日前，由中国科学院金属研究所、中科院核用材料与安全评价重点实验室人员牵头编制的4项高温高压水环境下的材料试验标准正式发布。标准具有先进性、科学性、指导性和可操作性，填补了国际上该领域的标准空白，对我国核电“走出去”具有重要意义。

4项标准分别是：《核电厂金属材料高温高压水中划伤再钝化试验方法》（t/cns 3-2018）、《核电厂金属材料高温高压水腐蚀疲劳试验方法》（t/cns 4-2018）、《核电厂金属材料高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展试验方法》（t/cns 5-2018）和《核电厂金属材料高温高压水中电化学试验方法》（t/cns 6-2018），均由中国科学院金属研究所与中科院核用材料与安全评价重点实验室人员牵头编制。

据了解，腐蚀是影响核电站安全可靠运行的最主要因素。中国科学院金属研究所与中科院核用材料与安全评价重点实验室针对核电厂核岛关键设备的主要腐蚀失效模式以及实验室模拟试验的关键难点问题，自主设计并研制了 10 类模拟核电高温高压水环境开展材料损伤试验的关键测试装备和原位测试技术，用于材料损伤试验研究和安全评价，解决了长期以来我国核电厂核岛关键装备材料的相关试验设备与评价完全受制于人的落后局面。由其建立的具有自主知识产权的核电材料试验与安全评价平台，成果已广泛地服务于核电研究院所、核电设计院、核电装备制造企业、核电站运行与服务企业、核安全审评机构、行业学会等 12 家单位，对设计选材、设计曲线、评价模型、制造工艺优化、核电站安全运行和事件处理策略、安全审评、测试评价标准的建立提供了有力的技术支持；成果还直接应用于我国 cap 系列、华龙一号以及其他重要型号的关键装备的设计、生产过程以及重要装备的制造评价中，同时也已经用于在役核电站的失效事件分析与运行安全评价中，保障了我国重大工程的需要，为核电作为国家名片“走出去”提供了重要的科技支撑。

广义的核材料是核工业及核科学研究中所专用的材料的总称。包括核燃料及核工程材料（即非核燃料材料）。但人们通常说的核材料主要是指用于反应堆的各部分的材料，故又称反应堆材料。

对“核材料”这个名词没有统一的看法和定义。有人认为：它是用于核科学和核工程的材料的总称；有的认为它是专指裂变反应堆和聚变反应堆所用材料；有的把它定义为裂变材料和聚变材料的总称，即与核燃料的概念相似。

核燃料是指能产生裂变或聚变核反应并释放出巨大核能的物质。核燃料可分为裂变燃料和聚变燃料（或称热核燃料）两大类。裂变燃料主要指易裂变核素如铀235、钚239和铀233等。此外，由于铀238和钍232是能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂6和其化合物等。

核工程材料是指反应堆及核燃料循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化剂、冷却剂、屏蔽材料等等。例如特种铝合金、铍、特种不锈钢、特种陶瓷、高分子材料等。

随着我国核电装机容量的逐年增加，一方面带来锆材的新增需求，另一方面每年对锆材的更新需求也不断增加，核级锆材的高增长将一直延续到2020年，预计2020年我国锆材需求量将达到1200吨。假设2020年前的核能项目中15%采用快堆，按我国试验快堆的核级钠用量（65mw用量350吨），国内快中子反应堆将产生近56377吨的核级钠需求，2011-2020年，平均每年核级钠需求量为5337.7吨。

从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。

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