刘向红 陶舒畅 黄均麟 蔡志云 赵 禹

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都610213）

0 引言

在核电厂中，主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵（简称主泵），形成重要的一回路压力边界，为反应堆冷却剂提供循环通道，防止放射性物质外漏，承受高温、高压和高强放射性，在各种工况下都应保证其压力边界的完整性，是关系到反应堆安全运行的关键部件，属于核安全一级设备[1]。

本文对华龙一号主管道60年寿命设计技术进行研究，通过研究发现，采取一定技术措施后，主管道提高到60年是可行的。通过本文的研究，为主管道设计制造技术的提升、经济性的提高具有借鉴意义。

1 主管道设计（60年寿命）技术可行性研究

通过调研和分析国内、外第三代核电站主管道60年寿命设计标准，同时，广泛调研国内外对主管道60年设计寿命的研究成果及应用实例[2]，重点研究第三代核电站的主管道设计特点，对华龙一号锻造主管道（60年寿命）设计和制造技术进行研究，确定设计标准。

本文调研了国内外主管道采用锻件的情况，分析了主管道锻件设计和制造采用ASME标准和RCC-M标准的优、缺点，并结合多专业分析了华龙一号采用ASME标准或RCC-M标准进行主管道锻件的设计和选材造成的影响。

根据初步分析，考虑到华龙一号总体设计采用法国RCC系列标准。国内长期以来具有大量的核电站主管道设计经验（现国内以RCC-M为主），因此，华龙一号采用RCC-M标准进行主管道锻件的设计。……