描述

‌核电站主管道及主泵泵壳核心信息‌

‌一、主管道‌

1. ‌材料与设计‌
   • 采用‌超低碳控氮奥氏体不锈钢（如316LN）‌整体锻造，减少焊缝数量以提升结构完整性。
   • 第三代核电站主管道为连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主泵的厚壁承压管道，被称为核岛“主动脉”。
2. ‌技术参数‌
   • ‌冷段‌：外径688.85mm，壁厚65mm；‌热段‌：外径952.5mm，壁厚82mm。
   • 一回路设计压力17MPa，温度343℃。
3. ‌制造工艺‌
   • 采用‌整体锻造技术‌，通过控制加热温度、变形量等参数实现大型锻件制造。
   • 焊接使用‌U型坡口+窄间隙自动焊技术‌，提升效率和质量。
4. ‌应用案例‌
   • 国内企业（如融发核电）已实现主管道国产化，累计供货13套，另有12套正在制造。

‌二、主泵泵壳‌

1. ‌功能与定位‌
   • 主泵泵壳是核岛一回路中唯一转动设备的关键部件，被称为核电站“心脏”，涉及水力、机械、材料等多领域技术集成。
2. ‌技术挑战‌
   • 三代核电主泵泵壳长期受国外技术垄断，国产化需突破‌精密铸造、抗辐照材料‌等难题。
   • 制造工艺复杂，需严格监控‌轴封系统‌（三级流体动压密封）和‌高压辅助系统‌（冷却、循环管线）。
3. ‌国产化进展‌
   • 融发核电通过技术引进与消化，已实现主泵泵壳国产化，累计供货13件，另有13件在制。

‌关键共性技术‌

• ‌检测标准‌：主管道与泵壳均需通过‌超声波检测‌和射线检测确保无缺陷。
• ‌材料要求‌：需控制杂质元素（如Cu≤0.1%），降低辐照脆化风险。

（注：以上参数以实际工程设计为准。）