燃料包壳材料国产化研究是实现反应堆燃料自主化研究的关键一步。近日，大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大项目课题“核电站国产新锆合金及关键材料辐照性能研究”顺利通过国家能源局组织的综合绩效评价。课题研究获得了国产燃料包壳、压力容器及堆内构件材料辐照性能参数，丰富了我国相关材料辐照性能数据，进一步完善了我国核电关键材料应用基础研究体系，提升了我国核电燃料及关键材料创新研发能力。

国产新锆合金考验小组件

国产反应堆压力容器材料热室内力学性能测试三束辐照装置

该课题由中国原子能科学研究院牵头，联合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和中核包头核燃料元件股份有限公司协同攻关、共同完成。项目团队突破了国产新锆合金小组件设计和制造、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、三束同时辐照等6项关键技术，并掌握了相关分析方法，建立了燃料辐照考验与检验、材料辐照考验与检验及重离子三束辐照等3个创新平台，打造了一支具有影响力、竞争力的材料辐照性能研究团队，取得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，课题开展了国产新锆合金小组件、国产反应堆压力容器材料、堆内构件材料的辐照考验，完成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可靠的数据支持。目前，国产新锆合金辐照性能数据已应用于压水堆自主高性能燃料组件锆合金选型、先导棒和先导组件入商业堆安全评价，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已应用于国和一号及其他核电项目。