近日，由宝钢特钢有限公司(以下简称“宝钢特钢”)牵头、联合上海核工程研究设计院(以下简称“上海核工院”)、钢铁研究总院、上海交通大学、中国核动力研究设计院、中国科学院金属研究所和宝银特种钢管有限公司共同承担的大型先进压水堆核电站重大专项“核电蒸汽发生器690合金U形管研制和应用性能研究”课题通过国家能源局的正式验收。

　　该研究课题由上海核工院负责实施，实现了蒸汽发生器690合金传热管的国产化，大幅度降低了设备的工程造价，有效提高了核电建设的经济性。

　　690合金U形管

　　作为压水堆蒸汽发生器关键部件，690合金传热管是一、二回路的压力边界，除传热功能外，还有包容一回路放射性介质和阻止放射性物质进入二回路和释放到环境中去的功能，构成了压水堆核电站的安全防护屏障之一，是保证核电站安全、可靠运行的关键。

　　由于在技术、装备等方面的不足，690合金传热管在我国一直未实现国产化和产业化，严重依赖于进口。通过本重大专项的实施，我国成功实现了690合金传热管国产化并应用于核电工程，大大降低了设备的工程造价，提升了我国在高档合金管材生产上的技术和装备水平，填补了国内空白。

　　验收组由来自中国第一重型机械集团、环境保护部核与辐射安全中心、上海电气集团股份有限公司、上海成套院、重庆材料研究院有限公司、深圳中广核设计有限公司、西安交通大学、清华大学、审计署科技审计局、国核运行、中科院软件所、中科院工程物理研究所等单位的17名专家组成。国家能源局、国家电力投资集团公司重大办、课题参与单位代表等40余人参会。

　　验收专家组认为，课题完成了任务合同书规定的研究内容，满足考核指标要求，实现了研究目标；课题资金支出与调剂后的预算基本相符，符合重大专项资金管理规定；课题组织制度健全，管理有序；一致同意课题通过正式验收。

　　该课题于2011年正式立项。课题结合国内外相关运行和研发经验，形成技术规范用于指导宝钢研制，并开展了材料基本性能、不同介质和工况条件下的腐蚀性能、焊接性能、胀管工艺以及微动磨损等方面开展了全面的试验研究及应用性能评估，对690合金U形管预制批及产品管分阶段取样进行验证性试验，并对预制批和产品管制造工艺优化提出了建议，指导正式产品生产制造。通过七年的技术攻关，课题组全面掌握了690合金传热管的设计制造要求，建立了690合金传热管的综合评价体系，积累了大量数据，为690合金传热管的国产化提供了重要技术支撑。目前，课题成果已成功应用于国产化CAP1000标准设计、CAP1400示范工程等工程项目中，有效推动了蒸汽发生器传热管的国产化进程。

　　课题的主要创新成果有：形成了690合金传热管的均匀腐蚀、应力腐蚀等试验方法及长期应用性能评价体系，积累了丰富的国产和进口690合金传热管性能数据，提升了后续蒸汽发生器传热管老化评估和服务能力；利用EPR晶间腐蚀方法和适宜的点腐蚀试验方法相结合，建立快速评价690合金传热管制造工艺能力的方法，为工程应用提供有效支撑；薄壁管的疲劳和腐蚀疲劳试验评价技术；690合金传热管微动磨损试验方法。

　　本课题取得了一批具有自主知识产权的科技成果，包括专利11项、技术秘密2项、技术报告93篇、学术论文9篇，培养了一支优秀的技术人才队伍，形成了高水平的研发团队，为我国核电的后续创新和持续发展提供支撑。