中国核工业集团公司
中国核动力研究设计院
中国核动力院超临界水冷堆技术研发简介
李翔
主要内容
一、研究目的及国内外研究状况
二、预期主要技术指标、初步研究方案及途径分析
三、预期技术研究成果及应用方向
?背景
z世界核电发展概况
950多年，400多个机组在运行、核电比例14.8%（2006）、90%水堆9发展到第三代，已经开始第四代的研发，安全性、经济性更高
z国内情况
930多年，在运行情况：11个机组、核电比例不到2%、100%水冷堆
9电力需求日益加大、电力结构不合理、化石燃料、环境污染、气候变化9《国家中长期科学和技术发展规划纲要》（2006年—2020年）中提出“大力发展核能技术，形成核电系统技术自主开发能力”
9当前，国家明确提出核电发展“两步走”方针, 其中第二步，“在跟踪国际四代核能系统先进技术的同时，开发更经济、更安全的第四代核能系
统”
z超临界水冷反应堆(SCWR)的特点
“第四代核能系统国际论坛”2002年10月从上百个创新设计概念中选出6个最有发展前景的作为“第四代”候选堆型，其中包括—SCWR
9SCWR电站（临界点374°C，22.1MPa）四个特点
（1）机组热效率高（25MPa，500°C，～45%）
→提高燃料利用率+经济性
（2）与常规轻水堆相比，系统可大大简化
→大幅度减少建造费用
不存在沸腾现象，与BWR系统相比，
不需要汽水分离系统
采用直接循环，与压水堆相比，
不需要蒸汽发生器、主循环泵和稳压器
（3）与常规轻水堆相比，相同的厂房规模，机组功率可大型化（100~150万千瓦级）
进出口焓差大，流量较低+ 流动阻力减小→泵功率可以减小
水装量减少，在失水事故时，质能释放降低，可设计较小的安全壳
直接循环系统，使得NSSS布置紧凑，使核岛厂房小型化
（4）技术继承性好
可充分借鉴轻水堆的技术经验
从原理上讲，SCWR电站的汽轮机系统与超临界火电机组一样，考虑辐射屏蔽
9因此，世界主要核电国家都将SCWR作为水冷堆后续发展的重点，制定了具体研究计划，进行了大量的研究工作，已取得相当进展
9由于种种原因，我国SCWR研发工作尚未全面起步。对于已经有宏伟核电发展计划的中国，开展与我国既有核电技术相继承的SCWR技术的研究是十分必要的?SCWR研究开发的总目标
通过开展超临界水冷堆系统设计技术研究、基础技术研发、关键系统和设备技术研究以及超临界水冷堆核电站示范工程设计与建造运行，在我国逐步形成具有自主知识产权的超临界水冷堆核电工业体系，推动我国核能发电事业的持续发展，赶上国际第四代核能系统的先进技术水平。
一、研究目的及国内外研究状况
?国内外研究状况
9上世纪90 年代，欧洲、美、加、日、韩等，在四代核能系统框架下开始研发
9预期在2015年前后完成关键技术和可行性研究，2020年后完成性能研究和示范堆建造，大约2030年前后可实现工业应用
9目前的基础研究主要集中在：
—反应堆概念的相关技术研究
—超临界水热工水力相关技术研究
—材料和水化学的相关技术研究等
当前形势下几家核电设计院的现状及前景分析 核电,设计院,形势,前景 1核动力院 核动力院作为中国门类最为齐全的核动力研发基地，近几年来可谓是一路坎坷，从三年前的河东变成如今的了河西。首先国家重大专项本来属于核动力院，但在07年被分给了728院，AP1000的消化吸收没有弄成到罢了，连重大专项也丢了。08年成都又遭受了大地震，对核动力院人的身心都是折磨，08年末09年初npic自身的大地震更是令npic雪上加霜。npic 自身的大地震主要起源于中核集团想将核电设计业务划给中国核电工程公司，由此引起了上至院长副院长、下至核电骨干的大逃亡。直到今年三月份，康总提出了“npic是中国？”才勉强稳住了npic的人心。 本人认为现在npic面临的主要问题有两个：一是核电设计人才流失问题，二是5年后的前途问题－即为如何才能参与AP1000的消化吸收。能否参与AP1000对于稳定设计队伍以及在未来核电领域的发展都起着至关重要的作用。 2核二院 二院作为中核总的后院的确是享受了不少的政策优惠。先是成立了核电工程公司，然后还想将npic的核电设计人员揽过来，由此打造中国最强的核电设计公司。但二院的算盘并没有打好，npic的核电设计骨干也没有流向二院。但毫无疑问，npic和二院现在是绑在一块的，通力合作才是两家最好的出路，而不是老想着吃点对方的啥。和npic一样，二院同样需要AP1000作为以后发展的动力，毕竟国家的态度很明确，没有那玩意估计以后就只能喝汤了。 3728 728占尽了天时地利人和，地位今非昔比。秦山2期的失利连接导致了国产百万千瓦级电站(cpr1000)设计上的失利,好在728人苦等，终于迎来了大好的发展机会。用728人的话来说“别人正在做的事情，我们在做，别人想做而不能做的事情，我们还在做”，我想这些话应该是说给npic的人听的吧。AP1000的消化728是肯定没有问题，但在创新上如果没有npic的帮助，那么肯定会多花钱或者多走弯路。国核技与清华大学成立的国家核电研发中心在短时间内可以建设好试验基地，但是设备始终是设备，掌握设备的人才是关键。不过这也难不到国核技，因为可以花钱在国外做试验，甚至请国外公司设计。整个核电站都可以买到，所以就没有什么关于核电研发的买不到了，但前提是必须要多花很多纳税人的银子。 4广核设计院 广核设计院在npic大地震中最得实惠，因为很多人都流向了广核设计院。广核放弃了AP1000改做EPR,殊不知EPR在芬兰的进展实在不理想，至少延期3年，法国也因此赔了不少银子。个人觉得AP1000的前途要好于EPR，毕竟国家组织了很多设备制造企业对ap1000进行消化吸收，ap1000国产化比例的提高肯定会在经济上优于EPR。EPR过于复杂，广核能否真正吸收其技术还是个问题，况且国内的设备制造企业能否跟上EPR的设备制造也是个问题。因此EPR可能会成为广核的烫手山芋，继续钻研又耗费设计力量，不搞又觉得不好。 个人觉得广核应该专注于运营，那样会得到更大的经济实惠。 说到底，设计院只不过是集团公司的枪，各大垄断型核电集团都在努力维持自己的垄断地位，设计院充当了维护者的角色。至于二代与三代的技术之争，在我看来只不过是彻头彻尾的利益之争。站在国家和人民的利益来考虑问题才是人民的幸事。我辈人微言轻，只是希望能与广大同仁一起做好本职工作，珍惜这来之不易的大好机会。
中国建筑设计院排名（1?200） 1上海现代建筑设计（集团）有限公司 2中国建筑设计研究院 3铁道第二勘察设计院 4铁道第三勘察设计院 5铁道第一勘察设计院 6国家电力公司成都勘测设计研究院 7铁道第四勘察设计院 8长江水利委员会长江勘测规划设计研究院9中国石油集团工程设计有限责任公司 10中讯邮电咨询设计院 11国家电力公司中南勘测设计研究院 12同济大学建筑设计研究院 13中国石化工程建设公司 14中国联合工程公司 15中京邮电通信设计院 16北京国电华北电力工程有限公司 17上海市政工程设计研究院 18北京市建筑设计研究院 19深圳市建筑设计研究总院 20中交第二公路勘察设计研究院 21北京市市政工程设计研究总院 22国家电力公司西北电力设计院 23中冶集团武汉勘察研究院有限公司 24国家电力公司西南电力设计院 25中交第一公路勘察设计研究院 26黄河勘测规划设计有限公司 27国家电力公司华东勘测设计研究院 28浙江省电力设计院 29深圳市勘察测绘院 30江苏省电力设计院 31国家电力公司中南电力设计院 32中冶集团北京钢铁设计研究总院 33国家电力公司昆明勘测设计研究院 34中国电子工程设计院 35国家电力公司华东电力设计院 36广东省电力设计研究院 37大庆油田工程设计技术开发有限公司 38中冶赛迪工程技术股份有限公司 39国家电力公司西北勘测设计研究院 40中国建筑西北设计研究院41国家电力公司东北电力设计院 42中国石化集团洛阳石油化工工程公司 43上海市机电设计研究院 44山东电力工程咨询院 45北京首钢设计院 46中国冶金建设集团包头钢铁设计研究总院47武汉钢铁设计研究总院 48中国石化集团上海工程有限公司 49中国电子系统工程第四建设有限公司 50广西电力工业勘察设计研究院 51湖南省交通规划勘察设计院 52广州市城市规划勘测设计研究院 53河北省电力勘测设计研究院 54中国寰球工程公司 55北京国电水利电力工程有限公司 56江苏省交通规划设计院 57沈阳铝镁设计研究院 58中国纺织工业设计院 59中水东北勘测设计研究有限责任公司 60四川省水利水电勘测设计研究院 61中国航空工业规划设计研究院 62华南理工大学建筑设计研究院 63贵阳铝镁设计研究院 64中国冶金建设集团马鞍山钢铁设计研究总院 65中机国际工程咨询设计总院 66北京市测绘设计研究院 67南昌有色冶金设计研究院 68天津水泥工业设计研究院 69中国公路工程咨询监理总公司 70中国建筑东北设计研究院 71北京城建设计研究总院有限责任公司 72河南省电力勘测设计院 73中国建筑西南设计研究院 74重庆市设计院 75中国冶金建设集团鞍山焦化耐火材料设计研究总院 76中水北方勘测设计研究有限责任公司 77中元国际工程设计研究院 78东南大学建筑设计研究院 79山西省电力勘测设计院 80广东省公路勘察规划设计院 81中国天辰化学工程公司
上海核工程研究设计院、国核工程公司、国核电站运行服务技术公司－上海交通大学核电人才联合培养班招聘启示 一、招聘对象 上海交通大学2007级学生（四年级），学院：机械与动力学院机械工程、动力工程、核工程等专业；电院电气工程、自动化、信息与通信、仪器科学与工程、计算机科学与工程等专业；船建学院工程力学、土木工程、建筑等专业；环境学院环境工程专业、化工学院化学工程专业等专业。上海核工程研究设计院与学生签订“就业意向书”。并在学习期间给予适当生活补助。 二、人数和培养模式 2010年拟招收30-35名本科生，其中上海核工院招收20-25人，国核工程公司招收5人，国核运行公司招收5人。培养模式参照机动学院核科学与核技术的学生进行。对非核专业的学生补修四年级前的核专业课程，四年级所学课程与核科学与工程学院专业的学生同步。 三、素质要求 1. 有良好的专业基础，较强的学习能力，学习成绩优良； 2. 有较强的事业心，喜欢工程设计工作； 3. 有良好的交流、沟通能力和团队合作精神； 4. 有较强的英语应用能力，CET六级； 5. 有较强的相关专业计算机应用能力，CAD熟练； 6. 身体健康。 四、招聘宣讲会 时间：9月26日星期日下午：14：00~16：00 地点：电信楼3-100 招聘会上收简历、报名表。 五、报名准备材料 1. 报名表； 2. 个人简历 3. 递交前三年学习成绩表； 4. 相关证书和奖励证书(复印件)。
六、联系人 上海核工程研究设计院：国核工程公司：国核电站运行服务技术公司：联系部门：人力资源部联系部门：人力资源部联系部门：人力资源部 联系人：潘斌、周卉卉联系人：吴擎红联系人：薛圣冬，电话：电话： e-mail: e-mail: e-mail: 地址：上海虹漕路29号地址：上海市田林路 地址：上海市田林路 邮编：200233 888弄2号楼888弄6号楼 邮编：200233 邮编：200233 七、报名表 (见附件) 八、上海核工程研究设计院介绍 1．院简介 上海核工程研究设计院是以核电研究设计为主的专业研究设计院，隶属于国家核电技术公司。上海核工院始建于1970年，其前身为七二八工程研究设计院。 上海核工院曾经为我国核电事业作出过重大贡献。上海核工院自主研究设计了国内首座具有自主知识产权的核电站—秦山30万千瓦压水堆核电站；承担设计总承包我国第一个出口核电站工程—巴基斯坦恰希玛核电站一期工程；是秦山三期重水堆核电厂全程技术支持单位。在国家积极发展核电的能源战略中，我院承担着第三代先进核电技术自主化依托项目的引进、消化、吸收，并自主创新形成中国核电技术品牌的重任，承担着国家中长期科技发展重大科技专项《大型先进压水堆核电站》研发、设计重任。 上海核工院现有从业人员1100余人，其中专业技术人员900余人。全院拥有由中国科学院院士、国家级设计大师、国家级和省部级专家及各类专业技术人员构成的科研设计队伍； 是国务院学位委员会硕士学位授予单位，设有与上海交通大学共建的博士点和博士后流动站，国家人力资源和社会保障部授予的博士后工作站。 建院以来，共有400多项科研设计项目获得国家、国防科工委和部、省（市）级科技进步奖或优秀设计奖。其中，以上海核工院为主设计的“秦山30万千瓦核电厂的设计与建造”获国家科技进步特等奖、全国最佳工程设计特奖。上海核工院还获得全国“五一劳动奖章”、“上海市文明单位”、“核工业先进集体”等荣誉称号。 2．技术力量
中国科学院（中科院）考博历年试题汇总 中科院发育遗传所2002生物化学（博士） 注：请将试卷写在答题纸上；不用抄题，但要写请题号；草稿纸上答题无效。一、名次解释：（20分） 二、以动物细胞或植物细胞为例说明细胞中的膜结构及其功能。（12分） 三、在研究位置基因的功能时往往采用推定的该基因所编码的氨基酸序列与已知功能的蛋白质的氨基酸序列比较来推断，你认为这种比较应采用什么原则？为什么？（12分） 四、真核基因在原核细胞中表达的蛋白质常常失去生物活性，为什么？举例说明。（12分） 五、简述信号肽的结构特点、功能和从蛋白质产物中切除的机理。（12分） 六、分子筛、离子交换和亲和层析是三种分离、醇化蛋白质的方法，你如何根据所要分离、纯化的蛋白质的性质选择使用。（12分） 七、酶联免疫吸附实验（ELISA）的基本原理是什么？如何用此方法检测样品中的抗原和抗体？（12分） 八、某一个蛋白，SDS凝胶电泳表明其分子量位于16900于37100标准带之间，当用巯基乙醇和碘乙酸处理该蛋白后经SDS凝胶电泳分析仍得到一条带，但分子量接近标准带13370处，请推断此蛋白质的结构？为什么第二次用前要加碘乙酸？（8分） 中科院发育遗传所2000-2001生物化学（博士） 2000年博士研究生入学考试 生物化学试题 1．酶蛋白的构象决定了酶对底物的专一性，请描述并图示酶与底物相互关系的几种学说。（20分） 2．什么是DNA的半保留复制和半不连续复制？如何证明？真核细胞与原核细胞的DNA复制有何不同？（20分） 3．概述可作为纯化依据的蛋白质性质及据此发展的方法。（20分） 4．简述酵解和发酵两个过程并说明两者的异同。（15分） 5．吃多了高蛋白食物为什么需要多喝水？（10分） 6．在非极端环境的生物体中是否存在氰化物不敏感的呼吸作用？如果有，其可能的生物学意义是什么？（5分） 以下两题中任选一题（10分） 7．概述植物或微生物细胞感应（应答）环境刺激因子（如养分缺乏、热、冷、干旱、
中国建筑设计研究院有限公司 2019年应届毕业生招聘公告 根据中国建筑设计研究院有限公司（以下简称“院公司”）发展需要，现面向全国普通高等教育院校招聘建筑设计、结构工程、给水排水、暖通空调、建筑电气、景观园林、室内设计、城市规划、总图设计、建筑经济、建筑历史、交通规划、工程管理等相关专业2019年应届毕业生。具体事宜公告如下： 一、招聘流程及要求 （一）网上报名 请于10月10日24:00前，访问，在“人力”页面左侧“人才招聘”专栏，点击“校园招聘（2019年应届毕业生）”岗位中的“自荐”按钮进入报名链接，在线填写个人简历并提交。 （二）笔试 1、在院公司实习2个月以上并且实习评价为良好以上的人员优先入围； 2、笔试具体时间、地点将以短信形式通知入围考生； 3、参加笔试的考生须携带身份证、学生证、作品集（建筑、规划、景观、室内等专业）。作品集须为A4纵向开本，封皮或首页注明姓名、学历、学校、联系方式； 4、建筑、景观、室内快题考试时间6个小时，自备画图工具、图板、A2作图纸，纸张类型不限； 5、城市规划快题考试时间6个小时，自备画图工具、图板、总
规A1作图纸、详规A2作图纸，纸张类型建议拷贝纸或硫酸纸。 （三）面试 根据笔试成绩确定考生面试资格，以短信或电话形式通知。 （四）补实习 无院公司实习经历的人员，须在2019年3月前，到院公司完成2个月的实习经历并且实习评价为良好以上。 （五）签约 根据笔试、面试、实习评分等综合考评结果确定录用意向，签订三方就业协议。 二、招聘单位 1、中国建筑设计研究院有限公司（北京） 2、中国建筑设计研究院有限公司浙江分公司（杭州） 3、中国建筑设计研究院有限公司福建分公司（厦门） 4、中国建筑设计研究院有限公司陕西分公司（西安） 5、中国建筑设计研究院有限公司四川分公司（成都） 6、中国建筑设计研究院有限公司海南分公司（海口） 7、中国建筑设计研究院有限公司云南分公司（昆明） 8、中国建筑设计研究院有限公司山东分公司（济南） 9、中国建筑设计研究院有限公司吉林分公司（长春） 10、中国建筑设计研究院有限公司中原分公司（郑州） 11、中国建筑设计研究院有限公司北京分公司（北京） 12、中国建筑设计研究院有限公司天津分公司（天津）
第28卷第3期核科学与工程Vol.28N o.3 2008年9月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Sep.2008中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验 宋青1,孙磊2,杨红义1,金跃庆1,文静1,刘桂娟1 (11中国原子能科学研究院,北京102413;21中国核动力研究设计院,四川成都610041) 摘要:池式钠冷快堆的控制棒驱动机构具有细长、结构非线性和多激励点等特征,因此其抗地震性能鉴定问题一直受到世界发展快堆国家的重视。介绍了在竖井式多点激励地震台上所完成的对中国实验快堆(简称CEFR)控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。试验结果表明,该型控制棒驱动机构的功能完好性和结构完整性满足设防地震下的规范要求。 关键词:中国实验快堆;控制棒驱动机构;抗震试验;OBE;SSE 中图分类号:T L43文献标识码:A文章编号:0258-0918(2008)03-0218-06 Seismic appraisal test of control rod drive mechanism of China Experiment Fast Reactor SONG Qing1,SUN Lei2,YAN G H ong-y i1,JING Yue-qing1, WEN Jing1,LIU Gu-i juan1 (11C hina Institute of Atomic En ergy,Beijing102413,C hina; 21Nuclear Pow er Institute of Ch ina,Chengdu of Sichuan Prov.610041,Chin a) Abstract:The structure of the control r od drive m echanism in pool type sodium-coo led fast reactor is the char acterized by lo ng,thin,and geometric nonlinearity,and the seis-m ic load is m ultiple activation.The ant-i seismic evaluation is alw ays paid gr eat attention by the countries developing the techno logy w or ldw ide.This article introduces the seis-m ic appraisal test of the co ntro l ro d drive m echanism of China Exper im ental Fast Reac-tor(CEFR)per for med on a seismic platfo rm w hich is vertical shaft style and multiple activ ation.The result o f the test show s the structur al integ rity and the function of the control rod drive mechanism could m eet the desig n requirements o f the earthquake inten-sity. Key words:China Ex periment Fast Reactor;co ntro l rod drive mechanism;seism ic ap-praisal test;OBE;SSE 收稿日期:2008-07-28;修回日期:2008-08-27 作者简介:宋青(1973)),男,吉林人,高级工程师,从事反应堆本体设计工作 218
中国科学院包括5个学部（数理学部、化学部、生物学部、地学部、技术科学部），以及11个分院（沈阳、长春、上海、南京、武汉、广州、成都、昆明、西安、兰州、新疆）、84个研究院所、1所大学、2所学院、4个文献情报中心、3个技术支撑机构和2个新闻出版单位，分布在全国20多个省（市）。此外，还投资兴办了430余家科技型企业（含转制单位），涉及11个行业，其中包括8家上市公司。 我虽然是理科生，但却是跨校跨专业考上中科院的，现在回顾自己的考研之路，真的是很艰辛。当时时间真的是很紧，虽然我在三月份就开始复习了，可在十月份时由于种种原因，又换了一个学校又换了一个专业。所以，我想给跟我情况类似的后来人以下12点建议，仅供参考。 1.复习时一定要做到前紧后松，由于人在开始时不管是精力还是兴趣都是很好的，所以一定要抓住这段时间攻克难点。 2.对于数学和专业课，要先过一遍书本，把课后题目都搞定，并记下以后还有价值再看的题目。 3.对于数学，本人比较偏好李永乐的复习全书，这本书在实用性上是非常强的，它的基础知识和题目是成绩提高的关键。建议题目一定要自己算出得数，并把一些关键的题目记下。 4.专业课一定要下大功夫，这是你跨校能否考上的决定因素。除了指定数目和真题外，最好可以找到去年考上这个专业的师兄师姐，从他们那里可以得到很多资料和经验（包括复试的）。 5.对于数学和专业课的重要题目，一定要多做。 6.在对待模拟题上，只当作练兵就行了，正式考试出的题目是很正规的，不会是些偏难偏怪的题目，还是比较基础的。 7.每天给自己定个计划，每天坚持是成败的关键。
8.政治尽量还是上个辅导班比较好，强化班帮你打基础，最后的预测班还是挺有用的，能帮你省不少事。 9.尽量找几个志同道合的朋友一起结伴，有问题可以相互讨论，本人觉得结伴考研对自己帮助非常大，当然尽量不要找异性，在考研攻坚时人心理是很脆弱的。 10.每天给自己留出一点时间做整理。梳理一下自己的一天，觉得自己还有哪些问题，总之是要给自己留出一段思考的时间。 11.一定要给自己留出放松娱乐的时间，这点非常重要。考研到了最后，已经不是智力的较量，而是体力的较量。所以每天一定要给自己留出一个小时左右放松娱乐锻炼的时间。 12.在考研整个过程中，做题目至关重要，题目一定不能做少，要花大功夫把每类题目都练得滚瓜烂熟。 就说这么多吧，以上只是本人的一点小建议。没说到的内容大家可以在多参考别人的经验，在此感谢和我一起战
第34卷第4期2014年8月中国腐蚀与防护学报Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection V ol.34No.4Aug.2014 超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能 沈朝张乐福朱发文鲍一晨 上海交通大学核科学与工程学院上海200240 摘要：介绍了超临界水冷堆候选材料的相关腐蚀实验结果，并且讨论了每种候选材料在超临界水环境中的耐 腐蚀性能。根据当前研究结果可知，高Cr 含量的奥氏体不锈钢在超临界水中具有良好的抗腐蚀性能，因此其 最有可能成为超临界水冷堆燃料包壳材料。 关键词：超临界水冷堆燃料包壳腐蚀氧化膜 中图分类号：TG172文献标识码：A 文章编号：1005-4537(2014)04-0301-06 Corrosion Behavior of Candidate SCWR Fuel Cladding Materials SHEN Zhao,ZHANG Lefu,ZHU Fawen,BAO Yichen School of Nuclear Science and Engineering,Shanghai Jiao Tong University,Shanghai 200240, China Abstract:Corrosion performance of candidate clad materials for fuel of supercritical water-cooled reactor (SCWR)is reviewed with emphasis on that of four typical candidate alloys.According to the results presented in this paper,it is noted that the austenitic stainless steels with high Cr content show excellent corrosion resistance.Therefore,this kind of steels should be good candidate clad material for the fuel of SCWR. Key words:supercritical water-cooled reactor,fuel cladding,corrosion,oxide film 1前言超临界水冷堆(SCWR)是最有前景的第四代概念堆型之一。其堆内运行条件处于水的临界点(374℃，22.1MPa)之上，与轻水堆相比具有诸多优点，如其冷却剂为单相高焓态，SCWR 在结构上还省去了蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器等结构，由于冷却剂的质量减少使得整个反应堆的体积减小，同时工作效率更高(~45%vs 33%)。相对于目前的压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)，SCWR 的主要特点是其提高了堆内工作温度和压力。目前，关于SCWR 堆芯结构材料如包壳、栅格、冷却剂棒等的研发和选材是限制SCWR 进一步发展的关键问题。在所有的堆芯结构材料中，燃料棒包壳材料的 工作条件最为苛刻，在正常工况下其表面热点设计温度超过600℃[1-5]，而在瞬态时将会更高。而其它堆芯构件的工作条件类似或者好于燃料包壳，可以选用类似于燃料包壳材料作为其结构材料。因此，发展SCWR 燃料包壳用材是发展SCWR 最为关键的问题。 当前压水堆和沸水堆燃料包壳用材均为锆合金，其工作温度严格限制在360℃以下，因为当温度超过360℃时，其腐蚀速率大幅升高，且其机械强度会大幅下降。目前，大部分的锆合金在超临界水(SCW)中其腐蚀速率随时间呈现出线性增长关系[6]。因此，将锆合金应用在SCW 中的可能性很小。到目前为止，关于SCWR 包壳材料的技术要求还没有明确的给出，本文综述了SCWR 包壳候选材 料的腐蚀筛选实验结果，并且对影响材料在SCW 中腐蚀性能的因素进行了相关分析。 定稿日期：2013-06-21基金项目：国家重点基础研究发展计划项目(2007CB209802)资助作者简介：沈朝，男，1990年生，硕士生，研究方向为核材料腐蚀及 其水化学通讯作者：张乐福，E-mail ：lfzhang@https://www.doczj.com/doc/915717791.html, DOI ： 10.11902/1005.4537.2013.123
附录?2008年中国原子能科学研究院博士、硕士研究生录取一览表 449 2008年中国原子能科学研究院博士、硕士研究生录取一览表 姓名 导师 博士/硕士专业名称 考前单位 潘波竺礼华博士 粒子物理与原子核物理中国原子能科学研究院 朱庆福赵志祥博士 粒子物理与原子核物理中国原子能科学研究院 徐新星林承键博士 粒子物理与原子核物理中国原子能科学研究院 李云居李志宏博士 粒子物理与原子核物理郑州大学 周志波钱绍钧博士 粒子物理与原子核物理中国原子能科学研究院 李玮倪邦发博士 粒子物理与原子核物理中国原子能科学研究院 张海青倪邦发博士粒子物理与原子核物理山西师范大学 李朝历姜山博士 粒子物理与原子核物理广西大学 王伟姜山博士 粒子物理与原子核物理中国原子能科学研究院 郑小海侯龙博士 粒子物理与原子核物理山东省东营市国家安全局 (委培) 王子军陈东风博士 凝聚态物理中国原子能科学研究院 祖勇陈东风博士 凝聚态物理中国原子能科学研究院 韩文泽陈东风博士 凝聚态物理中国原子能科学研究院 刁均辉赵守智博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 乔雪冬赵守智博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 陈晓亮赵守智博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 袁晓明尹邦跃博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 张东勋尹邦跃博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 刚直柯国土博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 付陟玮柯国土博士 核能科学与工程中国原子能科学研究院 张宇张生栋博士 核燃料循环与材料中国原子能科学研究院 舒复君张生栋博士 核燃料循环与材料中国原子能科学研究院 王同兴张生栋博士 核燃料循环与材料中国原子能科学研究院 林如山叶国安博士 核燃料循环与材料四川大学 朱文彬叶国安博士 核燃料循环与材料中国原子能科学研究院 安世忠张天爵博士 核技术及应用中国原子能科学研究院 樊启文张天爵博士 核技术及应用中国原子能科学研究院 林辉肖雪夫博士 辐射防护及环境保护原子高科股份有限公司 邱国华潘自强博士 辐射防护及环境保护核工业北京地质研究院（委培）李国强潘自强博士 辐射防护及环境保护中国辐射防护研究院（委培）岳维宏潘自强博士 辐射防护及环境保护中国原子能科学研究院 王茂枝刘森林博士 辐射防护及环境保护中国原子能科学研究院 岳峰刘森林博士 辐射防护及环境保护中国原子能科学研究院 岳会国刘森林博士 辐射防护及环境保护 国家环境保护总局 核与辐射安全中心（委培） 张利峰罗志福博士 放射性同位素技术中国原子能科学研究院蔡定勘罗志福博士 放射性同位素技术中国原子能科学研究院冯婷婷刘一兵博士 核技术及应用原子高科股份有限公司贾兵刘一兵博士 核技术及应用北大医学同位素研究中心 梁海英吕建友 硕士 应用数学西华师范大学
中国建筑设计公司排名 1 上海现代建筑设计（集团）有限公司 2 中国建筑设计研究院 3 铁道第二勘察设计院 4 铁道第三勘察设计院 5 铁道第一勘察设计院 6 国家电力公司成都勘测设计研究院 7 铁道第四勘察设计院 8 长江水利委员会长江勘测规划设计研究院 9 中国石油集团工程设计有限责任公司 10 中讯邮电咨询设计院 11 国家电力公司中南勘测设计研究院 12 同济大学建筑设计研究院 13 中国石化工程建设公司 14 中国联合工程公司 15 中京邮电通信设计院 16 北京国电华北电力工程有限公司 17 上海市政工程设计研究院 18 北京市建筑设计研究院 19 深圳市建筑设计研究总院 20 中交第二公路勘察设计研究院 21 北京市市政工程设计研究总院 22 国家电力公司西北电力设计院 23 中冶集团武汉勘察研究院有限公司 24 国家电力公司西南电力设计院 25 中交第一公路勘察设计研究院 26 黄河勘测规划设计有限公司 27 国家电力公司华东勘测设计研究院 28 浙江省电力设计院 29 深圳市勘察测绘院 30 江苏省电力设计院
31 国家电力公司中南电力设计院 32 中冶集团北京钢铁设计研究总院 33 国家电力公司昆明勘测设计研究院 34 中国电子工程设计院 35 国家电力公司华东电力设计院 36 广东省电力设计研究院 37 大庆油田工程设计技术开发有限公司 38 中冶赛迪工程技术股份有限公司 39 国家电力公司西北勘测设计研究院 40 中国建筑西北设计研究院 41 国家电力公司东北电力设计院 42 中国石化集团洛阳石油化工工程公司 43 上海市机电设计研究院 44 山东电力工程咨询院 45 北京首钢设计院 46 中国冶金建设集团包头钢铁设计研究总院 47 武汉钢铁设计研究总院 48 中国石化集团上海工程有限公司 49 中国电子系统工程第四建设有限公司 50 广西电力工业勘察设计研究院 51 湖南省交通规划勘察设计院 52 广州市城市规划勘测设计研究院 53 河北省电力勘测设计研究院 54 中国寰球工程公司 55 北京国电水利电力工程有限公司 56 江苏省交通规划设计院 57 沈阳铝镁设计研究院 58 中国纺织工业设计院 59 中水东北勘测设计研究有限责任公司 60 四川省水利水电勘测设计研究院 61 中国航空工业规划设计研究院 62 华南理工大学建筑设计研究院 63 贵阳铝镁设计研究院
中国科学院在各地的分院、研究所 中国科学院作为中国自然科学最高学术机构，在我国工学理学等自然科学领域做出了杰出贡献，化学物理、材料科学、数学、环境生态学已步入世界先进行列。中国科学院成立于建国初期，响应国家号召，在全国范围内，设立研究分院，截止2016年已有分院12所，分别为北京分院、沈阳分院、长春分院、上海分院、南京分院、武汉分院、广州分院、成都分院、昆明分院、西安分院、兰州分院、新疆分院；下设包括微生物研究所、近代物理研究所、武汉岩土力学研究、物理研究所、生物物理研究所、兰州物化所在内的研究单位114个，涉及理工、基础化学物理、数学、微生物、生态等各个学科领域。中国科学院拥有2所直属高校（中国科学院大学、中国科学技术大学）、1所共建高校（与上海市人民政府共建上海科技大学）、130多个国家级重点实验室和工程中心、210多个野外观测台站。 中国科学院的组织架构图中国科学院院士数据据2016年1月中科院官网显示，中国科学院有院士777人，其中数学物理学部148人，化学部131人，生命科学和医学学部143人，地学部127人，信息技术科学部90人，技术科学部138人；此外中国科学院还拥有外籍院士82人。截至2016，中国科学院院士工作地分布在全国25个省、直辖市、自治
区，其中，北京市380人，上海市92人，江苏省42人，辽宁省21人，湖北省21人，陕西省18人，香港特别行政区18人，安徽省16人，以上8个省、直辖市、自治区共有院士608人，占全体院士的83%；院士性别比例男性占94%，女性占6%。中科院2017度的科研项目2017年，中国科学院下属植物研究所、地理科学与资源研究所、昆明植物研究所、合肥物质科学研究院、深圳先进技术研究院等多个研究单位的“大气辐射特性自动检测仪”、“地表反射自动观测高精度辐射计”、“多角度地表光学反射特性自动观测仪”、“高精度太阳辐射计”、“太阳直射自校准辐照度仪”、“光学遥感卫星智能化高精度地面定标系统”数十个科研项目，通过了我国第一家第三方科技成果评价机构——中科合创（北京）科技成果评价中心组织专家召开的评价会。
中国建筑设计院排名(1~500) 建筑设计院500强 1 上海现代建筑设计（集团）有限公司 2 中国建筑设计研究院 3 铁道第二勘察设计院 4 铁道第三勘察设计院 5 铁道第一勘察设计院 6 国家电力公司成都勘测设计研究院 7 铁道第四勘察设计院 8 长江水利委员会长江勘测规划设计研究院 9 中国石油集团工程设计有限责任公司 10 中讯邮电咨询设计院 11 国家电力公司中南勘测设计研究院 12 同济大学建筑设计研究院 13 中国石化工程建设公司 14 中国联合工程公司 15 中京邮电通信设计院 16 北京国电华北电力工程有限公司 17 上海市政工程设计研究院 18 北京市建筑设计研究院 19 深圳市建筑设计研究总院 20 中交第二公路勘察设计研究院 21 北京市市政工程设计研究总院 22 国家电力公司西北电力设计院 23 中冶集团武汉勘察研究院有限公司 24 国家电力公司西南电力设计院 25 中交第一公路勘察设计研究院 26 黄河勘测规划设计有限公司 27 国家电力公司华东勘测设计研究院 28 浙江省电力设计院 29 深圳市勘察测绘院 30 江苏省电力设计院 31 国家电力公司中南电力设计院 32 中冶集团北京钢铁设计研究总院 33 国家电力公司昆明勘测设计研究院 34 中国电子工程设计院 35 国家电力公司华东电力设计院 36 广东省电力设计研究院
37 大庆油田工程设计技术开发有限公司 38 中冶赛迪工程技术股份有限公司 39 国家电力公司西北勘测设计研究院 40 中国建筑西北设计研究院 41 国家电力公司东北电力设计院 42 中国石化集团洛阳石油化工工程公司 43 上海市机电设计研究院 44 山东电力工程咨询院 45 北京首钢设计院 46 中国冶金建设集团包头钢铁设计研究总院 47 武汉钢铁设计研究总院 48 中国石化集团上海工程有限公司 49 中国电子系统工程第四建设有限公司 50 广西电力工业勘察设计研究院 51 湖南省交通规划勘察设计院 52 广州市城市规划勘测设计研究院 53 河北省电力勘测设计研究院 54 中国寰球工程公司 55 北京国电水利电力工程有限公司 56 江苏省交通规划设计院 57 沈阳铝镁设计研究院 58 中国纺织工业设计院 59 中水东北勘测设计研究有限责任公司 60 四川省水利水电勘测设计研究院 61 中国航空工业规划设计研究院 62 华南理工大学建筑设计研究院 63 贵阳铝镁设计研究院 64 中国冶金建设集团马鞍山钢铁设计研究总院 65 中机国际工程咨询设计总院 66 北京市测绘设计研究院 67 南昌有色冶金设计研究院 68 天津水泥工业设计研究院 69 中国公路工程咨询监理总公司 70 中国建筑东北设计研究院 71 北京城建设计研究总院有限责任公司 72 河南省电力勘测设计院 73 中国建筑西南设计研究院
一、我国核电发展现状： 在党中央、国务院地正确领导下，我国核电经过多年地发展，取得了显著成绩.核电设计、建设和运营水平明显提高，核电工业基础已初步形成.经过起步和小批量两个阶段地建设，目前形成了浙江秦山、广东大亚湾和江苏田湾三个核电基地.在浙江、广东两省，年核发电量均超过本省总发电量地，核电成为当地电力供应地重要支柱.当前我国运行地核电有台机组、万千瓦发电运行，占全国发电装机总容量地左右，分别是秦山核电站、秦山二期核电站及扩建工程、秦山三期核电站，广东大亚湾核电站、广东岭澳核电站一期和江苏田湾核电站一期.文档收集自网络，仅用于个人学习 目前建设中核电站：广东：岭澳核电站二期、阳江核电站、台山核电站一期；辽宁：红沿河一期；福建：宁德核电站一期、福清核电站；浙江：秦山核电站一期扩建工程、三门核电站；山东：海阳核电站一期、石岛湾核电站.文档收集自网络，仅用于个人学习筹建中地核电站：湖南：桃花江核电站；湖北：大畈核电站；江西：彭泽核电站；海南：昌江核电站一期；广东：陆丰核电站、海丰核电站；广西：红纱核电站；辽宁：徐大宝核电站、东港核电站；重庆：涪陵核电站；四川：三坝核电站；浙江：龙游核电站；安徽：芜湖核电站、吉阳核电站；吉林：靖宇核电站；湖南：小墨山核电站；河南：南阳核电站；福建：漳州核电站、三明核电站.文档收集自网络，仅用于个人学习 秦山一期核电站已经安全运行年，在年结束地第七个燃料循环中创造了连续安全运行天地国内核电站最好成绩，年世界核电运营者协会（）九项性能指标中，秦山核电站有六项指标达到中值水平，其中三项指标达到世界先进水平.秦山二期国产化核电站全面建成投产，实现了我国自主建设商用核电站地重大跨越，比投资美元千瓦，国产化率，经受住了初步运行考验，表现出了优良地性能，实现了较好地经济效益和社会效益.秦山三期重水堆核电站提前建成投产，实现了核电工程管理与国际接轨，创造了国际同类型核电站地多项纪录.广东大亚湾核电站投运十几年来，保持安全稳定运行，部分运行指标达到国际先进水平，取得了较好地经济效益.广东岭澳核电站也已经全面建成投产并取得良好地运行业绩.江苏田湾核电站号机组正在调试过程中.年月日，国务院批准建设广东岭澳核电站二期工程、浙江三门核电站一期工程.总之，中国核电在技术研发、工程设计、设备制造、工程建设、项目管理、营运管理等方面，具备了相当地基础和实力，为加快发展积累了经验、奠定了坚实地基础.加快核电发展地时机已经成熟，条件基本具备.文档收集自网络，仅用于个人学习、核电设计.我国核工业拥有一支专业配置齐全、知识和年龄结构较为合理地核电研究设计队伍,形成了设计管理和接口控制程序以及质量管理体系；掌握了一些国外核电成熟地设计技术；能自主设计建设万千瓦和万千瓦压水堆核电站，也具备了以我为主、中外合作设计建设百万千瓦级压水堆核电站地能力.中国核工业集团公司组织有关核电设计院，开展了国产化百万千瓦级压水堆核电机组地设计工作，目前初步设计已经完成，进入初步设计审查阶段. 文档收集自网络，仅用于个人学习 、核电技术研发.我国核工业建立了专业齐全地核科研体系，培养了一支水平较高地核电科研队伍，已建成了具有国际水平地大型核动力技术试验基地，各种试验台架、科研设施齐全，具备了较强地自主开发能力和消化吸收国外先进技术地能力，基本上可以满足自主设计地需要，为核电技术进步和后续发展提供了有力保证.在设计技术研究工作中，解决了核电站工程设计地许多技术难点，初步形成了较为完善地核电工程设计分析地骨干程序系统.初步形成了一套先进反应堆设计方法和试验验证手段，提高了我国先进压水堆设计开发地能力.目前我国正在立足自主开发第三代、第四代核电关键技术. 文档收集自网络，仅用于个人学习 、核电工程建设管理.目前开工建设地核电项目，无论是国产化项目，还是中外合作地项目，都建立了规范地法人治理结构，项目业主对核电站建设和运营全面负责.在工程项目
……………………….…………………………………………………………………………………姓名：杜宗飞专业：计算机科学与技术 学院：数理信息学院学历：本科……………………….…………………………………………………………………………………手机：×××E – mail：×××地址：中国科学院大学
自荐信 尊敬的领导： 您好！今天我怀着对人生事业的追求，怀着激动的心情向您毛遂自荐，希望您在百忙之中给予我片刻的关注。 我是中国科学院大学计算机科学与技术专业的2014届毕业生。中国科学院大学大学四年的熏陶，让我形成了严谨求学的态度、稳重踏实的作风；同时激烈的竞争让我敢于不断挑战自己，形成了积极向上的人生态度和生活理想。 在中国科学院大学四年里，我积极参加各种学科竞赛，并获得过多次奖项。在各占学科竞赛中我养成了求真务实、努力拼搏的精神，并在实践中，加强自己的创新能力和实际操作动手能力。 在中国科学院大学就读期间，刻苦进取，兢兢业业，每个学期成绩能名列前茅。特别是在专业必修课都力求达到90分以上。在平时，自学一些关于本专业相关知识，并在实践中锻炼自己。在工作上，我担任中国科学院大学计算机01班班级班长、学习委员、协会部长等职务，从中锻炼自己的社会工作能力。 我的座右铭是“我相信执着不一定能感动上苍，但坚持一定能创出奇迹”！求学的艰辛磨砺出我坚韧的品质，不断的努力造就我扎实的知识，传统的熏陶塑造我朴实的作风，青春的朝气赋予我满怀的激情。手捧菲薄求职之书，心怀自信诚挚之念，期待贵单位给我一个机会，我会倍加珍惜。 下页是我的个人履历表，期待面谈。希望贵单位能够接纳我，让我有机会成为你们大家庭当中的一员，我将尽我最大的努力为贵单位发挥应有的水平与才能。 此致 敬礼！ 自荐人：××× 2014年11月12日 唯图设计因为专业，所 以精美。为您的求职锦上添花，Word 版欢迎 下载。
第21卷第11期 2009年11月 钢铁研究学报 Journal of Iron and Steel Research Vol.21,No.11November 2009 基金项目:国家973重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800) 作者简介:何 培(19832),女,硕士生; E 2m ail :hepei0310@https://www.doczj.com/doc/915717791.html, ; 修订日期:2009206227 用于超临界水堆燃料包壳的ODS 铁素体钢的研究进展 何 培, 周张健, 李 明, 许迎利, 葛昌纯 (北京科技大学材料科学与工程学院,北京100083) 摘 要:超临界水堆具有热效率高、系统简化、成本低等优点,成为第四代核反应堆中优先发展的堆型。ODS 铁素体钢由于其优异的高温力学性能和良好的抗辐照能力成为超临界水堆包壳最有希望的候选材料。旨在回顾 ODS 铁素体钢制造工艺,包括机械合金化参数的优化,热处理工艺的选择以消除力学性能上的各向异性。根据 超临界水堆包壳的服役条件,结合最新的实验数据,对ODS 铁素体钢的高温力学性能、在超临界水中的耐腐蚀性以及中子辐照稳定性进行了总结和展望。关键词:超临界水堆;氧化弥散强化;铁素体钢 中图分类号:TL35212 文献标识码:A 文章编号:100120963(2009)1120005207 Progress of Using Oxide Dispersion Strengthened Ferritic Steels as Fuel Cladding Materials in Supercritical W ater R eactor H E Pei , ZHOU Zhang 2jian ,L I Ming , XU Y ing 2li , GE Chang 2chun (School of Materials Science and Engineering ,University of Science and Technology Beijing ,Beijing 100083,China )Abstract :Supercritical water reactor (SCWR )is considered to be the most promising reactor among G en IV reac 2tors due to its higher thermal efficiency ,considerable system simplification and improved economics.ODS ferritic steels have been considered as one of promising cladding candidate materials for SCWR because of the excellent properties ,such as superior high temperature strength and outstanding swelling resistance.The aim of this paper is to review both the fabrication technology of ODS ferritic steels ,including the optimization of mechanical alloying parameters and thermal treatment methods for ameliorating the densification and deforming work induced mechani 2cal anisotropy ,and the evaluation of the high temperature mechanical properties ,corrosion resistance in SCW and neutron irradiation resistance of ODS ferritic steels according to the working conditions in SCWR.K ey w ords :supercritical water reactor ;oxide dispersion strengthened ;ferritic steel 能源问题日益成为世界发展所面临的共同危 机。核能是解决我国能源问题的重要途径之一。超临界水堆(Super Critical Water Reactor ,SCWR )作为第四代核能系统国际论坛(Generation ⅣInter 2national Forum ,GIF )提出的六种概念堆型中唯一的水冷堆,具有高效率、低消耗、低成本等优点。材料问题是目前SCWR 发展面临的两大技术难题之一[1]。反应堆元件包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件,面临着核燃料、高温高压、超临界水的腐蚀和强烈的中子辐照。根据2002年GIF 发布的SC 2 WR 技术报告,燃料包壳及堆内构件要求具有以下 特性[1]: (1)在工作温度范围(280～620℃,非正常情况 高达840℃ )具有高强度和耐腐蚀性; (2)低的应力腐蚀开裂(SCC )敏感性; (3)较低的中子吸收截面和吸收中子后的感生放射弱性; (4)中子辐射稳定性:低辐照肿胀、低辐照脆性、低活化; (5)易加工成型。