铝企业直接或间接参与铝材供应。
核电技术介绍
利用核燃料(铀235、鈈256、铀233)或可聚变核氘、氚裂变反应或核骤变反应产生热能转为动力的装备称为核装备，发出的电称为核电，是当今三大电能之一，与火电、水电并列。核动力装备包括核反立堆、产生动力的系统和装备、以及为保证设备正常运行、人员健康和安全所需要的系统和设备等。
核电站反应堆型主要有沸水堆、压水堆、气冷堆和快中子堆四种。核动力装备主要应用于发电、舰艇推进和空间技术。
核电站(原子能发电站)是利用人为控制的缓慢裂变反应释放的能量发电。一座100万千瓦的核电站每年只需30吨浓缩铀，而同等功率的火电站每年消耗的煤却高达250万吨，同时会产生大量的温室气体和固体废弃物，污染环境。
人类首次实现核能发电是在1951年8月，美国原子能委员会在爱达荷州一座钠冷快中子增殖实验堆上，进行了世界上第一次核能发电试验并获得成功。1954年，苏联建成了世上首座实验核电站，发电功率5MW。
核能发电成本相对稳定，不易受国际经济形势影响。但核电站也存在一些潜在风险，最突出的问题有两个：一是如何解决好放射性废料的保存和处理，放到什么地方最安全;二是如何避免核辐射事故的发生，确保万无一失，即使误操作，也能保证不会发生灾难性事故。
我国核电技术的发展
我国是一个受电力短缺困扰的国家，一直在想方设法摆脱困局。在上世纪50年代中后期，我国就确定了大力发展原子能事业的方针，相关部门提出了和平利用原子能、发展核电的建议，并开始进行初步探索。进入70年代，在华东建设30万千瓦压水堆核电站方案获批，这就是1985年开工，1991年建成投产的浙江海盐秦山核电站。从此，我国有了自己的核电站，结束了没有核电站的历史。
1983年召开的核电发展回龙观会议是中国核电发展的重要里程碑，会上议定了《核能发展技术政策要点》，确定了以MkW级压水堆为主、走引进技术并逐步国产化道路，随即，国务院又成立了核电领导小组;1988年，能源部组建后确定了中国第一部核电发展规划，启动了全国范围的核电站选址工作，中国核电进入了规划发展阶段;1996年6月，秦山二期2×60万千瓦压水堆核电站破土动工建设，2002年、2006年，1、2号机组相继投入商业运营。
从1998年到2011年，是中国核电发展从改进到引进的阶段，形成了CPR1000和CNP1000为代表的、具有自主知识产权的“第二代+”核电机型，占中国在运行和在建核电机组的主体。在此期间，中国启动了第三代核电国际招标，美国西屋电气公司的AP1000先进压水堆中标，启动了山东海阳和浙江三门自主化依托项月，各有2台AP1000，不久，又在广东台山建设有2台从法国EPR公司引进的第三代机组的核电厂，此外，还从加拿大和俄罗斯先后引进了重水堆和压水堆机组。
2011年，日本福岛核事件后，中国要求新建核电项目必须符合第三代技术安全标准，推出了自主三代核电技术ACP1000和ACPR1000+。前者于2014年12月通过了国际原子能机构反应堆通用设计审核。此两项技术的融合形成了自主知识产权自主品牌的第三代核电技术的“华龙一号”。
“华龙一号”是国之重器，充分借鉴融合了三代核电技术的先进设计理念以及我国现有压水堆核电站设计、建造、调试、运行的经验和最新研究成果，设备国产率近90%，满足全面参与国内外核电市场竞争要求。
中核集团福建福清核电有限公司 5号机组“华龙一号”首炉燃料于2018年7月7日开始装料。它采用177堆芯设计，降低了堆芯功率密度，提高了设计安全水平。广西防城港核电站一期工程两台机组已于2018年前期发电，年发电量150亿千瓦时;二期正在建设，也有2台机组，年发电量165 亿千瓦时。它们产生的环保效应相当于增加4万公顷森林。
中核集团江苏田湾核电基地是中国重要的核基地之一，一、二期工程投入商业运行的有4台机组，至2020年6月，累计发电量超2000亿千瓦时，每年减排效益相当于在长江三角洲地区每年种植超过7万公顷森林。田弯核电5、6号机组是国家重点工程、江苏省“十三五”期间的重大投资建设项目。5号机组于2015年12月底破土动工，6号机组于2016年9月开工建设。
浙江三门有一座全球进的AP1000反应堆，采用我国独创的防熔断技术，与目前使用的技术相比，它的安全度理论上提高了100倍，所需管道减少了约80%，控制电缆减少了约85%。AP1000反应堆的原创技术是美国转让的。长期以来，我国政府不仅投入巨资发展核电，而且为海上漂浮发电平台使用的小型反应堆、加速器驱动反应堆、核聚变电站也投入很大，预计今后二三十年内会建成全球用于发电的首座稳定燃烧“人造太阳”。我国正在形成正确的核电发展模式，有着长期的清洁发电目标。
截至2020年6月，我国建成的核电站有47座，装机容量4876万千瓦。2019年，中核集团核能发电量1362.14亿千瓦时，累计核能发电9690.76千瓦时，相当于节约标准煤38760.8万吨，减少CO2排放2907.06万吨，相当于260万顷森林。在核电安全方面，65年来，中国从末发生二级及以上核安全事故，核材料保持“一克不丢、一件不少”的安全纪录，在工业安全中保持着地位，其经验和成果也为世界核工业发展作出了突出贡献。
中国核电“走出去”成就大
前景广阔
在对外合作方面，中俄核能合作项目已进入全面实施新阶段：田湾核电7、8号机组、徐大堡核电3、4号机组完成全部商务合同签署;中核集团收购纳米比亚罗辛铀矿，跻身全球前五大天然铀供应者;中法国际联合体成功中标国际热核聚变实验堆项目核心安装工程，将为“人造太阳”安装“心脏”;与俄罗斯、欧洲多国深化核能合作，打开了多元化高水平开放合作的新局面。
近些年来，中国核电“走出去"步伐明显加快，尤其是与“一带一路”相关国家和地区的合作进展顺利，中核集团与巴基斯坦、阿根廷、沙特、加纳等国家的核电合作已取得了不少进展。截至2018年，中核集团向巴基斯坦出口了4台30×104kW机组、3台100×104kW级机组，目前，中核集团在巴基斯坦合作建设的核电项目总装机容量近500×104kW，在运装机容量超150×104kW，有效缓解了巴基斯坦的电力供应紧张局面，推动了巴基斯坦经济社会建设，提升了当地民众的生活质量。
中核集团与阿根廷、沙特等国的合作也有很大进展：与阿根廷核电公司签署了重水推和华龙一号总合同;与沙特签署了铀矿、钍资源合作协议，正式启动两国核能全产业链合作等等。
从国际核电市场需求来看，据国际原子能机构统计，2030年前，全球将新建机组约200台，其中“一带一路”相关国家新建机组数约占80%。在全球电力供应中，核电占比还很低，只有2%多一点，比风电和光伏还少。
巴基斯坦是中国自主三代核电技术“华龙一号”出海的首站，2013年3月中核集团与巴基斯坦原委会签订了卡拉奇2、3号核电项目“华龙一号”出口合同。2014年3月，相关工程开始混凝土施工。值得一提的是，在1991年12月，秦山核电站并网发电后仅16年，中巴两国就签订了合作建设巴基斯坦恰希玛核电站协议。1993年8月，开始施工，2000年6月13日该核电建成投产。
服务出口也是中国核电走出去的重要形式之一，2012年，中方一家核电企业与美国一公司达成协议，派出技术人员对美方一个AP1000核电项目的建设提供技术支持。这是我国第一次为发达国家建设第三代核电站提供技术支持服务。
近些年来，我国核电“走出去”节奏和进程明显加快，特别是2013年以来，随着《服务核电企业科学发展协调工作机制实施方案》的实施，核电“走出去”上升为一项国家战略，一系列促进核电企业“走出去”的方向性指引措施陸续出台。龙头核电企业纷纷发力全球核电市场，向外推介核电技术，并得到广泛认可。
铝材——反应堆的不可或缺材料
在反应堆用的金属材料中，按质量计算铝材的占比并不多，据估算约为7.5%，但却是不可或缺的关键材料，如装填核燃料的工艺管就是用Al﹣Mg﹣Si系的6063型铝合金制造的，我国用的工艺管的外径为43 mm，内径41mm。反应堆用铝材可分为两种：在100℃～130℃的低温堆中用元件包壳及结构材料，主要用的是工业纯铝及6063型合金;第二类是使用温度≤400℃的中温堆用材料，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，其余为AI及不可避免杂质)曾在核电项目建设中获得广泛应用，现在已列入非常用合金。此外，在建设原子能发电站的同时，还要建设相当量的基础设施与服务设施，如办公楼房、职工住房等，笔者粗略地匡算了一下，建设一座100×104kW的原子能发电站，生产和生活设施建设用铝材的采购总质量约1.8万吨。
中国广泛采用的元件包壳及结构铝材料见表1，苏联及俄罗斯采用6063型合金(0.45%～0.90% Mg、0.7%～1.2%Si，其余为Al及不可避免的杂质)作压水堆MP、NPT、BBP﹣M、 MNP的结构材料及工艺管材料，美国则以1100工艺纯铝作包壳材料，但这些材料的工作温度≤130℃，否则应采用AI﹣Si﹣Ni系合金。
此外，中国还用过LT 27、305、306、LT 24、167等非标准合金作为包壳材料和结构材料。工作温度可达400℃的铝合金有：中国的AI﹣Si﹣Ni系306合金，约含0.7%Si与0.65%Ni，它的热中子吸收截面小，在中高温水中有高的抗蚀性，室温与高温力学性能都相当好，加工性能良好，可作管状元件及板状元件的包壳材料。
国外有采用9%～12%Si、1%～1.5%Ni与11%Si、1.0%Ni、0.5%Fe、0.8%Mg、0.1%Ti的AI﹣Si﹣Ni系合金作元件的包壳材料，它们在高温水中不易腐蚀，后一个合金在260℃～300℃水中的抗蚀性比8001合金的还高。此外，AI﹣Fe﹣Ni系合金也得到了应用，这类合金的成分为(质量%)：Ni1～5，Fe0.3～1.5，其余为AI及不可避免的杂质。此外，在某些特珠情况下，如果作为屏蔽材料的混凝土的质量与体积不能满足要求，或不便使用，则除水以外，还可以用一种名为波拉尔(Boral)的厚铝板作屏蔽;这是一种含有碳化硼的铝合金，热轧Boral铝板，在其表面包覆一层1100工艺纯铝。
工艺管的内外表面都经过阳极氧化处理为防止装卸运输时表面的损伤，每根管都套以白布袋,不能用染色的布袋，以防染料渗入氧火膜内。但有些擦划伤总是难免的，所以装袋前的生产、搬运安装时，宜小心翼翼。这种伤痕会加速阴极去极化反应，也易使电位比铝更正的重金属在该处沉积，从而加速铝阳极的离子溶解作用，加速腐蚀，不过损伤深度不超过一定值，例如低温水堆用的铝材的允许安全值为0.15mm～0.30mm，就不会引起异常的加速腐蚀，在低温水堆中的应用是安全的。中温水堆用铝合金的最高应用温度及腐蚀速度见表2。
晶间腐蚀对堆用铝材的危害，是由晶界区与基体之间的电位差引起的。因此，凡是能减少这种电位差的措施，都能提高材料抗晶间腐蚀能力。防止铝材晶间腐蚀的有效措施是向铝中添加一定量的Ni和Fe，使其形成电位较低的阴极相Al3Fe、Al3Ni等，这就是中、高温堆用铝材大都含有一定量的Fe和Ni的缘由。向AI﹣Mg﹣Si系合金中添加少量Cu也能提高合金抗晶间腐蚀的能力。合金的晶粒越细，抗晶间腐蚀能力也相应地增强。热处理条件也因其对合金晶间腐蚀有明显影响。高温退火往往使呈阴极的第二相沿晶界析出和使晶粒长大，增大合金的晶间腐蚀敏感性。
对堆用铝合金还应考虑微量元素的热中子吸收截面，例如天然B的热中子吸收截面为755×10-24cm2，而B10的竟高达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，但对非屏蔽材料却是有害的，应严控。美国规定8001合金的B含量应≤0.001 %。一些元素的热中子吸收截面见表3。Zr的热中子吸收截面很小，仅0.18×10-24cm2，Ti的为5.6×10-24cm2，可作为堆用铝合金的微量合金化元素。
为了发展中国的原子能工业与反应堆的建设，在当时的哈尔滨铝加工厂即现在的东北轻合金有限责任公司建了一个专门挤压-轧制-拉拔阳极氧化工艺管的车间，有1台挤压机与1条阳极氧化生产线，1965年投产，此前需要的产品都从苏联进口。1966年～1983年共生产了53306根(352吨)工艺管，平均每根6.603kg，是用A1﹣Mg﹣Si系合金生产的。工艺管外径43mm，内径41mm，1979年荣获国家优质品银质奖章。现在建设反应堆所需的一切铝材中国都能生产。
