清華大學材料科學與工程學院白新德教授

    眾所周知，核工業是高科技戰略產業，是國家安全重要基石。“兩彈一艇”的輝煌成就讓中國人在世界舞臺上挺直了腰桿，贏得了尊重，獲得了話語權。進入新時期，核工業又擔當起保障能源安全、 改善能源結構、 提供低碳能源、服務民生的重任。但由于核燃料的放射性特征及可能帶來的腐蝕、老化、污染等均會對公眾、環境及社會經濟造成極大的危害和影響，因此，核電站（廠）的腐蝕、安全可靠運行須受到高度重視。為了科普核電站（廠）的安全防護等方面的專業知識，記者特邀請了中國腐蝕與防護學會監事、清華大學材料科學與工程學院白新德教授做相關方面的精彩解讀。

    白新德，清華大學材料科學與工程學院教授、博士生導師，中國腐蝕與防護學會監事。長期從事材料腐蝕與防護領域的課程教學與科研工作， 完成了國家科技攻關及自然科學基金多項課題，在核材料腐蝕與防護領域取得過豐碩的成果。

中國核工業砥礪前行 機遇與挑戰并存

    當前，能源問題已引起世界各國的高度關注，核能將成為 21 世紀的主要能源之一。我國現已成為世界上第二能源消耗大國，現正在建造的核電站多為第三代壓水堆核電站（廠）。

    談及核工業的發展歷程和未來前景，白新德教授表示中國核工業已創建 61 周年，從過去 61 年中依托軍民融合深度發展，規模不斷擴大，技術不斷提升，由以軍為主轉向了為國民經濟服務?！逗穗娭虚L期發展規劃（2011-2020 年）》

    和《能源發展戰略行動計劃（2014-2020）》均明確提出，到2020 年，我國核電裝機容量要達到 5800 萬千瓦，在建容量達到 3000 萬千瓦以上，表明中國核工業正走在康莊大道之上。

    未來，核工業在國家安全和國民經濟建設中將扮演越來越重要的角色。

    白教授回憶道，自 1955 年 1 月 15 日毛澤東主席主持中共中央書記處擴大會議，確定了大力發展原子能事業的方針，同時，水電部在全國電力工業 12 年科技規劃中，提出了發展核電的建議，從此核電事業在中國開始起步。中國核工業的發展一共經歷了四個發展歷程：探索起步階段、規劃發展階段、改進引進發展階段、自主研發發展階段；截至 2016 年 6月底，我國投入商業運行的核電機組共 30 臺，總裝機容量28599.37MWe（額定裝機容量）。各運行核電廠嚴格控制機組的運行風險，繼續保持機組安全、穩定運行。

    2016 年 1 至 6 月，全國累計發電量為 27594.90 億千瓦時，商運核電機組累計發電量為 953.89 億千瓦時，約占全國累計發電量的 3.46%。 目前我國有五種第三代核電技術擬投入應用，它們分別是 AP1000 技術（AP1000 是美國西屋公司研發的一種“非能動型壓水堆核電技術”）、“華龍一號”、CAP1400 技術、法國核電技術（EPR 即與美國 AP1000 并列的當代先進的三代核電技術）以及俄羅斯核電技術（VVER）。

    2016 年 01 月國務院新聞辦公室在記者會上，稱中國在建核電機組24臺， 數量世界第一， 運營機組30臺， 規模世界第四。

    相對于 2011 年福島事故后的停滯狀態，中國各地的核電項目從 2015 年開始再次重啟，并迅速推進。

    中國的核電機組以本國開發的技術為基礎，并采用了從加拿大、法國、日本、俄羅斯聯邦和美國轉讓的技術。

    華龍一號和 CAP1000 設計代表了新的發展方向。“華龍一號”是在我國 30 余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上，充分借鑒國際三代核電技術先進理念，采用國際最高安全標準研發設計的三代核電機型。 2014年8月， “華龍一號”通過了由國家能源局、 國家核安全局牽頭組織的專家評審。顯然，中國正憑借“華龍一號”邁入歐美高端市場，邁入“核電精英俱樂部”的大門，核電成為中國的新名片。

    “華龍一號”示范工程的開工建設對于國家“一帶一路”戰略和中國核電“走出去”戰略的實施，也將起到支撐和助推作用，福清核電 5 號、6 號機組的順利建設將為中國核電產業拓展海外市場帶來巨大的示范效應。

    CAP1400 型壓水堆核電機組是在引進、消化、吸收美國AP1000 技術的基礎上再創新的產物。根據當初國核與西屋簽訂的引進 AP1000 技術的合同規定，中國設計出超過 135 萬千瓦的機型，才擁有自主知識產權，可以對第三國出口，這也是 CAP1400 肩負的使命。

    2008 年 2 月 15 日，國務院第 209 次常務會議上通過重大專項總體實施方案，并將 CAP1400 的研發和示范工程建設列為重大專項的重點任務。為此，國家還特批了山東威海市榮成石島灣廠址，用于建設 CAP1400 示范核電站，擬建設 2 臺CAP1400 型機組，單機容量 140 萬千瓦。

    中國國產核電“走出去”仍需不斷完善和創新。

核電站全景圖

致力核材料防護研究 杜絕安全隱患

    根據世界核協會統計，截止 2011 年 3 月，全球運行的核電站機組有 443 臺運行核電機組，裝機容量達 37832.4 萬千瓦，在建 63 臺，裝機容量 6545.4 萬千瓦。其中美國作為最大的核電發展國家，擁有 99 臺核電機組，發電量占其電力來源的 19.5%，而排名第二的法國擁有 58 臺機組，核電占比達到 76.9%，是全球對核電依賴最大的國家。相比之下，盡管中國核電裝機容量已達世界第四，但 2015 年核電占國內電力來源比例僅有 3%。

    針對核電安全，核電事故可分為 0 ~ 7 個等級即特大核事故（7 級），重大核事故（6 級），影響范圍較大的核事故（5 級），影響范圍有限的核事故（4 級），重大核事件（3 級），一般事件 （2級） ， 異常 （1級） ， 無安全意義/分級表一下 （0級） 。

    白教授表示，由于核燃料的放射性特征及可能帶來的腐蝕、老化、污染等引起的核事故會對公眾和環境及經濟造成極大的危害和影響，因此，核電站（廠）的腐蝕、安全可靠的運行須受到高度重視。在材料服役中，隨時間推移及輻照、介質與材料的相互作用而引發的材料性能劣化，即老化。材料老化包括對輻照、載荷、介質、溫度及其耦合作用引發的材料脆化、腐蝕、質量減少及由此造成的材料脆斷、開裂、腐蝕、放射性物質遷移等，它將影響部件、設備和系統的功能，從而影響核電站（廠）的安全、可靠運行，最終造成嚴重經濟損失及不可估量的社會影響。

    例如，2011 年 3 月 11 日發生的日本福島七級核事故造成堆芯融化、堆頂爆炸放射物大量外泄，大面積的造成了日本的核污染，給日本國人民生命、社會經濟及危害造成難以估量的影響，日本 2013 年 7 月前關閉了所有核電站；1986 年 4月 26 日發生在前蘇聯的切爾諾貝利核電站的 7 級嚴重核事故，因核電站的第 4 號核反應堆突然失控，引起爆炸，其輻射量遠遠高于美國投在日本的原子彈造成的核輻射；1979 年 3 月28 日發生的美國三里島核反應堆因為機械故障和人為的失誤導致反應堆堆芯嚴重損壞。

    在運行工況的強輻照、 高溫、 高壓 （壓水堆） 、 動靜態載荷、化學介質等因素共存的苛刻環境下，面對不斷提高的發電成本，核電站壽期延長（設計壽命 40 年延長到 60 年，目前美國開始研究核電站壽期 80 年的可行性）、運行換料周期延長（12 個月到 18 個月，24 個月……）要求核燃料組件卸料燃耗不斷加深，減少核事故、防止核擴散等這些已成為核電站（廠）安全可靠運行的必要條件之一。因此，優質材料的選用、開發材料防腐新技術已成為目前迫切需要考慮的因素。例如，使用非金屬陶瓷材料二氧化鈾代替抗腐蝕性能差的鈾金屬作為核燃料，不斷改進研發燃料包殼材料以保證壓水堆長期安全運行。另外，反應堆安全殼是防止放射性物質外泄到生態環境中去的重要設備，安全殼使用的材料研究亦是重要的研究課題等。

    由此可見，材料的腐蝕與老化研究對保證核電站（廠）的安全運行與延壽及向可持續發展的社會提供清潔的能源方面十分重要！

多方結合下狠招 降核電燃料組件及關鍵設備至“零損傷”

    我國目前正在建造的核電站多為第三代壓水堆核電站（廠）。由于核燃料的放射性特征及可能帶來的腐蝕、老化、污染等，造成的核事故會對公眾和環境及經濟造成極大的危害和長期影響，作為核材料防護領域的專家，白教授給出了自己的建議和看法。

    壓水堆核電站為防止放射性物質外逸設置了三道屏障（有說 4 道屏障即使用二氧化鈾替代活潑的金屬鈾為第一防線）：

    （1）核燃料元件密封包殼；（2）反應堆壓力容器和封閉的冷卻劑回路 （統稱為一回路壓力邊界） ； （3） 堅固的安全殼（核島廠房 ）。PWR 設備的主要腐蝕行為綜述為下表所示：

    白教授還說明了一點，我國已建成或在建的核電站大多位于海邊，均用海水作為循環冷卻水，秦山地區已成為國家重要的核電基地，秦山地區海水中泥砂含量較（其它地區為）大，在該地區核電廠由于含砂海水的腐蝕與磨蝕引起的設備部件失效等問題時有發生。因此二、三回路因海水和海洋環境引起的材料、設備的腐蝕及防護也十分重要。

    對于核電工業的腐蝕與防護技術關鍵應該如何做？白教授談了很多，記者總結為如下幾個方面：

    水冷式堆型核電站的腐蝕與防護

    俗稱“核島”的一回路系統的設備長期在高溫、高壓及強輻照等十分苛刻的條件下運行，設備材料的腐蝕失效對核電站的長期安全運行（現設計壽期為 60 年）帶來極大威脅，腐蝕事故時有發生。因此，核工業的發展對腐蝕防護技術提出了越來越高的要求。

    1、輕水堆

    除了燃料元件包殼材料鋯合金腐蝕外，核電材料的腐蝕、輻照、堆芯失水等問題造成燃料元件破損或壓水堆管道破裂、容器和安全端破裂、冷凝器泄漏、透平葉輪破裂、高強度零件破裂和蒸汽發生器傳熱管損壞、沸水堆管道破裂等。其中以壓水堆蒸汽發生器傳熱管的腐蝕損壞以及沸水堆一次冷卻系統不銹鋼配管的 SCC 問題最為普遍和嚴重。核電材料的腐蝕損壞類型一般包括應力腐蝕破裂 （SCC）、腐蝕疲勞 （CF）、晶間侵蝕 （IGA）、點蝕、耗蝕、凹陷等，其中以 SCC 為代表的環境促進開裂 （EAC） 和輻照促進應力腐蝕破裂最為突出。涉及的材料包括碳鋼和低合金鋼、奧氏體不銹鋼、鎳基合金等。

    進行壽命預測測的最基本方法是 : 收集大量的試驗數據 （ 實驗室的、現場的 ），進行統計分析，提出和建立模型，進一步計算和驗證。在蒸汽發生器傳熱管材料 690 合金和 600 合金薄壁材料以及厚壁 600 合金管材料的研究中，除了 ICG-EAC 目前正在進行的有關 600 合金化學成分、熱處理等對其在 BWR 和PWR 環境中 SCC 影響的循環試驗（RRT）外，在實驗室試驗中也有一些新的進展和發現。例如，試驗結果表明耐蝕性極好的 690 合金在模擬一回路水質中一定條件下也會發生 SCC（ 一回路水側 SCC，縮寫為 PWSCC）；并在 600 和 690 合金裂紋尖端的前面觀察到所謂的預損傷帶引起了人們的興趣，因為這一現象的深入研究，將有助于闡明鎳基合金并對壽命預測作出重要貢獻。

    2、重水堆

    在實際運行的加拿大 CANDU 型核電站中，重水給水管道的腐蝕引起了特別的重視。例如加拿大勒普羅角 CANDU 型核電站的反應堆重水給水管道由于腐蝕嚴重減薄，這種意想不到的腐蝕直接影響了核電站的使用壽命。加拿大對此十分重視，正進一步調研并準備采取必要的防護措施，主要是改進材料。

    原使用的材料牌號為 ASME SA106Grade B，這類碳鋼制造的給水管進口側為 260C',11.14MPa，不含蒸汽；水管出口側約310'C.10^-21MPa，含約 400 蒸汽量，流速在 S.5 一 11.5m/s。

    在這樣的使用條件下，碳鋼發生了全面腐蝕，不能達到預期的效果。因此，打算在 A106B 中加入 0.20%-0.40%Cr，以提高材料抗腐蝕能力。

    特殊類型核反應堆的腐蝕與防護

    1、快中子增殖反應堆

    很顯然，鈉冷快堆中最為重要的問題之一是液態金屬鈉與所接觸到的設備、部件、管道、閥門及儀表等不同材料的相互作用問題，包括材料在液態金屬鈉中的腐蝕問題。固體金屬與液態金屬鈉的作用主要是物理溶解作用，這可以導致在高溫區合金中的某些元素大量溶解在低溫區析出沉積即所謂的質量遷移現象它可使高溫區管壁減薄在低溫區管道沉積物堵塞。但也可以是直接的化學侵蝕作用及與液態金屬鈉中的雜質和氧發生的化學反應。大多數金屬材料在與液態金屬鈉相接觸時，或多或少都會發生侵蝕作用。因此，快堆中金屬材料制成的設備、管道、元件包殼等部件與液態金屬鈉的相容性問題是決定設備壽命的主要因素之一。在鈉冷快堆中選用的主要合金材料為 304 型、316 型奧氏體不銹鋼及 21/4Cr-1Mo 鋼，這些鋼鐵在不同強度條件下在液態金屬鈉中的腐蝕問題是重要的研究課題?？於讶剂习鼩げ牧鲜菦Q定整個快堆經濟上是否可行的關鍵材料，因對熱中子吸收截面要求不高，故可使用力學性能較好的不銹鋼（熱堆則必須使用中子吸收截面較小的鋯合金）。解決包殼材料不銹鋼的輻照損傷（包括輻照腫脹和輻照腐蝕等）也是面臨的重要課題之一。

    2、高溫氣冷堆

    高溫氣冷堆的特點是高溫即冷卻劑的出口溫度已達到950℃，燃料溫度在正常運行工況下高達 1200℃左右，事故工況下近 1600℃。這種高溫特點使高溫氣冷堆發電效率高和具有更廣泛的用途，但增加了反應堆內材料的難度，要求壓力殼內材料必須是耐高溫材料。因此，高溫氣冷堆選用石墨作為反射層材料、燃料元件的結構材料和慢化材料。燃料元件是全陶瓷型的，用熱解炭和碳化硅涂層束縛核燃料和阻擋放射性裂變產物的釋放。反應堆內耐高溫材料是高溫氣冷堆核材料的特點。

    高溫堆的冷卻劑為氦氣。純凈的氦氣與堆用金屬結構材料一般不會發生化學反應，輻照的影響也不大。但是當氦氣內含有不純物質例如 H 2 、CO 2 、O 2 、H 2 O、N 2 、CH 4 等氣體雜質時，就會發生腐蝕作用。材料組員中核蛻變而生成的氦也可以引起脆化這種退化是高溫退火所不能消除的。金屬對氦的過量吸收會降低金屬的延性出現氦脆現象。金屬材料以及石墨等在不純高溫氦氣中的腐蝕與氧化行為是高溫氣冷堆腐蝕與防護研究不可忽視。

    放射性核廢物貯存中的腐蝕與防護

    核燃料從采礦 - 提純 - 燃料元件制備加工 - 反應堆內輻照形成乏燃料（從反應堆中卸出的受過中子輻照且不能再回到反應堆中再使用的核燃料）及由強輻照引起的結構材料產生極強的感生放射性。因此上述核燃料循環過程中產生大量的具有放射性的液、氣、固體核廢料。在處理過程中用到多種腐蝕液體。貯存期間，一些短壽命的放射性同位素會逐漸蛻變掉，而長壽命的同位素則需要很長時間，有的長達幾百年甚至千年，一座 100 萬千瓦電功率的輕水堆核電廠，每年產生約 25-30 噸乏燃料，有 100-500m 3 中等放射性固體廢物。

    其中裂變產物 241Am（半衰期為 485 年）的衰變產物 237Np半衰期為 220 萬年，因此研究貯存放射性廢料的耐蝕材料的容器以及其它的防護方法是一項十分重要的任務，而且隨著我國運行的核電站的增加放射性核廢物貯存技術的創新及儲存中的腐蝕與防護愈發的突出。

    老化管理體系

    核電廠的老化已成為世界核能面臨的巨大挑戰。為此，合理地選擇那些對電廠核安全、機組可靠性或經濟性有較大影響的重要設備優先進行老化管理是十分必要的。作為一個系統性的工作，一般包括以下四個方面：

    （1）由核安全監管部門在老化研究、電廠運行經驗基礎上，負責形成并實施的一套管理法規和導則，或推薦采用的規范和標準，此為老化管理的監管體系。

    （2）由研究機構根據老化管理的需求，通過實施研究工作和直接參與核電廠老化管理活動，獲得的對老化相關問題的認知，此為老化管理工作的基礎。

    （3）由核電廠根據老化管理的規范、要求和老化研究成果，制定、實施并持續改進的一套老化管理規定和工作程序，此為老化管理的直接實施。

    （4）由核電廠和研究機構合作，集成大量基礎數據、運行經驗和研發成果，形成的老化管理數據庫，為老化管理法規和規范的建設、研究機構制定老化管理研究計劃和核電廠實施老化管理提供全面、 細致的技術依據， 并最終形成跨集團、跨部門的核電廠老化管理數據共享和經驗反饋體系。

    應對兩大障礙

    公眾排斥核電的潮流和核能產生長壽命高放射性廢物污染，如處理不當會貽害后代的問題突出地成為當代核電發展的兩大障礙。如何掃清障礙呢？

    （1）讓公眾了解核電廠事故的真相。

    （2）認真做好核電廠安全改進措施，防患于未然。

    （3）為提高核電站的安全性和經濟性，不斷研究和開發“先進核反應堆型”。

    （4）長壽命高放廢物的處置問題。目前核科學家們提出了用中子嬗變方法使這些長壽命放射性核素成為短壽命核素或穩定同位素，這樣的廢物處置方法就安全和經濟得多但目前尚無成熟的處理技術。

開拓創新 為核工業前進保駕護航

    核電站安全與技術創新是核電站發展的重要推力。目前核燃料包殼材料已從鋯合金到低錫鋯 4 合金，到多種鋯鈮合金的出現等。 反應堆型從第2代到2代+， 到第3代， 第4代……從裂變堆（可裂變重元素裂變釋放能量）到聚變堆（輕元素聚變釋放能量）等。近年來由于防止核擴散又要求裂變結果產生的钚（可提純后成為核武器原料）再次利用出現了 MOX燃料。

    核工業技術創新，白教授給出了三個方面：核反應堆——核電技術創新、壓水堆核燃料及材料腐蝕——安全與創新、核電安全——經濟性與核反應堆——核電技術創新。

    在核反應堆——核電技術創新方面，白教授表示，目前已到了增強安全性和經濟性要求使用技術更先進的先進輕水堆的第三代。有待開發的第四代核電技術，其主要特征是防止核擴散，具有更好的經濟性，安全性高和廢物產生量少等。

    在核電安全——經濟性與核反應堆——核電技術創新方面，白教授表示，核電站的發展要求不斷提高其經濟性，核電站的設計壽期已由 40 年提高到 60 年，要求核燃料破損爭取達到“零破損”，進一步提高反應堆的安全性。

    白教授重點介紹了水堆核燃料材料腐蝕 -- 安全與創新，目前廣泛采用的是二氧化鈾作為壓水堆、沸水堆的燃料。相應的包殼材料主要為鋯合金。二氧化鈾是核電站中用得最廣的核燃料。這是因為它的熔點高（2865℃）。輻照穩定性和耐蝕性遠高于金屬燃料，并能達到較高的燃耗。作為陶瓷材料的二氧化鈾與水有良好的化學穩定性，與鋯合金和不銹鋼包殼均有良好的相容性。創新措施具體從以下幾個方面來講：

    1、改進鋯合金在核反應堆中應用

    目前工程上應用的和發展的新型鋯合金仍然是 Zr-Sn 系、Zr-Nb 系和 Zr-Sn-Nb 系合金。鋯合金作為核動力堆的燃料包殼和結構材料，已有長期的運行經驗，除了常規鋯合金Zr-2、Zr-4、低錫 Zr-4 合金之外，改進 Zr-4 和一些新開發的鋯合金如 M5 、ZIRLO 和 E635 等被用作高燃耗燃料組件的包殼材料和結構部件，已陸續進入商用。

    2、研發新型高性能鋯合金

    隨著燃料燃耗的不斷加深，對結構材料，特別是燃料元件包殼材料用鋯合金提出了越來越高的要求。尤其是包殼管水側腐蝕更加苛刻。

    在一些較低燃耗（30 ~ 35GWd/tU）下，常規 Zr-2 和 Zr-4合金性能完全能滿足要求，當燃耗提高到 45GWd/tU 以上時，常規 Zr-2 和 Zr-4 合金就不能滿足要求，這就被改進型 Zr-4合金所替代。

    反應堆燃耗進一步提高到 55GWd/tU 以上時，就需研制和發展新的高性能鋯合金來滿足要求，美國、法國、俄羅斯和中國等都在這方面作了深入的研究工作。幾種新鋯合金的成份如下表（質量分數 %）：

    3、高性能燃料元件的創新動向

    隨著能源需求的增加和科學技術的進步，為適應核電迅速發展在經濟性、安全性方面不斷提出的更高要求，加深燃料元件燃耗而不破損的研究一直是各國、各原子能工業公司關注的重點之一。

    通過多年輕水堆燃料組件加深燃耗的研究，發現的主要問題和采取的主要對策示于下圖。

燃料組件加深燃耗的問題和對策簡圖

    核電廠的發展，對構成反應堆堆芯的燃料元件的延壽、安全可靠性和經濟性的要求也越來越高，它促進了燃料元件的不斷發展、創新。

    為推進我國高性能燃料組件的發展， 主要研究應領域：

    燃料棒性能試驗研究；UO 2 及其含釓芯塊先進制造工藝研究及堆內性能研究；新鋯合金包殼材料研究；現役核電廠燃料棒破損在線探測技術研究；燃料組件單項結構設計改進研究；高性能燃料元件設計及試驗等。

    至于適應第四代核電站的反應堆（目前國際上提出 6種候選堆型即超臨界水堆、 氣冷快堆、 鉛冷快堆、 納冷快堆、熔鹽堆、超高溫氣冷堆）就需更加創新材料改進設計以滿足設計要求，以超臨界水堆為例，超臨界水冷堆材料研究領域主要為：高燃耗和應用 G4 的耐蝕先進 Zr 基合金（核燃料包殼和堆內構件材料） ；SCWR 候選材料開發評價（力學尺寸穩定性耐蝕）；鐵素體和鐵素體 / 馬氏體鋼，奧氏體鋼，研發 ODS（氧化物彌散強化），非晶態合金，晶界工程合金；達到高燃耗時鋯合金耐腐蝕性能；現有燃料包殼中設置陶瓷纖維的包殼層；適合高燃耗的燃料基體開發；鋯包殼防腐蝕用陶瓷涂層的相關研究。在包覆燃料顆粒中 SiC 起壓力殼作用，可耐 1600℃高溫。目前主要用于 HTGR, 今后可能用于 SCWR。材料的耐腐蝕性能及延壽是 SCWR 及其他第四代反應堆能否可行的重要制約因素之一。

落實理念 為建設核工業強國而奮斗

    談及中國核工業的未來，白教授表示，我國目前還只是核工業大國，并非核工業強國，我國核電發展戰略的核心是加快鈾礦資源戰略性開發、推進核電創新體系建設、完善人才培養體系。

    當聚變堆研發成功之后，核能是取之不盡、用之不竭的資源。目前核能技術可以滿足人類發展的需要。若能在改進并強化了核電廠（站）的安全措施、降低投資費用、縮短建廠周期、延長運營壽期、提高運行效率等，從而提高了核電廠（站）的經濟性，已運行核電廠（站）和新建核電廠（站）均達到安全、延壽的最終效果。這些是業界與我國政府核安全部門的重要任務，也是目前國內外核電的發展方向。這些將大大提高我國核工業在國際上的競爭力。

    后記：

    安全運行是核工業之本，自主創新是核工業之魂。隨著“一帶一路”的起航，我國核工業正向外開疆辟土，唯有加強研發及工程設備制造、安裝、核電站運行能力和前仆后繼地不斷培養出具有一批批素質優秀的科研、設計、制造、運行和勇于創新又踏實不計名利的高素質隊伍才能屹立于世界的舞臺。雄圖霸業，強者先行，唯執著，方成功！我國原子能事業的春天已經到來！為實現核工業強國的偉大目標而奮斗吧！

    人物簡介

    白新德，清華大學材料科學與工程學院教授，博士生導師，享受國務院特殊津貼。中國腐蝕與防護學會監事。1965年畢業于清華大學，后留校任教。長期從事材料腐蝕與防護等課程的教學，科研工作。完成國家科技攻關及自然科學基金多項課題。主要著作：組織編寫《核材料科學與工程》全書12分冊并主編《核材料化學》分冊、《材料腐蝕與控制》、《核電材料老化與延壽》等，發表SCI，EI期刊收錄學術論文百余篇等。