立项背景： 徐大堡核电项目与当前大部分其他国内在建、待建核电站相同，均采用三代核电技术，设计寿期60年。因核电站内主设备长期在高温、高压、高辐射等极端工况下运行，如反应堆压力容器，其材料受到来自堆芯的中子轰击而会产生辐照脆化现象，营运单位必须保证保障主设备原材料（本文以锻件为例）性能达标，才能保证核电站安全稳定运行60年。 主设备锻件性能最直观的表现形式是机械性能试验，锻件的试料机械性能参数和取样位置关系密切，靠近热处理表面的位置由于淬透性较好，机械性能亦相应提高，会造成试验结果优于理论取样位置性能指标的情况，从而对锻件质量造成误判。若报废重新投料，对核电站建造工期及经济性将带来较为严重的压力；若“带病”运行，则给后期核电站安全、稳定运行造成了极大的安全隐患。 主要做法： 中核辽宁核电有限公司通过研究核电主设备锻件取样过程，提出切取机械性能试料的监督优化方案：在完成试料分解后，对试料进行还原，并在该阶段划取试样分布线，以此保证试样切取方向、热处理表面距离等易错点严格按照标准规范执行，从而控制试样切取完全符合规范要求。 功能效果（益）： 消除核电主设备锻件机械性能误判隐患，保证核电站安全稳定运行。 创新亮点： 通常设备管理人员仅选择机械性能试验作为见证点，而通过锻件该见证点的管理前移，可对锻件质量进行更好的过程控制，达到严控锻件质量的目的。 实施应用前后效果（益）情况： 核电主设备锻件价格在10万元/吨以上，伴随核电技术发展、功率增大，主设备锻件尺寸、重量、壁厚相应增大，部分设备锻件甚至达到100吨以上。 实施前，因切取机械性能试料错误造成锻件二次热处理、重新取料、甚至报废重投的情况时有发生，单次成本约为100万元，实施后，因取料错误造成的经济损失可完全避免。 推广价值及范围（简要介绍，1200字以内）： 核电主设备锻件机械性能过关，是核电站安全稳定运行的基础，建议该成果在国内核电行业进行推广。 该成果的使用，可完全避免核电大锻件切取机械性能试料不符合规范要求带来的隐患，为降低核电站建造、役检成本提供有力保障。