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重材院三代核电技术关键仪表应用迈出重要一步

仪表研发中国仪表网2016年03月16日 09:23人气:24519

  【中国仪表网 仪表研发】日前,国家核安全局下发了“重庆材料研究院有限公司民用核安全电气设备设计和制造许可证取证模拟件制作方案审查意见及质量计划见证选点通知”,同意重材院核安全级(1E级)电气设备设计制造(包括铠装热电偶、铠装铂电阻和水位探测器等3类核级产品)取证工作进入模拟件制作阶段。这是重材院研发自主三代核电技术“华龙一号”关键仪表向工程应用迈进的重要步骤。根据工作计划,预计2016年,重材院将获得民用核安全电气设备设计制造许可,为重材院核安全级产品进入国内民用大型核电扫清最后一个障碍。
  

  重材院是国内最早从事核级测温材料及其应用技术的研制和工程项目供货单位,具备军用核设施设计制造许可资格。重材院研制的核级测温材料及元器件广泛应用于我国试验堆、军用堆和出口商用堆。由于受福岛事故影响,重材院民用核安全许可证取证工作曾一度停滞,根据服务于国家“华龙一号”项目功能需求,重材院重新编制了模拟件方案提交国家核安全局,经过反复的修改和完善,模拟件方案终获国家核安全局批准。
  
  近年来,重材院核级产品开发成效显著。不仅承担了核工业相关单位提出的产品研制任务,而且承担了国家科技部科技支撑计划项目“基于大型压水堆的核级测温材料及应用技术研究”(与中广核联合承担)、国家工信部工业强基专项“三代核电技术关键传感器及仪表组件”等国家级重点项目。
  
  在研制成果应用方面,1E级温度传感器已用于HEA工程、清华大学低温堆工程等重点工程;“严重事故安全壳内氢浓度监测用铠装热电偶”已用于国内20几个大型核电机组的非能动消氢装置;“严重事故堆腔底部熔融物测温铠装热电偶”已应用于阳江核电3-6号机组和红沿河3-4号机组;“堆芯出口温度测量核级铠装热电偶、反应堆压力容器水位监测组件”样机已用于中广核、中核与重材院三方联合研制的堆芯探测器样机;重材院与中广核联合研发的“主回路直接测温核级铠装铂电阻及组件”已完成原理样机研制。核级磁致伸缩探测器已获得试验堆、小堆和国防重点工程选型或订货。
  
  在核级合金材料方面,重材院已获得一大批包括AP1000、CAP1000、CAP1400等三代核电机组堆内构件、驱动机构用近十种特种合金材料及制品的订货,正陆续交付国内多家工程应用单位,为推动核电装备国产化发挥着十分重要的作用。
  
  重材院核电关键仪表及材料项目的推进,将推动我国自主三代核电技术“华龙一号”的核级关键传感器及仪表组件的国产化。不仅满足三代核电机组建造的急需,而且有利于摆脱西方国家对我国相关技术领域的限制和封锁,降低核电建造成本,具有极大的经济和社会效益。
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