关键部件蒸汽发生器用690U型管国产化成功并将供货的消息传出后，中国自主知识产权第三代核电CAP1400设备国产化进程引起了社会广泛关注。
证券时报记者从上海核工程研究设计院了解到，关键部件的国产化正在积极推进中。作为国家战略，自主产权第三代核电CAP1400一旦建成，我国将由核电大国成为核电强国，从而对我国能源安全和装备制造业带来重大正面影响，并推动我国核电走向国际市场。目前，CAP1400重大专项示范工程已进入建设阶段，关键部件材料的国产化是重中之重。
据了解，第三代核电国产化的初期目标是70%。上海核工院一位副总工程师表示：“核电国产化的理想目标是80%以上。”一些非核心部件、关键设备，从经济成本上考虑，仍然会进口。因为部件和设备自主研发的投资过大，而且也没有遭到国际市场的垄断和威胁，中国就没有必要一定要求100%的国产化。而反应堆压力容器、蒸汽发生器、大型锻件、主泵、阀门是国产化的主要领域。
蒸汽发生器故障是核电站的主要故障。国外运行经验表明，大约有30%~40%的核电站由于蒸汽发生器传热管失效而影响正常运行，而传热管的失效60%以上是应力腐蚀（SCC）问题，应力腐蚀可在没有任何征兆的情况下发生，是所有腐蚀破坏中最常见、危害最大的一种局部腐蚀破坏，而690U型管能很好地解决这一问题。因此，我国把“核电蒸汽发生器用U型管材料及应用性能研究”列为863、973项目和国家16个重大科技专项的科研子课题之一。
2010年，宝钢与国家能源局签订“核电蒸发器690合金U型管研制和应用性能研究课题”，经过两年的多项攻关，宝钢子公司—宝银特钢成功研制出二代加690U型管，又在今年研制成功第三代核电CAP1400蒸汽发生器用690U型管，并于上月底通过国家核电技术公司的评审，上周签署向CAP1400示范工程供货的合同。民营上市公司久立特材也同步研制成功和通过评审。
上述上海核工院副总工程师表示，中国第二代核电技术中，锻铸件的多数已经实现了国产化。因此，第三代核电技术的国产化，有较好的基础，可以在二代加的基础上，进行工艺的进一步提升。
据了解，三代核电CAP1400示范工程，主要锻件的初步产品基本做完了：压力容器顶盖已经成形，现正在准备性能处理和取样测试；蒸汽发生器管板已经交货；蒸汽发生器下面的水室封头，已经基本成形，即将要进行性能检验。
第三代核电国产化也将带动我国相关产业的发展。以第三代核电站示范工程石岛湾核电站为例，预计总投资400亿元，其中设备投资约占40%。按国产化70%的目标计算，一个核电站给国内设备相关产业带来的市场价值为112亿元。
