|
|||||||
7月17日，生态环境部核与辐射安全中心在北京组织召开国家重点研发计划项目“在役核电站重要构筑物及设备材料老化退化行为规律与预测模型研究”课题三“安全壳与堆坑混凝土老化效应评价与预测模型研究”绩效评价专家会，中冶建研院顺利通过国家重点研发计划绩效评价。
课题三由中冶建研院承担、六家单位参与共同完成（生态环境部核与辐射安全中心、深圳中广核工程设计有限公司、中核武汉核电运行技术股份有限公司、上海核工程研究设计院有限公司、北京航空航天大学及中国核动力研究设计院）。课题三承担国家重点研发计划项目的主要研究内容以核电站安全壳为研究对象，开展安全壳结构和堆坑混凝土在服役环境下性能化规律研究，旨在建立起系统、可靠、适用的核电材料服役行为评价体系，相关成果解决了国内核电安全壳与堆坑混凝土老化效应评价技术与预测技术难题，并在秦山核电厂1号机组运行许可证延续及秦山二期中期自评估两个项目中成功应用。
专家评审组由项目责任专家及国内核电行业相关领域专家组成，专家组听取了课题研究内容、成果应用、财务管理、档案工作完成情况的汇报，并对相关资料进行了审查、讨论和质询。专家组一致认为，承担单位全面且超额完成了科技部批复的研究内容，达到了预期目标，同意课题通过验收。安全壳与堆坑混凝土老化效应评价与预测技术作为在役核电站服役安全评价的关键技术，课题承担单位取得了预期的研究成果，也标志着我国核电行业在设备服役安全评价领域又迈出了扎实的一步。
中冶建研院将进一步加强课题研究成果凝练及示范应用工作，充分利用课题搭建的科研交流平台，继续加强行业协作，为我国核电安全运营保驾护航，为推动我国科技事业的发展贡献力量。