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01国产锆合金研究突破
?研究背景及意义燃料包壳材料的国产化研究，对于推动反应堆燃料的自主化发展而言，具有里程碑式的意义。最近，一项大型先进压水堆及高温气冷堆核电站的科技重大项目课题——“核电站国产新锆合金及关键材料辐照性能研究”，已顺利通过国家能源局的综合绩效评价。该课题不仅获取了国产燃料包壳、压力容器以及堆内构件材料的辐照性能参数，还为我国积累了宝贵的材料辐照性能数据，进一步夯实了我国在核电关键材料应用基础研究方面的实力，并推动了核电燃料及关键材料创新研发能力的提升。
?研究内容与成果国产新锆合金的小组件考验，在推动反应堆燃料自主化发展的道路上显得尤为重要。近期，一项关于核电站国产新锆合金及关键材料辐照性能的研究课题，已顺利通过国家能源局的综合绩效评价。这一里程碑式的研究成果，不仅为国产燃料包壳、压力容器及堆内构件材料的辐照性能提供了宝贵数据，更为我国在核电关键材料应用基础研究领域注入了强大动力，推动了核电燃料及关键材料的创新研发。本课题在多个关键技术上取得突破，包括小组件设计与制造、高温高中子注量材料辐照试验装置、多目标中子注量辐照考验等。研究成果已被应用于锆合金选型及安全评价，为核电项目提供了重要参考。
该课题汇聚了中国原子能科学研究院、中国核动力研究设计院、上海核工程研究设计院股份有限公司、国核宝钛锆业股份公司以及中核包头核燃料元件股份有限公司的强大力量。项目团队在国产新锆合金小组件设计与制造、高温高中子注量材料辐照试验装置、多目标中子注量辐照考验、反应堆压力容器材料断裂韧性试验，以及三束同时辐照等多项关键技术上取得了突破。他们不仅掌握了相关分析方法，还建立了燃料辐照考验与检验、材料辐照考验与检验，以及重离子三束辐照等创新平台。这一系列成就，不仅打造了一支具有国际影响力、竞争力的材料辐照性能研究团队，更孕育出了一批具有自主知识产权的科技成果。
针对新型燃料包壳、反应堆压力容器、堆内构件等核电关键材料，该课题进行了深入的辐照考验。他们完成了国产新锆合金小组件、国产反应堆压力容器材料，以及堆内构件材料的辐照考验，并进行了堆内构件材料的三束同时辐照实验，为新研制材料的工程应用提供了坚实的数据支撑。目前，国产新锆合金的辐照性能数据已成功应用于压水堆自主高性能燃料组件的锆合金选型，以及先导棒和先导组件的入商业堆安全评价。同时，压力容器及堆内构件材料的辐照考验性能数据及评价成果也为国和一号及其他核电项目提供了重要的参考。
