上世紀50年代後期，我國就確定了大力發展原子能事業的方針，1983年提出了《核能發展技術政策要點》，1991年我國首座核電站——浙江海鹽秦山核電站並網發電。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，僅次於美國和法國。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。據匡算，建設一座100×104千瓦的核能發電站，生產裝備和生活設施建設用的鋁材採購總質量約1.8萬噸，約帶動200家以上的鋁企業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生熱能轉爲動力的裝備稱爲核裝備，發出的電稱爲核電，是當今三大電能之一，與火電、水電並列。核動力裝備包括核反立堆、產生動力的系統和裝備、以及爲保證設備正常運行、人員健康和安全所需要的系統和設備等。
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於發電、艦艇推進和空間技術。
核電站（原子能發電站）是利用人爲控制的緩慢裂變反應釋放的能量發電。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，同時會產生大量的溫室氣體和固體廢棄物，污染環境。
人類首次實現核能發電是在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電試驗並獲得成功。1954年，蘇聯建成了世上首座實驗核電站，發電功率5MW。
核能發電成本相對穩定，不易受國際經濟形勢影響。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，放到什麼地方最安全；二是如何避免核輻射事故的發生，確保萬無一失，即使誤操作，也能保證不會發生災難性事故。
我國核電技術的發展
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年代中後期，我國就確定了大力發展原子能事業的方針，相關部門提出了和平利用原子能、發展核電的建議，並開始進行初步探索。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年召開的核電發展回龍觀會議是中國核電發展的重要裏程碑，會上議定了《核能發展技術政策要點》，確定了以MkW級壓水堆爲主、走引進技術並逐步國產化道路，隨即，國務院又成立了核電領導小組；1988年，能源部組建後確定了中國第一部核電發展規劃，啓動了全國範圍的核電站選址工作，中國核電進入了規劃發展階段；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運營。
從1998年到2011年，是中國核電發展從改進到引進的階段，形成了CPR1000和CNP1000爲代表的、具有自主知識產權的“第二代+”核電機型，佔中國在運行和在建核電機組的主體。在此期間，中國啓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，啓動了山東海陽和浙江三門自主化依託項月，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後引進了重水堆和壓水堆機組。
2011年，日本福島核事件後，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+。前者於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，充分借鑑融合了三代核電技術的先進設計理念以及我國現有壓水堆核電站設計、建造、調試、運行的經驗和最新研究成果，設備國產率近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”首爐燃料於2018年7月7日開始裝料。它採用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於2018年前期發電，年發電量150億千瓦時；二期正在建設，也有2臺機組，年發電量165 億千瓦時。它們產生的環保效應相當於增加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、二期工程投入商業運行的有4臺機組，至2020年6月，累計發電量超2000億千瓦時，每年減排效益相當於在長江三角洲地區每年種植超過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號機組於2015年12月底破土動工，6號機組於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，採用我國獨創的防熔斷技術，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反應堆的原創技術是美國轉讓的。長期以來，我國政府不僅投入巨資發展核電，而且爲海上漂浮發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，預計今後二三十年內會建成全球用於發電的首座穩定燃燒“人造太陽”。我國正在形成正確的核電發展模式，有着長期的清潔發電目標。
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，中核集團核能發電量1362.14億千瓦時，累計核能發電9690.76千瓦時，相當於節約標準煤38760.8萬噸，減少CO2排放2907.06萬噸，相當於260萬頃森林。在核電安全方面，65年來，中國從末發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，在工業安全中保持着領先地位，其經驗和成果也爲世界核工業發展作出了突出貢獻。
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籤署；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；中法國際聯合體成功中標國際熱核聚變實驗堆項目核心安裝工程，將爲“人造太陽”安裝“心髒”；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，推動了巴基斯坦經濟社會建設，提升了當地民衆的生活質量。
中核集團與阿根廷、沙特等國的合作也有很大進展：與阿根廷核電公司籤署了重水推和華龍一號總合同；與沙特籤署了鈾礦、釷資源合作協議，正式啓動兩國核能全產業鏈合作等等。
從國際核電市場需求來看，據國際原子能機構統計，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約佔80%。在全球電力供應中，核電佔比還很低，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籤訂了卡拉奇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，秦山核電站並網發電後僅16年，中巴兩國就籤訂了合作建設巴基斯坦恰希瑪核電站協議。1993年8月，開始施工，2000年6月13日該核電建成投產。
服務出口也是中國核電走出去的重要形式之一，2012年，中方一家核電企業與美國一公司達成協議，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。這是我國第一次爲發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”節奏和進程明顯加快，特別是2013年以來，隨着《服務核電企業科學發展協調工作機制實施方案》的實施，核電“走出去”上升爲一項國家戰略，一系列促進核電企業“走出去”的方向性指引措施陸續出臺。龍頭核電企業紛紛發力全球核電市場，向外推介核電技術，並得到廣泛認可。
鋁材——反應堆的不可或缺材料
在反應堆用的金屬材料中，按質量計算鋁材的佔比並不多，據估算約爲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爲43 mm，內徑41mm。反應堆用鋁材可分爲兩種：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，其餘爲AI及不可避免雜質）曾在核電項目建設中獲得廣泛應用，現在已列入非常用合金。此外，在建設原子能發電站的同時，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的原子能發電站，生產和生活設施建設用鋁材的採購總質量約1.8萬噸。
中國廣泛採用的元件包殼及結構鋁材料見表1，蘇聯及俄羅斯採用6063型合金（0.45%～0.90% Mg、0.7%～1.2%Si，其餘爲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℃，否則應採用AI﹣Si﹣Ni系合金。
此外，中國還用過LT 27、305、306、LT 24、167等非標準合金作爲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。
國外有採用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，後一個合金在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，這類合金的成分爲（質量%）：Ni1～5，Fe0.3～1.5，其餘爲AI及不可避免的雜質。此外，在某些特珠情況下，如果作爲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，還可以用一種名爲波拉爾（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過陽極氧化處理爲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、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爲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的熱中子吸收截面爲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的爲5.6×10-24cm2，可作爲堆用鋁合金的微量合金化元素。
爲了發展中國的原子能工業與反應堆的建設，在當時的哈爾濱鋁加工廠即現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條陽極氧化生產線，1965年投產，此前需要的產品都從蘇聯進口。1966年～1983年共生產了53306根（352噸）工藝管，平均每根6.603kg，是用A1﹣Mg﹣Si系合金生產的。工藝管外徑43mm，內徑41mm，1979年榮獲國家優質品銀質獎章。現在建設反應堆所需的一切鋁材中國都能生產。
