5月22日，由中國科學(xué)院金屬研究所承擔的國家科技重大專項專題“CAP1400一回路承壓邊界水環(huán)境對疲勞影響的試驗研究”的試驗方案評審會暨聯(lián)合合同啟動會在沈陽召開。
該項目是上海核工程研究設(shè)計院有限公司（上海核工院）牽頭的國家科技重大專項課題“CAP1400核電廠安全增強措施研究”的專題之一。試驗方案評審專家組由環(huán)境保護部核與輻射安全中心孫造占副總工程師、中國科學(xué)院金屬研究所柯偉院士、國家核電技術(shù)公司專家委沈文權(quán)研究員、上海核工程研究設(shè)計院有限公司景益副總工程師、鋼研納克檢測技術(shù)有限公司高怡斐副總經(jīng)理、南京航空航天大學(xué)湯劍飛教授、環(huán)境保護部核與輻射安全中心孫海濤研究員等7位專家組成，孫造占副總工程師任專家組組長。上海核工院工程設(shè)備所矯明副所長，工藝系統(tǒng)所梁兵兵副總工程師，金屬所張哲峰副所長、綜合規(guī)劃處雷浩處長以及專題負責(zé)人吳欣強研究員等20余人參加了會議。
上海核工院矯明副所長宣布成立專題方案評審專家組，并介紹了專家組成員。金屬所張哲峰副所長代表專題承擔單位致辭。他感謝課題牽頭單位上海核工院對金屬所的信任及各位評審專家對專題的大力支持，并簡單介紹了中國科學(xué)院核用材料與安全評價重點實驗室的發(fā)展歷程及實驗室團隊近年在核電高溫高壓水腐蝕研究領(lǐng)域取得的成績，表示金屬所將全力支持和嚴格督促專題的實施。隨后上海核工院介紹了CAP1400一回路冷卻劑環(huán)境對承壓邊界關(guān)鍵設(shè)備（反應(yīng)堆壓力容器、接管安全端焊接接頭、控制棒驅(qū)動機構(gòu)頂蓋貫穿件、主管道等）材料疲勞性能影響問題研究的背景，提出了設(shè)計院對高溫高壓水環(huán)境促進疲勞試驗研究的需求。金屬所吳欣強研究員針對CAP1400一回路承壓邊界環(huán)境疲勞設(shè)計和安審的需求，向?qū)＜医M詳細匯報了核電關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料環(huán)境疲勞研究現(xiàn)狀及專題的試驗研究方案、具體實施方法、關(guān)鍵技術(shù)和當前的研究進展。
會上，柯偉院士指出，我國正處于核電迅速發(fā)展時期，推進核電關(guān)鍵技術(shù)自主化，推行核電“走出去”戰(zhàn)略，國產(chǎn)設(shè)備材料基礎(chǔ)數(shù)據(jù)的積累非常關(guān)鍵。希望上海核工院與金屬所建立長期合作機制，整體規(guī)劃國產(chǎn)核電關(guān)鍵設(shè)備材料的環(huán)境疲勞研究，積極推進核電關(guān)鍵設(shè)備環(huán)境疲勞損傷評價方法或標準的建立。
經(jīng)質(zhì)詢與討論，評審專家組認為專題試驗要求明確、技術(shù)路線合理，試驗方案可行。針對CAP1400一回路承壓邊界長期服役過程中的水環(huán)境疲勞損傷問題，研發(fā)、完善高溫高壓循環(huán)水環(huán)境疲勞試驗技術(shù)，探索環(huán)境疲勞損傷機理，積累國產(chǎn)材料環(huán)境疲勞強度基礎(chǔ)數(shù)據(jù)，確定關(guān)鍵影響參數(shù)的閾值，建立環(huán)境疲勞評價模型或方法，對核電站安全評估、壽命管理、延壽評估等具有重要意義。
張哲峰副所長致辭
孫造占副總工程師主持方案評審會
吳欣強研究員匯報試驗研究方案與實施方法
