压水堆核岛主设备焊接材料需求及国产化展望

三代核电核岛主设备蒸汽发生器关键焊接技术罗成【期刊名称】《金属加工：热加工》【年(卷),期】2014(000)012【总页数】4页(P28-31)【作者】罗成【作者单位】上海电气核电设备有限公司【正文语种】中文1.概述目前在建的广东台山核电站建设采用三代核电技术，该堆型是欧洲第三代先进压水堆核电站，采用4个环路，单台发电能力为1 600MW，单机容量大，在经济性上极具竞争力，是现今国际上最先进的核电堆型之一。

台山核电站采用RCC—M 2007规范设计建造，技术要求高，制造难度大。

蒸汽发生器是反应堆最关键部件之一，在核电站运行过程中，一方面是反应堆内载热剂的热量传递到二回路，使水成为饱和蒸汽，从而推动汽轮机发电；另一方面起着将带放射性的一回路系统与不带放射性的二回路系统隔离的作用。

三代核电蒸汽发生器零部件多、材料种类多、焊接工艺评定多，除了一些成熟的工艺以外，产品焊接采用了多项新技术。

2.蒸汽发生器主要结构及设计参数三代核电蒸汽发生器总长度23 260mm，上部筒体直径为5 170mm，下部筒体直径为3 800mm，总重量达488t。

主要包括下封头、管板、下部筒体组件、过渡锥筒体、套筒组件、管束组件、上封头、上部筒体组件及汽水分离器等部件。

结构简图如图1所示。

图1 蒸汽发生器结构1.下封头 2.管板 3.下部筒体 4.U形传热管5.锥筒体 6.上部筒体 7.上封头8.蒸汽出口接管 9.干燥器 10.汽水分离器11.套筒 12.水室隔板 13.一次侧接管14.一次侧接管安全端蒸汽发生器是核电站核岛的核心设备，三代蒸汽发生器的型号为79/19 TE型。

下封头与管板相连组成水室，管板另一侧与二次侧壳体相连。

由于一次侧的载热剂具有放射性，为了保证一次侧水中具有较高的耐腐蚀稳定性，管板一次侧表面需堆焊Inconel 690镍基合金，下封头内表面需堆焊不锈钢。

接管与下封头一起整体锻造成形，每个接管都装焊有经锻制而成的奥氏体不锈钢安全端。

S1400 试样、评定接头和产品焊接见证件的保存
焊接工艺评定试验的试件余料和试验过的试样在评定有效期 3 年内由制造商保管。 产品焊接见证试件余料和试验过的试样，在设备验收之前，由制造商保存。
S1500 焊接工艺操作的定义
若焊炬或焊条是由焊接操作者手工操作，则焊接方法定义为人工操作。 若操作工在焊接过程中能参与操作，则焊接方法定义为半机械操作。 若焊接过程中不可能有人为的参与，则焊接方法定义为全机械，全自动或全自动化焊接操作。
S1330 后热
这种热处理的目的主要是使氢扩散，并且避免产生冷裂纹的危险。 当按 S1320 规定的要求预热时，后热温度要求不低于预热温度，并至少保温 60 分钟，除非焊后 冷却到室温前立即进行消除应力热处理。
S1340 消除应力热处理
制造商应根据 F8000 章的要求确定可能的中间和焊后最终消除应力热处理的条件。 消除应力热处理的条件与 E8120 所列的可变参数和采用的焊接方法有关。 作为说明，对于不同类型的钢种，下面给出通常允许的消除应力热处理温度和在该温度下的保 温时间（假定这一温度在焊接接头的整个厚度范围内都是均匀的） ，以及需要进行消除应力热处理的 最小厚度。 S1341 碳钢 厚度大于 30mm（厚度为焊接厚度，两焊接件厚度不同时，取较厚的焊件作为有效厚度）的碳 钢，然而对于在未做消除应力热处理的状态下，规定的最小抗拉强度 Rm 不大于 440MPa 的钢厚度可 增加到 35mm，例如：S235 - S275 - P 235 GH (A 37) - P 265 GH (A 42)。 － 消应热处理温度：550～625℃（建议最低 575℃） 。 － 保温时间：每毫米厚度 2 分钟（按 S7544 c 中定义） ，最少 30 分钟，最多 120 分钟。 S1342 除铬钢和铬—钼钢之外的低合金钢 － 除 Ni 含量≥1%的合金钢外， 厚度大于 10mm（厚度为焊接厚度，两焊接件厚度不同时，取 较厚的焊件作为有效厚度）的低合金钢。 － 消应热处理温度：595～675℃。 － 保温时间：每 25mm 厚度 1 小时（按 S7544 c 中定义） ，最少 30 分钟：当超过 2 小时时，为 2 小时+（50mm 以上每 25mm 加 15 分钟） 。 S1343 铬和铬—钼低合金钢、马氏体和铁素体不锈钢 a）0.5％Cr－0.5％Mo 1％Cr－0.5％Mo 1.25%Cr－0.5％Mo

CP R1000是中国核动力研究设计院与中广核合作在法国法玛通M 310技术版本基础之上，改进并拥有自主品牌的核电技术。

它由核岛和常规岛组成，在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。

一回路主系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主泵、一台蒸汽发生器及相应的管道和仪表组成。

另外，在其中一条环路上装有一台稳压器，以维持一回路运行压力（详见图1）。

而核岛主系统重型设备预埋件是实现设备与土建基础牢固连接进而实现设备应有功能的设备重要组成部分，它分布于内部结构，每个堆共98件，其中90件由设备供应商中国东方电气集团CPR1000堆型核岛主系统重型设备预埋件技术及其推广应用中广核工程有限公司文/张铁军深圳华兴建设有限公司文/严跃兰【摘要】针对CPR1000堆型核岛主系统重型设备预埋件施工，分别从主系统重型设备预埋件施工前准备、组装、安装定位、浇筑和保护等方面进行阐述，为主系统重型设备预埋件施工提供借鉴经验以及岭澳二期现阶段存在的问题和推广应用前景。

【关键词】C PR 1000堆型主系统重型设备预埋件PLP 联合体锚固框架组装公司、中国核动力研究设计院和法国法马通核能公司组成的P L P联合体供货，另外8件为土建承包商自制的中子探测器定位框架。

一般主回路重型设备预埋件是一个整体，预埋活动只涉及前期准备、整体安装、定位、浇筑等，而不涉及预埋件本身的组装工作；但蒸汽发生器阻尼器锚固框架每台机组6件，每件需装入8根拉杆，以及主泵阻尼器锚固框架每台机组9件，每件需装入4根拉杆，其组装精度要求高、施工难度大，这些埋件能否顺利施工将制约着内部结构施工进度，影响穹顶提前吊装的实现。

因而做好主系统重型设备预埋件的前期准备、现场组装以及预埋工作将十分重要。

1核岛主系统重型设备预埋件施工前的准备（1）主系统重型设备预埋件到货计划确认为了使核岛主系统重型设备预埋件采购、生产、到货计划满足土建施工需求，首先由土建承包商根据土建图、接口图以及相关安装手册，建立一份较准确的核岛主系统重型设备预埋件清单，并与总承包商的土建处、安装处、物资管理部、设计处联合确认。

法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会李双燕【摘要】The structure and characteristics of RCC -M (2000 Edition +2002 Addendum) specification standard system were introduced, as well as the content and interaction of section Ⅳ each chapter. Combining understanding of the standard and experience in manufacturing process of nuclear power products, some attention problems of practical application of RCC —M section Ⅳ were discussed, and reference for nuclear welding technical personnel which the initial contact with RCC - M standard was provided.%介绍了RCC-M(2000版+2002补遗)规范标准体系的结构与特点,以及第Ⅳ卷各章节的内容和相互关系.结合核电产品制造,对RCC-M第Ⅳ卷的理解与应用进行了探讨,并提出了实际应用时注意的问题,为初次接触RCC-M规范的核电焊接技术人员提供参考和借鉴.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2011(028)004【总页数】6页(P41-46)【关键词】RCC-M;Ⅳ卷;焊接【作者】李双燕【作者单位】上海电气核电设备有限公司,上海,201306【正文语种】中文【中图分类】T-651;TL370 引言RCC－M规范是法国核电标准“RCC系列”压水堆核电站核岛设计建造规范中的核心部分，由法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会(AFCEN)制定。

一、焊接活动的特点
随着现代工业的高速发展和焊接技术的不断进步，焊接作为一种金属连接的工艺方法，在金属结构生产中得到了广泛的应用。与其他连接方法相比，焊接连接技术具有许多突出的优点。同时与其他工艺技术一样，焊接技术也有其自身的薄弱环节。
1、焊接质量好－先进的焊接工艺方法可以确保获得优质的焊接接头，现代的检验手段可以使焊接接头的质量得到保证；
1.焊接通用要求
第Ⅸ卷焊接及钎焊评定主要对锅炉及压力容器的焊接工艺评定、焊工技能评定及焊接资料（焊接工艺规程制订和格式、焊接工艺评定记录和格式）三方面进行了规定，属于通用性要求。第Ⅱ卷C篇焊条、焊丝及填充金属与之配套。
2.材料要求
ASME第Ⅸ卷《焊接和钎接评定》对焊接工艺评定的母材进行了分组，目的是减少焊接工艺评定的数量。
为了突出核安全设备焊接特点，HAF603附件3参照法国RCC-M S册（2000版），HAF603规定了核安全设备中一些重要焊缝焊工焊接考试的具体要求，如：奥氏体—铁素体不锈钢和镍基合金的堆焊、热交换器或蒸汽发生器管板焊接、特别的密封焊缝（顶盖、Ω接头等）、耐磨堆焊等。
第三节核安全设备焊接质量控制
核安全设备的质量是靠每一道工序质量来保证的，核安全设备、压力容器、焊接结构等的制造及安装质量，要达到所要求的技术条件和质量标准，就必须进行质量控制。焊接作为核安全设备制造、安装活动中的关键工序是保证核安全设备质量的决定性环节。整个焊接质量控制的主要环节包括：焊工治理、焊接工艺评定、焊接材料治理、焊接设备治理、焊接过程控制和焊接缺陷的检验等环节。
焊接过程控制：要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，特别是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。在焊接过程中,焊工和质检人员应作好焊接参数记录工作。

核电站施工中重要焊接技术和要求内容摘要：本文介绍了AP1000、CPR1000核电施工现场较重要的焊接技术和要求，包括主管道和波动管焊接、堆芯仪表管焊接、控制棒驱动机构密封焊等，同时也介绍了土建、常规岛和BOP重要的焊接项目。

概述核岛主设备内主要介质为放射性核物质，其设备制造和安装焊接质量对防止核电厂泄漏造成核物质放射性污染具有特殊性，同时也关系到这些主设备在核安全状态下稳定运行的可靠性和重要性。

1、民用核安全设备焊接特殊性核岛主设备通常包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等反应堆冷却剂系统设备，也是核电厂第二道安全屏障的组成部分。

核岛主设备的制造和安装焊接质量，直接影响反应堆冷却剂系统的完整性，焊缝又是一回路的压力边界，一旦泄漏将会使大量放射性物质向安全壳泄漏。

反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等核岛主设备，由于长期处于高温、高压和强辐照环境下运行，要求其制造用原材料包括焊接材料具有较高的塑性和韧性，以及良好的焊接性和抗辐照、耐蚀等性能。

同时由于其焊接壁厚较大，焊接工艺较为复杂，通常焊前需要预热，焊后需要热处理，以避免冷裂纹等焊接缺陷的产生。

单条焊缝焊接工作量大，要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，尤其是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。

控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰的焊接质量直接影响反应堆调节系统的运行状态。

当调节系统失灵时，有可能危及堆芯的安全。

安全壳是核电厂的第三道安全屏障。

一旦发生一回路管道破裂，也能将大量核放射性物质封住。

钢制安全壳和安全壳钢衬里安装焊缝质量要求较为严格，通常要进行泄漏检验。

2、民用核安全设备焊接重要性核岛主设备通常采用焊接结构，焊接接头与其结构中的母材相比加工条件相差较大，虽然现代焊接技术已使焊接接头的性能接近母材的性能，但其制作仍需要合格的焊接工艺评定才能实现,其焊接质量仍取决于操作焊工的技术水平和工艺过程的控制，因此焊接接头在其结构中属于薄弱环节。

国产反应堆压力容器锻件材料性能摘要：对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测，按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT 和参考温度T测试。

结果表明，国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求，拉伸性能良好，冲击韧性上平台能量达300J以上，参考零塑性温度RTNDT ≤-30℃，参考温度T与国外同类材料相当，根据性能预测，材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备，国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。

关键词：国产；反应堆压力容器锻件材料；性能；中子辐照1 引言反应堆压力容器是压水堆核电站最为关键的设备之一，它使链式反应限制在一个密闭的空间内，是核电站全寿期内不可更换的大型设备，因此其性能直接决定反应堆的安全运行。

现阶段反应堆压力容器制造一般采取锻件结合机械加工、焊接的方式，国际上反应堆压力容器锻件制造商主要有日本制钢所、法国克鲁索、韩国斗山重工等[1]。

前期国内主要以采购法国、日本的反应堆压力容器锻件为主，例如秦山一期和秦山二期共5台机组采用的锻件均来自日本制钢所，台山2台EPR机组的锻件分别来自法国克鲁索和日本制钢所。

目前中国第一重型机械集团公司、中国第二重型机械集团公司、上海电气重工集团都拥有12000吨自由锻造水压机，可用于生产核电站反应堆压力容器大锻件[2]。

2007年，中国第一重型机械集团公司生产的反应堆压力容器母材锻件应用于红沿河核电站一号机组，并于2013年实现了商业运行，实现了国产反应堆压力容器锻件在商业核电站的首次应用，此外中国第一重型机械集团公司还实现了福清等多个核电项目的供货，另外两个锻件生产厂家也实现了核电供货，但暂未实现商业运行考验。

近些年来随着国内核电项目的不断推进及大型装备制造能力的逐步提升，国内反应堆压力容器锻件生产技术及产量已达到国际先进水平。

目前国内核电站反应堆压力容器选用的Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢，主要包括满足RCC-M M2111标准要求的16MND5合金钢和满足ASME SA508/SA508M标准要求的SA508 Gr3合金钢，已应用于除田湾核电站VVER-1000机组以外的所有机组，田湾核电站VVER-1000机组选用的是俄罗斯标准的Cr-Ni-Mo-V合金钢，牌号为15X2HMΦA2A。

核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势5篇第一篇：核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势摘要：自第一座核电站建成至今，核电技术在不断地发展、完善，各种核电材料不断出现并被应用。

核能作为一种安全、高效、清洁的能源，备受世界各国重视。

随着化石燃料的逐渐枯竭，我国作为核大国，核能发展的潜力巨大。

本文主要介绍了核电关键材料及其特点以及我国核电应用现状与发展趋势。

关键词：核电、材料、现状、趋势。

1、前言1954年，世界上第一座核电站在苏联建成，经过60多年的发展，核电技术已经发展到了第四代，而核电材料是核电技术的关键，各种新型的材料不断地被应用到核电领域中，推动了核电的发展。

随着我国经济水平的不断发展，能源问题越来越突出，而核能作为国际公认的目前唯一达到大规模商业应用的替代能源，在我国的能源战略中占有重要地位，在我国具有非常广阔的应用前景。

截至目前，我国大陆投入商业运行的核电机组已经超过20台，此外还有多个核电站和核电机组在建，核电在我国蓬勃发展。

2、核电材料及其特点 2.1裂变反应堆材料 2.1.1裂变核燃料裂变反应堆中用到的核燃料有铀、钚、钍，而铀是核电站最主要的核燃料。

2.1.2包壳材料包壳材料是指燃料芯体包壳所用的材料，要满足热中子吸收截面低、能够承受辐射损伤效应、具有一定的机械强度等要求。

常见的包壳材料有铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及石墨等。

此外，SiC也被用于制作包壳材料。

SiC包壳与水反应缓慢，与传统锆合金包壳相比，可把产生氢气的风险降低几千倍【1】.由于SiC及SiC 基复合材料具有优异的高温性能和耐辐照性能，其在核燃料元件中获得越来越广泛的应用【2】。

2.1.3慢化剂材料慢化剂材料是能够将裂变时的快中子的能量降到热中子能量水平的材料，具有对中子散射截面大、吸收面积小以及质量数接近中子的特点。

主要的慢化剂材料有氢、氘、铍、石墨和氧化锆等。

核电异种金属焊接材料及方法研究现状摘要：核电是重要的清洁能源发电方式，对于提高我国能源结构、保护环境具有重要意义。

异种金属焊接是核电设备制造和维护中的关键技术之一。

由于不同金属的化学成分和物理性质差异，异种金属焊接所面临的挑战也相当巨大。

积极开展异种金属焊接材料及方法的研究工作，旨在提高核电设备的可靠性和安全性。

关键词：核电异种金属；焊接材料方法；现状引言随着核电行业的快速发展，对异种金属焊接材料与方法的研究需求日益增加。

相关企业在进行广泛的研究，试图找到更有效、可靠的异种金属焊接材料和方法，以满足核电设备的高要求。

这些研究涉及材料工程、焊接工艺、界面反应等方面，为核电异种金属焊接技术的发展提供了重要支撑。

1异种金属焊接的意义异种金属焊接是指在焊接过程中将不同种类的金属材料连接在一起，在核电中具有重要的意义。

（1）在核电行业的发展中，对于异种金属焊接材料的需求日益增加。

核电站是清洁能源的重要组成部分。

在核电站的建设和运营过程中，许多部件需要使用不同种类的金属材料进行焊接，如不锈钢、铜合金等。

这些部件承受着巨大的压力和温度变化，要求焊接材料具有良好的强度、耐腐蚀性和抗氧化性。

（2）异种金属焊接的意义在于能够实现不同金属之间的可靠连接，确保核电站内部各种设备和管道的正常运行。

比如，在核反应堆的压力容器中，需要将不锈钢和铜合金焊接在一起，以确保容器的密封性和安全性。

异种金属焊接还可以实现不同材料之间的传热和传质，提高核电站的效率和运行稳定性。

异种金属焊接在核电行业，能够满足不同金属材料之间的连接需求，保证设备和结构的完整性。

2异种金属焊接材料的类型异种金属焊接材料是指在焊接过程中将不同种类的金属材料连接在一起。

这种焊接过程常用于工业制造和建筑领域，可以实现不同金属材料之间的连接和组装。

主要类型：（1）纯金属焊接材料：这些材料通常是由纯金属制成的焊条或焊丝，适用于焊接相似金属材料之间的连接。

常见的纯金属焊接材料包括铜、铝、钢等。

锆合金焊接材料在核电领域的应用及发展趋势分析锆合金是一种重要的结构材料，其在核电领域具有广泛的应用。

由于其优异的耐腐蚀性能、较高的强度和较低的中子俘获截面，锆合金被广泛用于核电站的核燃料包壳、热交换器和结构材料等关键部位。

本文将从以下几个方面对锆合金在核电领域的应用和发展趋势进行分析。

一、锆合金在核燃料包壳中的应用核燃料包壳是将核燃料制成的燃料棒密封包装，用于保护核燃料的安全和稳定工作。

锆合金由于其优异的耐腐蚀性和低中子吸收截面，成为核燃料包壳的理想选择。

锆合金包壳不仅能够有效隔绝燃料与冷却剂的接触，还能够保证燃料的稳定性和可靠性。

因此，在核电站中的燃料制备过程中，采用锆合金作为核燃料包壳材料具有重要意义。

二、锆合金在热交换器中的应用热交换器作为核电站中的重要设备，用于冷却剂的热量交换。

锆合金由于其良好的耐腐蚀性和高温稳定性，成为热交换器材料的首选之一。

锆合金热交换器能够有效地实现冷却剂的传热和保护，提高核电站的安全性和冷却效率。

随着核电站的发展和升级，锆合金热交换器将会在核电领域中得到更广泛的应用。

三、锆合金在核电结构材料中的应用锆合金在核电结构材料中也有着重要的应用。

锆合金由于其高强度和良好的耐腐蚀性，在核电站的结构部件中得到广泛应用。

例如，锆合金在核电站中用于制造反应堆压力容器、温度和压力传感器、管道和阀门等重要部件。

这些锆合金结构材料能够提高核电站的稳定性和可靠性，保证核电站的安全运行。

锆合金焊接材料在核电领域的应用及发展趋势的分析如上所述。

但是，值得注意的是，锆合金焊接材料在核电领域仍然存在一些挑战和问题。

首先，锆合金焊接材料在焊接过程中易产生氢脆和氧化等问题，导致焊接接头质量下降。

其次，锆合金焊接材料还需要进一步提高其焊接强度和焊接性能，以满足核电站的特殊要求。

因此，锆合金焊接材料在核电领域的应用仍然需要进一步研究和发展。

综上所述，锆合金焊接材料在核电领域具有广泛的应用和发展前景。

随着核电站的不断发展和升级，锆合金焊接材料将会在核电领域中发挥更重要的作用。

漏 清理
４３ 焊 接 材 料 ．
实 际 应 用 的 自动 焊 焊 接 工 艺 是 在 法 国成熟 的主管 道窄 间 隙 自动 焊工 艺基 础 之上 开 发 而来 。 为 了保证 焊 缝质 量 的稳定 性 ． 采用 与 法 国相 同厂
家 、 同型 号 的焊 机 ｆｉｕｄ Ｏ Ｄ Ｔ Ａ Ｋ Ｖ ． 相 Ｌｂ ｒｉ Ｌ Ｒ Ｃ Ｉ Ｇ
试 、 试及 商 业 运 行奠 定 了 良好 的基 础 。 热
３ 主管道焊接质量控 制的难点
如图１ 示 ， 所 每个 冷 却剂 回路 由热 段 、 段 和 冷
过 渡段 构成 。 段连 接反 应 堆压 力容 器 冷却 剂 出 热 口和蒸 汽发 生器 冷却 剂 入 口 ： 段 连 接反 应 堆 压 冷 力 容器 冷却 剂 人 口和 主冷却 剂 泵 冷却 剂 出 口； 过 渡 段 连 接蒸 汽发 生 器 冷 却 剂 出 口和 主 冷却 剂 泵 冷 却剂 入 口。 文 的讨论 以红沿 河 核 电站 １ 机 组 本 ＃ 过 渡段 Ｕ 焊 口为例 。 ４
用 于 主管 道 窄 间 隙 自动化 焊 接 的焊 丝 必 须
并 经过 相关 计量 部 门标定 ． 用 过程 时 间在 有效 使
期 范 围之 内。
按相 关采 购技 术 规格 书进 行采 购 ． 并按 相应 上 游 文 件进 行 验 收 。储 存 过 程 中必 须 与其 他 焊 材 分 离 ， 独 放置 。 单 储存 区域温 度控 制在２ 以上 ， ０ 相
在 此 之 前 ，受 核 岛 现 场 条 件及 焊接 技术 等 因素 制 约 ， 自动焊 工 艺 国 内仅 限 于设 备 制 造 厂
应 用 【， 电站 现 场 安 装 一 直采 用 传 统 手 工 焊 工 ｌ核 Ｊ 艺 。 着 焊接 技 术 发展 ， 随 自动焊 工 艺 已应 用 于 宁

在核电设备的制造能力方面，中国已经具备了自主设计和制造大型压水堆核电 机组的能力。国内核电设备制造企业通过技术引进、消化吸收和自主创新，不 断提升核电设备制造水平，满足了国内核电项目建设的需要。
三、技术展望
随着科技的不断进步，核电技术在能源领域中的地位和作用日益凸显。未来核 电技术的发展将朝着更高参数、更安全、更环保、更智能化的方向发展。中国 将继续推动核电技术的发展和创新，加强新一代核电技术的研发，提高核电设 备的制造能力，以满足国内能源需求和应对气候变化的目标。
总之，中国核电项目建设发展取得了显著成就，同时也面临着诸多挑战。在未 来的发展中，应注重技术进步和政策支持，提高设备制造能力和安全性，推动 中国核电事业的可持续发展。
谢谢观看
根据《中国制造2025》战略规划，到2025年，我国核电设备材料的国产化率 要达到80%以上。此外，据国际能源署预测，到2030年，全球核电装机容量将 增长25%，其中大部分增长来自于中国。因此，中国核电设备材料国产化具有 巨大的市场潜力。
三、面临的挑战
中国核电设备材料国产化仍面临着诸多挑战。首先，技术难度较大。核电设备 制造对材料和技术的要求极为严格，需要具备高度的专业技术和研发能力。其 次，成本压力较大。由于核电设备的制造成本较高，本土化生产需要在保证质 量的前提下，努力降低生产成本。此外，与外资企业的竞争也是一个重要挑战。 外资企业拥有先进的技术和品牌优势，往往能在市场上占据有利地位。
3、加强人才培养：随着核电事业的快速发展，对于专业人才的需求越来越大。 企业和政府部门应加强人才培养和引进力度，为核电事业的发展提供强有力的 人才保障。
4、推动国际合作：中国核电项目应积极参与国际合作，加强与国际先进企业 的交流和合作，引进国外先进技术和管理经验，推动中国核电事业的国际化发 展。

核电中长久发展规划内容简介二 OO七年十月 , 国务院正式同意了国家发展改革委上报的《国家核电发展专题规划(2005-2020 年 )( 以下简称《规划》 ) ，这标记着我国核电发展进入了新的阶段。

我国是世界上少量拥有比较完好核工业系统的国家之一。

为推动核能的和平利用，上世纪七十年月，国务院做出了发展核电的决定，经过三十多年的努力，我国核电从无到有，获得了很大的发展。

自 1983 年确立压水堆核电技术路线以来，当前在压水堆核电站设计、设备制造、工程建设和运转管理等方面已经初步形成了必定的能力，为实现规模化发展确立了基础。

核能已成为人类使用的重要能源之一，核电是电力工业的重要构成部分。

核电不造成对大气的污染排放，在国际社会愈来愈重视温室气体排放、天气变暖的局势下，踊跃推动核电建设，是我国能源建设的一项重要政策。

这对于知足经济和社会发展不断增添的能源需求，保障能源供给与安全，保护环境，实现电力工业构造优化和可连续发展，提高我国综合经济实力、工业技术水平，都拥有重要意义。

为贯彻落实“踊跃推动核电建设”的发展目标，实现核电技术的超越式发展，缩小与世界核电先进水平的差距，国家发展和改革委员会组织编制了《规划》。

《规划》是指导我国核电建设的重要文件，对于实行核电自主化发展战略、合理安排核电建设项目、做好 [ur发和贮备、成立和完美核电安全运转和技术服务系统、配套落实核燃料循环和核能技术开发项目的保障条件等方面拥有重要意义。

《规划》共包含五个部分。

第一部分总结了国内外核电发展历程和现状。

第二部分剖析研究了我国发展核电的重要意义。

第三部分提出了我国发展核电的指导思想、目标和目标。

第四部分详尽论述了我国核电发展技术路线、自主化发展战略、厂址开发和保护、核电建设项目布局和进度安排、核燃料循环方案以及核电投资估量等。

最后一部分详尽描绘了规划实行的保障举措和政策安排。

《规划》提出，我国的核电发展指导思想和目标是：一致技术路线，侧重安全性和经济性，坚持以我为主，中外合作，经过引进外国先进技术，进行消化、汲取和再创新，实现核电站工程设计、设备制造和工程建设与营运管理的自主化，形成批量建设中国自主品牌大型先进压水堆核电站的综合能力。

AP1000核电设备国产化概况AP1000核电设备及其国产化（一）目前，AP1000核电设备进入国产化建设关键时期。

对AP1000核电设备及其国产化情况的了解有助于AP1000国产化进程的推进。

近日，我司对相关情况进行汇总，撰写了《AP1000核电设备及其国产化》一文，文章将分别从AP1000反应堆压力容器、蒸汽发生器等方面，对AP1000核电设备结构及其国产化情况进行介绍，供参考。

AP1000核电设备及其国产化（一）AP1000是美国西屋公司开发的一种双环路和百万千瓦级的先进压水堆核电机组，其反应堆一回路由1台反应堆压力容器、1台稳压器、2台大容量的蒸汽发生器、4台屏蔽式主泵、4条冷段和2条热段管道组成。

由于主泵入口直接和蒸汽发生器下封头焊接在一起，取消了第二代反应堆中蒸汽发生器与主泵入口之间的U型连接管道；同时，通过对主管道简化设计，减少了焊缝和支撑。

AP1000堆芯设计类似于西屋设计的M314堆型，其主回路设计类似于美国燃烧工程公司（CE）设计的System 80，蒸汽发生器采用Delta125，主泵采用大型屏蔽泵，专设安全设施采用了非能动技术。

AP1000是在AP600的基础上适当改进的结果，机组采用单堆布置方式，为了达到更高的电站功率，一方面加大了核蒸汽供应系统主要部件的尺寸，包括增加反应堆压力容器的高度、堆芯长度，另一方面增大蒸汽发生器、稳压器、汽轮机的尺寸和容量以及燃料组件的数目。

为了实现非能动安全系统设计，采用了带变频器的大型屏蔽泵。

近年来，国家、地方政府和企业还投入大量资金，打造核电设备研发和制造基地。

现已形成了哈尔滨电站设备集团（简称哈电）、东方电气集团（简称东电）和上海电气集团（简称上电）三大核电设备制造基地，以中国第一重型机械集团（简称一重）、中国第二重型机械制造集团（简称二重）和上海电气重型机械集团（简称上重）为重点的大型铸锻件和反应堆压力容器制造基地，以沈阳鼓风机集团（简称沈鼓）、中核苏阀科技实业股份有限公司（简称中核苏阀）和大连大高阀门有限公司（简称大连大高阀门）等一批国家级骨干企业的核级泵阀制造基地，此外，还有一批专业生产厂家具备了堆内构件、控制棒驱动机构、环吊、主管道及配套设备的批量生产条件。

第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的选材郑建能;陈红宇;司晨亮;余江山【摘要】根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境,结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电主管道对材料工艺性能的要求,分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2CrNiMo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点,为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考.【期刊名称】《大型铸锻件》【年(卷),期】2018(000)001【总页数】4页(P31-33,40)【关键词】第三代核电站;主管道;超低碳控氮奥氏体不锈钢【作者】郑建能;陈红宇;司晨亮;余江山【作者单位】中国第二重型机械集团公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;中国第二重型机械集团公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;中国第二重型机械集团公司国家能源极端装备虚拟制造重点实验室,四川618013;中国第二重型机械集团公司大型铸锻件研究所,四川618013【正文语种】中文【中图分类】TG142.33第三代压水堆技术主要包括美国西屋公司的AP1000、法国阿海珐和德国西门子联合开发的EPR、俄罗斯原子能公司的AES-2006、国家核电技术公司的CAP1000/CAP1400以及中核、中广核开发的华龙一号。

压水堆核电站核岛一回路主管道是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主循环泵的大型厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能、形成封闭回路的“大动脉”，是核岛一回路的重要压力边界，也是保证核安全的关键。

本文根据压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境，结合影响主管道服役质量的因素和第三代核电锻造主管道对材料工艺性能的要求，分析了超低碳控氮奥氏体不锈钢(316LN和X2CrNiMo18.12)作为第三代压水堆核电站主管道用材的优缺点，为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考。

我国压水堆核电站主要设备及原理完整文档(可以直接使用，可编辑完整文档，欢迎下载）压水堆核电站主要设备及原理压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。

容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。

堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。

它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。

堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。

压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。

原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。

蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。

这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。

一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

一回路示意图稳压器结构图冷却剂主泵结构图二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。

做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。

这样构成第二个密闭循环回路。

二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。

汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。

它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。

1.核岛用金属材料概述不同堆型，其结构和用途虽有所不同，但在实现核裂变反应和可控制的过程是相同的，都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂（快堆除外）以及包容他们的压力容器或压力管道等，因而需要各种各样的材料来制作相关部件，以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。

按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同，核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。

有核级要求的设备，一般即称其所用材料为核电关键材料。

核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金；若进一步细分，则有碳（锰）钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等，按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。

核反应堆的发展，从一开始就包括了材料的开发与优化，材料的发展决定了其发展情况。

因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件，如辐照或冷却剂腐蚀等，要求所用材料必须能适合于这些应用条件；强调材料的另一个原因，是核电站系统比常规电站有更高的安全要求。

由于我国目前主要是建造第二代成熟的1000MW压水堆核电站、通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW级压水堆核电站。

因此，本讲义以压水堆核电站为例，对其不同设备的用材做一简单介绍。

在压水堆核岛中，主要设备除反应堆及压力容器外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。

由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同，故材料的使用要求和环境条件也不尽相同，不同程度地存在辐照或酸腐蚀等；不仅要考虑常规的一些要求（如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能），而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化，如晶间腐蚀，应力腐蚀和低应力脆断、以及材料间的相容性、与介质的相容性，以及经济可行性等。

为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据，下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及他们的所用材料体系简述如下。

1.1压水堆零/部件用金属材料1.1.1包壳材料包壳，是指装载燃料芯体的密封外壳。