王 放 盖仁涛 漆向前 郭 建 陈红宇

(1．中广核工程有限公司，广东518124；2．二重(德阳)重型装备有限公司，四川618013；3．国家能源极端装备虚拟制造重点实验室，四川618013)

随着我国新建核电项目的重启和核电安全性的需要，我国新核准建设的三代压水堆技术主要包括国家电投开发的CAP1000CAP1400、中核华龙一号和中广核华龙一号。压水堆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”[1]。为提高核电站运行时的安全性，降低在役检查工作量，三代核电主管道在设计时均采用奥氏体不锈钢整体锻造结构。

本文根据第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境和性能要求，对国内三代核电锻造主管道用奥氏体不锈钢316LN、X2CrNiMo18.12(控氮)、X2CrNi19.10(控氮)的性能进行了对比，分析了不同材料的工艺性能、使用性能的优缺点，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。

1 工况环境和性能要求

1.1 工况环境

1.2 性能要求

我国目前采用的三代核电技术采用ASME标准或RCC标准进行设计、设备制造和建造，其中CAP1000CAP1400采用ASME标准，主管道材料标准采用ASME第二卷A篇SA-376 TP316LN；中核、中广核开发的华龙一号采用RCC标准，主管道材料标准采用RCC-M篇M3321 X2CrNiMo18.12(控氮)或X2CrNi19.10(控氮)。采用的材料标准虽然不同，但标准和采购技术规范要求的性能检验项目基本相同，主要包括室温拉伸、350℃高温拉伸、室温冲击、压扁试验、晶间腐蚀、晶粒度、金相组织、夹杂物等。……