近日，由宝钢特钢有限公司牵头、联合上海核工程研究设计院、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。

由上海核工院负责实施的子课题二“蒸汽发生器690合金U形管应用性能研究”，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。

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。

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。

690合金传热管的质量是保证蒸汽发生器、进而保证核电站安全、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。原仅有法国Valinox、日本Sumitomo和瑞典Sandivik三家公司能够生产，并且国外对690合金传热管生产的整套技术保密。

通过本重大专项的实施，成功实现了690合金传热管国产化并应用于核电工程。传热管价格大幅降低。蒸汽发生器690合金传热管的国产化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。

课题主要创新成果：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。

该课题研究成果已应用于CAP1400示范工程，充分验证了CAP1400 IVR的有效性，已经支撑了CAP1400的安全审评。