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科技成果评价信息
关键词
标题
压水堆核电站核岛主设备材料技术研究与应用
所属领域
冶金新材料
简述
本项目结合我国核电工程实际需求,历时10年先后研发了压力容器大锻件用SA508-3Cl1、蒸发器大锻件用高强SA508-3Cl2、铸造及整体锻造主管道用316LN、堆内压紧弹簧大型环锻件用Z12CN13\AISI403改\AISI403及F6NM、堆内构件用304\304L\304H及304NG、蒸汽发生器传热管用690合金等,形成了上述材料包括最佳成分配比、最佳热加工工艺、最佳热处理工艺在内的面向工程应用的系统成套技术,直接支撑了近年我国核电工程大锻件和产品的研制和生产,上述材料涵盖了压水堆核电站核岛主设备材料,已形成的上述材料技术整体处于国际领先水平。在材料技术支撑下研发的核电工程大锻件及产品的技术指标与国外进口实物水平相当。项目运行过程中,获授权专利46项(发明专利25项),软件版权5项,修订国家标准2项、行业标准11项,发表技术论文50篇,参与出版学术专著3部。
专家评分
94.31分
评价结论
国际领先水平
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发布时间
2017-02-07 15:07:28

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