核電研究與開發(fā)清華大學(xué)核能技術(shù)設(shè)計研究院

1960年3月建立，位于北京市昌平區(qū)。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：反應(yīng)堆工程，核能供熱，核化學(xué)化工，核輻射儀器，環(huán)境技術(shù)等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)5MW低溫核供熱堆。

(2)2MW雙堆芯游泳池式屏蔽實驗堆

(3)200MW低溫核供熱堆熱工水力學(xué)實驗臺架；水力驅(qū)動控制棒實驗臺架；高溫氣冷堆氦氣回路實驗臺架；高溫氣冷堆燃料球生產(chǎn)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，位于江蘇省蘇州市。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：核電工程，核電安全分析，輻射劑量，環(huán)境保護(hù)，質(zhì)量保證，無損檢驗，仿真技術(shù)等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)環(huán)境測量實驗裝置。

(2)承壓容器監(jiān)察、檢驗裝置。

(3)超小型計算機(jī)仿真技術(shù)研究裝置。

1962年建立，位于山西省太原市。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：輻射防護(hù)，輻射劑量，輻射探測，核安全，三廢治理，環(huán)境保護(hù)，環(huán)境工程，放射醫(yī)學(xué)，放射衛(wèi)生，環(huán)境醫(yī)學(xué)，放射生物學(xué)等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)核輻射環(huán)境模擬分析裝置。風(fēng)洞長度：24.5m；風(fēng)速：0.2~9m/s；核素遷移：溫度0~60℃可調(diào)，濕度40%~90%可調(diào)。

(2)核廢物(固體)熱解焚燒爐。減容比：35∶1；減重比：11∶1。

1950年建立，位于北京市房山區(qū)。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：反應(yīng)堆物理，反應(yīng)堆熱工水力，反應(yīng)堆材料(腐蝕，防護(hù)，輻照性能)，核燃料元件，放射化學(xué)、放射性三廢處理與處置，核燃料后處理，核保障監(jiān)督技術(shù)，水化學(xué)，輻射防護(hù)，環(huán)境保護(hù)，計算技術(shù)應(yīng)用研究等。

用于核電研究的主要設(shè)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)熱元件材料輻照后檢驗實驗室。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(tài)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)。

位于上海市。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：核電工程，核電安全分析，反應(yīng)堆物理，反應(yīng)堆熱工水力，反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)，反應(yīng)堆設(shè)備，核島系統(tǒng)設(shè)計，輔助系統(tǒng)設(shè)計，反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料，核電無損檢測技術(shù)等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)高溫高壓設(shè)備試驗臺架。壓力：15.2MPa；溫度：300℃；流量：220m/h。

(2)無損檢測設(shè)備。

核動力運行研究所

1982年建立，位于湖北省武漢市。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：核電廠運行研究，核電廠在役檢查，核電廠仿真機(jī)，質(zhì)量保證，核電廠蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器的設(shè)計與試驗等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)蒸汽發(fā)生器綜合試驗臺架。壓力：17.5MPa；溫度：350℃；功率：5.5MW。

(2)蒸汽發(fā)生器傳熱管材腐蝕試驗臺架。壓力：17.5MPa；溫度：350℃；功率：660kW。

1958年建立，位于北京市。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：反應(yīng)堆主工藝，反應(yīng)堆工程設(shè)備，反應(yīng)堆熱工回路，反應(yīng)堆化工，放射性三廢處理，核燃料后處理，環(huán)境保護(hù)，放射化學(xué)，反應(yīng)堆建筑結(jié)構(gòu)工藝，核電廠總體設(shè)計等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)核法規(guī)資料庫。全面收集與核電設(shè)計有關(guān)的國內(nèi)外法規(guī)、準(zhǔn)則、標(biāo)準(zhǔn)和規(guī)范。

(2)配套的核電廠設(shè)計計算機(jī)程序。

(3)供設(shè)計、計算、分析、繪圖、復(fù)制用的具有相當(dāng)規(guī)模的硬件設(shè)施。

1965年建立，位于四川省成都市。

與核電研究有關(guān)的專業(yè)：核島設(shè)計，反應(yīng)堆物理，反應(yīng)堆熱工水力，核設(shè)備，反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學(xué)，反應(yīng)堆材料，核燃料元件材料，焊接技術(shù)，核電子學(xué)，水化學(xué)，核燃料元件無損監(jiān)測，仿真技術(shù)，同位素生產(chǎn)和應(yīng)用等。

用于核電研究的主要設(shè)施：

(1)高通量反應(yīng)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(qū)動線熱態(tài)試驗臺架。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(yīng)堆堆芯整體水力模擬試驗裝置。

(5)大型熱工(全長燃料棒束)試驗臺架(正在建造)。

(6)反應(yīng)堆動力設(shè)備考驗裝置。工作壓力：15.4MPa；工作溫度：350℃。

(7)大型抗震試驗臺(擬建)。

(8)反應(yīng)堆零功率試驗裝置。

(9)脈沖反應(yīng)堆。

秦山壓水堆核電廠是中國參照外國公開發(fā)表資料自主設(shè)計建造的300MW原型核電廠。為驗證該核電廠設(shè)計的正確性，改進(jìn)和完善設(shè)計，解決核電廠建設(shè)中的設(shè)備與材料問題，先后開展了包括反應(yīng)堆物理、熱工、水力、應(yīng)力分析、驅(qū)動線對中、抗震，以及新材料、主設(shè)備、儀表、控制電器、無損探傷等方面的400余項科研試驗，保證了該核電廠的順利建成。

為實現(xiàn)秦山二期600MW機(jī)組壓水堆核電廠設(shè)計自主化、設(shè)備國產(chǎn)化和標(biāo)準(zhǔn)化，仍開展了大量的科研試驗。因為參考電廠和設(shè)備容量的不同，安全標(biāo)準(zhǔn)和工業(yè)規(guī)范的改變，制造廠家的變更，均使600MW項目，不能照抄照搬300MW核電廠的設(shè)計和工藝。

在引進(jìn)國外技術(shù)的情況下，為了消化吸收和適應(yīng)本國條件，也必須進(jìn)行相當(dāng)多的試驗和驗證工作。

核電廠投入運行以后，仍需不斷進(jìn)行研究與開發(fā)，如改進(jìn)核電廠仿真機(jī)、對故障和事故的早期診斷、燃料管理、運行規(guī)程的改進(jìn)、設(shè)備的在役檢查和維修技術(shù)、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(guān)的研究與開發(fā)機(jī)構(gòu)有中國核動力研究設(shè)計院、北京核工程研究設(shè)計院、上海核工程研究設(shè)計院、核動力運行研究所、中國原子能科學(xué)研究院、中國輻射防護(hù)研究院、清華大學(xué)核能技術(shù)設(shè)計研究院、蘇州熱工研究所等。

核電研究與開發(fā)的內(nèi)容主要有：

反應(yīng)堆在什么條件下達(dá)到臨界"para" label-module="para">

反應(yīng)堆堆芯內(nèi)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(jìn)行燃料元件與冷卻劑之間的傳熱系數(shù)、堆芯各燃料組件之間的流量分配、燃料組件內(nèi)流速分布、臨界熱流密度以及臨界后傳熱等實驗研究。隨著對安全要求的提高，研究領(lǐng)域從穩(wěn)態(tài)擴(kuò)展到瞬態(tài)，如建造功率高達(dá)幾萬千瓦的整個電廠系統(tǒng)的模擬實驗回路，進(jìn)行大破口、小破口、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂等實驗。這些內(nèi)容構(gòu)成了反應(yīng)堆熱工學(xué)。

反應(yīng)堆的基本部件是核燃料元件。燃料元件在高溫、高壓和強(qiáng)輻照下的性能必須合格，才能放到反應(yīng)堆內(nèi)工作。為此必須把研制的燃料元件放在堆外模擬回路和堆內(nèi)(研究堆的小回路內(nèi)或隨堆)進(jìn)行考驗，然后詳細(xì)檢查它的變形和腐蝕等情況。由于這時它的放射性非常強(qiáng)，檢驗必須在良好屏蔽的“熱室”中進(jìn)行，為此必須研制能夠遠(yuǎn)距離操作的各種檢驗手段。核燃料元件與組件生產(chǎn)工藝研究與燃料組件的堆內(nèi)、外考驗，檢驗等研究工作一起，組成反應(yīng)堆燃料元件研究的主要內(nèi)容。

核電廠內(nèi)常用的燃料(棒)包殼材料、壓力容器鋼、蒸汽發(fā)生器管材、一回路主管道管材等處于高溫、強(qiáng)輻照和高應(yīng)力下，容易發(fā)生破裂，影響安全。為此不僅需要測定這些材質(zhì)未經(jīng)輻照和輻照后的強(qiáng)度、脆性、蠕變、疲勞等機(jī)械性能，還要研究它們與周圍介質(zhì)的相容性。以選取合適材質(zhì)和不斷改善其性能為目標(biāo)的這些研究工作，就是反應(yīng)堆材料學(xué)。

在運行中發(fā)現(xiàn)水質(zhì)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(zhì)為佳"para" label-module="para">

為了確保核電安全，控制保護(hù)是十分重要的。核電廠控制保護(hù)系統(tǒng)充分利用了現(xiàn)代電子學(xué)的各種先進(jìn)技術(shù)。提高控制保護(hù)系統(tǒng)的可靠性，確保在預(yù)定的各種整定值下能夠動作，是目前反應(yīng)堆控制研究的主要目標(biāo)。

核電廠結(jié)構(gòu)復(fù)雜，許多結(jié)構(gòu)處在高溫和高強(qiáng)度下，機(jī)械應(yīng)力與熱應(yīng)力的緊密結(jié)合，產(chǎn)生了許多新的結(jié)構(gòu)力學(xué)研究課題，使反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學(xué)成為一個十分活躍的學(xué)科。

20世紀(jì)90年代，核電研究與開發(fā)的大量實驗結(jié)果已被綜合到一系列計算機(jī)軟件和工程數(shù)據(jù)庫中，這些軟件對設(shè)計和運行起到了重要作用。不僅各個專業(yè)都有了自己成套的程序，而且整個核電廠系統(tǒng)也有了大型分析程序，可以對核電廠各種假想事故進(jìn)行分析，計算結(jié)果已相當(dāng)準(zhǔn)確，為設(shè)計各種防范措施提供了依據(jù)。近年來概率安全評價有了很大發(fā)展，它不僅能估算各類事故的風(fēng)險，且可以找出核電廠在設(shè)計、運行等方面的薄弱環(huán)節(jié)加以改進(jìn)。在這些工作基礎(chǔ)上發(fā)展起來的核電廠模擬機(jī)和仿真機(jī)等技術(shù)，能實時甚至比實時更快地展示核電廠事故發(fā)展進(jìn)程。這些是目前正在飛速發(fā)展的核電廠安全分析的內(nèi)容。

通過30多年的核電科研，人們對核電的規(guī)律已較深入地掌握。從趨勢上看，核電廠正從由簡到繁轉(zhuǎn)向由繁到簡的新的發(fā)展階段，這正是大量核電廠運行經(jīng)驗積累和長期科研的成果。目前發(fā)展基本成熟的先進(jìn)輕水堆(如先進(jìn)沸水堆ABWR)和其他先進(jìn)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(jīng)濟(jì)的發(fā)展階段。

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迅達(dá)始終認(rèn)為研究和開發(fā)是保證競爭性和長期客戶利益的重要因素，同時可以保持在技術(shù)和成本控制上的領(lǐng)先。這也是成為電梯行業(yè)的關(guān)鍵能力。

在全球的幾個研發(fā)中心中，大約500名迅達(dá)工程師成功地進(jìn)行電梯和自動扶梯的新系統(tǒng)和部件的開發(fā)，新的技術(shù)都經(jīng)過緊密合作的世界主要技術(shù)中心和大學(xué)的評估。研究和開發(fā)的焦點集中在智能化的交通運輸管理、控制系統(tǒng)和先進(jìn)的驅(qū)動技術(shù)，還有新的安全要求和高速電梯的舒適性。卓有成效的技術(shù)管理和世界級的開發(fā)環(huán)境確保資深的工程師們開發(fā)出卓越的產(chǎn)品。