核電金屬管道2

1、核電金屬管道1.1 第三代核電技術21.2核電用管管綜述21.2.1核電管道要求和選材32先進壓水堆管道32.1核島蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)用核2、3級無縫鋼管32.1.1 P280GH無縫鋼管的性能特點32.1.1.1 安全性要求32.1.1.2 質量要求42.1.2 關鍵技術42.1.2.1 化學成分設計42.1.2.2 冶煉工藝42.1.2.3 制管工藝42.1.2.4 熱處理工藝52.2 壓水堆核電站一回路主管道材料52.2.1 一回路主管道制備工藝62.3 EPR核電站常規(guī)島主蒸汽和主給水管道的選材62.3.1 管道選材的要求72.3.2 管道材料的選擇72.3.3 主給水管道材料73

2、先進輕水堆73.1 AP1000主管道73.1.1 冶煉技術83.1.2 鍛造技術84 核電金屬管道的相關技術、專利94.1 管道彎曲工藝94.1.1 各種彎曲方法94.2 A-T I G焊在核電管道全位置焊接中的應用94.3 Z形跳焊法在核電工程管道中的應用94.4 鋯材在核電站的應用104.4.1 鋯合金包殼管在核電站的重要性104.4.2 鋯材在核電站中的應用104.5 相關專利115 國內外知名企業(yè)135.1 國內知名企業(yè)135.2 國外知名企業(yè)151.1 第三代核電技術1.2核電用管管綜述核反應堆使用的是帶有輻射性的核燃料，一旦發(fā)生核泄漏，會嚴重惡化該區(qū)域的生態(tài)環(huán)境，因此核電站對核島

3、的安全要求最高。核電站使用的管材，其安全等級分為核級和非核級；核級材料又分為核一級、核二級和核三級。此外，在生產制造過程中也有嚴格質保要求。通常，核島一回路管道為核級材料，其中用于一回路冷卻系統(tǒng)的所有承壓邊界設備和管道均屬核一級材料，部分蒸汽輸送管道為核二級和核三級材料；常規(guī)島的二回路系統(tǒng)管道均為非核級材料。核電站主管道（如下圖）是連接反應堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的大型厚壁管道，是核電蒸汽供應系統(tǒng)輸出堆芯熱能的“大動脈”，是核電站的一級關鍵部件之一。它的重要性不言而喻，其材料通常為含一定鐵素體相的奧氏體不銹鋼，國外也稱雙相不銹鋼，此類材料綜合性能優(yōu)異。1.2.1核電管道要求和選材對于主蒸汽、主給

4、水管道可以考慮常規(guī)島主蒸汽、主給水管道材料的選用與核島側主蒸汽、主給水管道保持一致，從而避免現(xiàn)場異種鋼之間的焊接問題，但核島側主蒸汽管道材料（主蒸汽管道A106C，主給水管道P11） 多為國外生產，國內廠家產品質量不易保證；或考慮全部國內采購重點考察其他核電項目應用過的材料如WB36CN1。對于長期受濕蒸汽沖刷腐蝕的管道，考慮壓水堆核電廠濕蒸汽對管道的沖刷腐蝕較為嚴重，宜采用低合金管材或碳鋼管材；對于一些重要的濕蒸汽介質管道（如抽汽管道） 考慮采用進口低合金管材，如：ASTM A335P22；對于經常處于備用狀態(tài)或小管徑濕蒸汽介質管道，考慮采用國產低合金管材或碳鋼管材，如：12Cr2MoG、2

5、0鋼等；對于過熱蒸汽介質管道，如低壓缸第一級抽汽為過熱蒸汽，但蒸汽溫度不高，低于200 ，此種管道，考慮采用國產優(yōu)質碳素結構鋼，如20鋼。對于穩(wěn)定流動的水介質管道（如凝結水系統(tǒng)管道、常規(guī)島閉式冷卻水系統(tǒng)管道等），該類管道考慮到流動加速腐蝕因素，按管道的使用頻率選用國產20（控Cr）鋼或20鋼。對于疏水管道（加熱器疏水管、熱力系統(tǒng)管道疏水、排污管等），易出現(xiàn)汽水兩相流，從而受到沖刷、腐蝕。選用原則為：調節(jié)閥或疏水閥前管道選用國產20（控Cr） 鋼或20鋼，調節(jié)閥后或疏水閥后選用國產不銹鋼管材，如國產TP304L。對于氣體管道，常規(guī)島氣體系統(tǒng)包括壓縮空氣系統(tǒng)、氮氣系統(tǒng)、氫氣系統(tǒng)、二氧化碳系統(tǒng)，可根

6、據(jù)使用條件選用優(yōu)質碳素結構鋼或不銹鋼，可選用20鋼或國產TP304L等。對于油管道如汽輪發(fā)電機潤滑油系統(tǒng)、發(fā)電機氫密封油系統(tǒng)、各輔助機械潤滑油系統(tǒng)等，可根據(jù)使用條件選擇國產優(yōu)質碳素結構鋼或不銹鋼，如：20鋼、TP304L等。 一回路管道系統(tǒng)屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的一部分，管道的服役條件復雜，對鋼管材質的性能要求也各不相同。該系統(tǒng)使用的管道主要有：主冷卻劑管道、波動管線和噴淋管線、輔助系統(tǒng)中的1 級管道以及與主冷卻系統(tǒng)相連的小徑管（直徑25.4mm）。 （1）主冷卻劑管道選用含少量鐵素體（5%15%）的奧氏體- 鐵素體雙相不銹鋼（如 Z3 CN 20- 09M），以避免單相奧氏體不銹鋼的應力腐

7、蝕。其鐵素體含量通過成分配比調整；鋼管制造工藝目前采用離心澆鑄工藝生產，今后將有可能采用鍛制工藝生產。 （2）與主冷卻系統(tǒng)相連的小徑管與主冷卻系統(tǒng)相連的小徑管要求具有耐酸性介質的腐蝕性，通常采用奧氏體不銹鋼：不含 Mo18- 10 型（Z2 CN 19.10）；含 Mo 的 17- 12 型（Z3CND 17.12）；時效硬化不銹鋼。 （3）蒸汽發(fā)生器傳熱管蒸汽發(fā)生器傳熱管要求兼顧強韌性和耐應力腐蝕能力。目前多采用鎳基合金 Inconel690、In-conel600。（4）核蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)管道核蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)管道（NSSS和 BNI）主要采用碳素鋼/碳錳鋼，如 P280GH、TU

8、E250B、TU42C、TU48C等。2先進壓水堆管道2.1核島蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)用核2、3級無縫鋼管根據(jù)國家二代加核電機組CPR1000建設的需要，按法國壓水堆核島機械設備設計和建造規(guī)則簡稱RCC-M材料規(guī)范研制的核島蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)用核級鋼管P280GH、P265GH、TU42C、TUE250等品種。這里主要介紹P280GH這一型號鋼管。2.1.1 P280GH無縫鋼管的性能特點2.1.1.1 安全性要求核能發(fā)電是通過核反應堆產生的熱能實現(xiàn)發(fā)電的，安全性要求很高,絕不允許發(fā)生蒸汽泄漏。P280GH是RCC-M規(guī)范中規(guī)定了高溫特性的碳素鋼無縫鋼管品種。具有良好的沖擊韌性和焊接性能。在加

9、入特定范圍的Cr,P280GH具有較好的抗流動加速腐蝕FAC性能，被廣泛用于壓水堆核電站主蒸汽系統(tǒng).蒸汽發(fā)生器給水控流.輔助給水系統(tǒng)和汽輪機旁路系統(tǒng)等。在核島部分使用的P280GH通常為核2級無縫鋼管。2.1.1.2 質量要求P280GH無縫鋼管質量特性可以概括為以下幾點：(1) 對S、P的含量要求比一般鋼管嚴格，同時限制As、Sn、Cu、B等殘余元素含量和碳當量(Ceq)，對用于給水控流系統(tǒng)管道的鋼管必須控制Cr含量等。(2) 除了常溫性能要求外!還規(guī)定了高溫性能和低溫沖擊性能，對核2級的管道還有試樣模擬熱處理后的性能和管體性能必須同時滿足技術指標的規(guī)定。(3) 鋼管探傷嚴格按RCC-M規(guī)范

10、進行，除進行縱、橫向探傷(C5當量）外用于主蒸汽系統(tǒng)的鋼管還要進行分層缺陷探傷!因此對鋼質純凈度要求很高。(4) 對鋼管表面質量要求嚴格，要求滲透/磁粉探傷檢驗合格!因此必須采取特殊的表面精整措施。2.1.2 關鍵技術 2.1.2.1 化學成分設計1) 降低P、S含量，提高其高溫拉伸性能和橫向低溫沖擊韌性指標。2) 控制合適的C、Mn含量及最佳的Mn/C范圍，既要保證碳當量滿足產品要求，又要保證鋼管模擬熱處理后的強度指標穩(wěn)定，管體和模擬熱處理試樣拉伸性能同時滿足技術規(guī)范的要求。3) 將殘余元素N作為合金元素加以控制，提高P280GH鋼的低溫沖擊韌性。 2.1.2.2 冶煉工藝針對P280GH鋼

11、的特殊質量要求，設計了“電弧爐（轉爐）+VD真空精煉+連鑄”、“電弧爐（轉爐）+連鑄+電渣重熔”冶煉工藝；針對P280GH低碳錳鋼容易產生包晶反應，而且產品對Al含量有要求，冶煉過程容易增碳，連鑄坯容易產生表面裂紋等問題，通過采取措施，加強初煉鋼水脫氧劑的使用，降低初煉鋼水O含量，提高Al的收得率，避免精煉后期因加Al導致鋼水中Al2O3夾雜物增加，影響鋼質純凈度。采取專門設計的連鑄二冷制度澆鑄工藝和特殊保護渣，防止鑄坯產生裂紋。2.1.2.3 制管工藝設計了鋼錠（連鑄坯）直接軋管和鍛坯斜軋穿孔（包括二次延伸）兩種熱軋管工藝和冷軋管工藝，突破了單一軋管工藝對產品規(guī)格范圍的限制。經過不斷地實踐和

12、改進，已經掌握了熱軋管溫度控制、軋管工具配置、終軋溫度、毛管冷卻速度對產品最終性能的影響規(guī)律以及冷軋工藝控制技術，在生產操作規(guī)程中對熱軋加熱爐各段加熱溫度及加熱時間、工模具質量及潤滑、二次延伸毛管的冷卻速度、冷軋管坯質量要求等作了專門規(guī)定，從而保證P280GH無縫鋼管具有良好的尺寸精度和表面質量。 2.1.2.4 熱處理工藝其技術關鍵是防止加熱過程中產生粗晶和混晶組織。因此，一般情況下，正火工藝是以細化晶粒為目標!選擇較低的正火加熱溫度!提高低溫沖擊韌性；但是對于厚壁管!尤其是有模擬熱處理要求的主蒸汽系統(tǒng)管道用管!為滿足其強度指標模擬熱處理后達到標準要求，除了優(yōu)化成分外，在熱處理時取相對較高的

13、正火溫度，并采用適當?shù)睦鋮s方式，以確保產品模擬熱處理后的強度指標達到技術規(guī)范要求。2.2 壓水堆核電站一回路主管道材料一回路主管道屬于核安全一級部件，尺寸大、運行條件苛刻(約300°C、16 MPa的含磷酸、硼酸高溫高壓水)，對材料性能要求極高，除要求有良好的綜合力學性能(足夠的強度、高的塑性和韌性)外，還要求耐高溫高壓水腐蝕，具有良好的抗疲勞性能、易加工性和焊接性能等。擁有-雙相組織的鑄造奧氏體不銹鋼(約5%20%鐵素體相以島狀分布在奧氏體基體上一CASS)能很好的滿足上述性能，廣泛用于核電站一回路主管道。 目前世界上半數(shù)以上的核電站是按法國核島設備設計和建造委員會(AFCEN)制

14、定的RCCM壓水堆機械設備設計和建造規(guī)則制造的，我國正在建造的和今后相當一部分核電站也都按這個規(guī)范建造。RCC-M壓水堆機械設備設計和建造規(guī)則是一部國際上公認的最為安全的核電設備制造規(guī)范，按RCC-M制造的核電設備迄今為止沒有發(fā)生過重大的安全事故，且設備故障率最低。RCC-M規(guī)范中的牌號Z3CN20.09M不銹鋼屬于低碳奧氏體鐵素體型不銹鋼。RCC-M規(guī)范要求Z3CN20.09M鐵素體含量范圍1220，最理想值為1518，其值可依據(jù)Shaeffler圖通過改變材料成分實現(xiàn)調控。2.2.1 一回路主管道制備工藝壓水堆一回路主管道可以采用鍛造或鑄造制造工藝。采用鍛造奧氏體不銹鋼時，主管道組織均勻，

15、力學性能較好；但由于制造工藝的限制，直管段制造長度受限，使主管道焊縫數(shù)量增多，焊接工作量增大，而且由于材料本身特點，在焊接時容易產生焊接缺陷。鑄造工藝可以克服鍛造主管道的缺點在保證主管道力學性能不降低的前期下，采用鑄造奧氏素體一鐵體不銹鋼來替代鍛造奧氏體不銹鋼。鑄造奧氏素體一鐵體不銹鋼具有較好的焊接性能，焊接時不易產生焊接缺陷，且采用離心鑄造可以制造出長度較大的直管，使焊縫數(shù)量減少，這一技術已經成功應用到主管道的生產中。原料經過電弧爐+氬氧爐雙聯(lián)冶煉，調控微合金元素及雜質含量得到成分合格的鋼液，成分調控時要嚴格將C含量降低到0.03%以下，然后進行澆注。彎頭通過砂型靜態(tài)鑄造成型，直管經臥式離心

16、鑄造機成型，成型后的毛坯管件脫模后進行固溶熱處理，目的是減少缺陷、均勻成分及調控鐵素體含量從而提高性能，熱處理工序完成后進行機械加工。直管和彎頭的加工包括內圓和外圓的加工，機加工設備主要包括大型的車床、鏜床及工裝。對直管和彎頭的機加工關鍵在于制定合理的加工工藝，并配套相應的設備。2.3 EPR核電站常規(guī)島主蒸汽和主給水管道的選材隨著我國第三代核電技術 EPR 的引進，作為其常規(guī)島最主要的兩大管道，主蒸汽和主給水管道所用鋼管對材質的技術要求也隨之增高，這些管道都是在高溫、高壓條件下工作的大口徑厚壁管。2.3.1 管道選材的要求在選材時不需考慮管道的抗高溫強度和抗蠕變性能，但要注意以下兩個因素的影

17、響:1） 耐流體加速腐蝕（FAC）性能。在核電管道設計階段，為了防止 FAC 的發(fā)生，主給水管道應盡量選用有一定量鉻元素的管材，使其對 FAC 不敏感。2） 滿足使用壽命。因為 EPR 主蒸汽管道的設計溫度為 311，高壓給水管道及其輔助管道的最高設計溫度為261，只要選取材料的蠕變溫度高于這個設計溫度，在運行中就不會因為時間的積累產生蠕變，可以達到滿足 60 年壽期的技術要求；在選取該類管道材料設計溫度下的許用應力時，可以選擇與時間無關的強度指標，即設計溫度下鋼材的屈服強度和抗拉強度，以保證管道的壽命與核電站設計壽期一致。2.3.2 管道材料的選擇主蒸汽管道（VPU）的作用是將來自蒸汽發(fā)生器

18、（SG）的主蒸汽送入汽輪機（GPV）和汽水分離再熱器（GSS），設計壓力 99 bar，設計溫度 311。使用的材料是 WB36CN1或者A106B 碳鋼管道。WB36CN1 在設計上滿足 EPR 機組管道耐流體加速腐蝕（FAC）的性能要求。WB36CN1 鋼是德國曼內斯曼公司企業(yè)標準中的一個鋼種，是在碳錳鋼基礎上添加 Ni2Cu2Mo 合金發(fā)展起來的。特點是強度高，使用溫度為 400，也可用作管壁溫度達 500的高溫管道，目前國內核電站主要使用的是 WB36CN1 進口管材，已在成都無縫鋼管廠及武漢重工鍛造公司實現(xiàn)了國產化WB36CN1 鋼管，目前已供應嶺澳二期核電站使用。2.3.3 主給水

19、管道材料主給水管道的功能是將來自主給水泵的主給水通過高壓加熱器后送入蒸汽發(fā)生器。EPR 設計中，4臺主給水泵出口有一個 DN1000 的聯(lián)箱，兩列高壓加熱器出口也有一個 DN1000 的聯(lián)箱，在材料選取上，ALSTOM 推薦分段選取，即 APA 泵出口處到高加進口處的管道使用 ASTM A335 P91，從高加出口處到與核島接口處使用 ASTM A335 P11；目前CPR1000 和 AP1000 在主給水管道選材上沒有進行分段選取，而且 CPR1000 的主給水管道與主蒸汽使用相同的材料WB36CN1，AP1000推薦采用A106B。3 先進輕水堆3.1 AP1000主管道我國引進的美國西

20、屋公司的AP1000第三代核電技術，由于其設計壽命提高到60年，核電站安全性能指標也大幅度提升，主管道要求采用整體鍛造方法制造，接管嘴要求與主管一體鍛造管道（包括彎管部分）不允許有環(huán)焊縫，其冶煉，澆鑄，鍛造，深孔加工，彎管等工藝都存在較大困難。AP1000主管道在設計上首次采用了整體鍛造316LN大型無縫管，不但設計使用壽命提高到60年，而且由于采用整體鍛造管，不存在焊縫，也大大降低了核電站在役檢查工作量。AP1000主管設計理念的創(chuàng)新，對主管道制造提出更高的要求，下面以主管道熱段為例，分析其特點以及制造難度。如圖2所示AP1000主管道熱段示意圖，這是主管道系統(tǒng)中制造難度最大的部件。其外徑為

21、952mm、內徑778mm。彎曲度角為56.4°，在熱段上只有兩只整體鍛造成形的相對角度為45°的接管嘴。根據(jù)目前超低碳不銹鋼的冶制水平及裝備，許多企業(yè)都能冶煉出成分合格的鋼錠，關鍵問題是如何保證鋼錠的鍛造性能。熱段管的成品重量將近9t，所以鍛造鋼錠一般超過70t，鍛造如此重量的扛鼎我國尚缺乏經驗，而且熱段管上面一同鍛造的接管嘴更加增添了鍛造難度。另外，成功彎制出大直徑、大厚度、帶接管嘴的不銹鋼管，在世界范圍內還未見報道。3.1.1 冶煉技術主管道采用TP316LN鋼管，屬于控氮型超低碳奧氏體不銹鋼，其技術難點如下：1) 超低碳的控制2) 氮的控制技術3) 有害元素的控制（

22、P、S）3.1.2 鍛造技術為保證鍛造壓實效果，AP1000主管道在具有足夠壓力的自由鍛壓機上進行成形。其技術難題如下：1) 鍛造裂紋2) 晶體度控制3) 異型鍛件成型技術4 核電金屬管道的相關技術、專利4.1 管道彎曲工藝目前，在核電管道安裝中大量使用了彎管，這些彎管不僅改善了流體的力學l生能，同時也減少了管道上的焊口數(shù)量，提高了管線運行的可靠性；彎管可根據(jù)技術要求采用冷彎或熱彎工藝，每種工藝又各有幾種方法，彎管的加工一般都在車間進行，生產環(huán)境和精度上有可靠地保證，是工廠化管道生產的發(fā)展趨勢，而合理地選取彎曲工藝和方法是保證彎管質量的關鍵，目前工藝管道彎曲半徑普遍都在3倍公稱直徑以上，管徑愈

23、大，彎曲半徑也愈大，工藝操作難度愈大，所以在選材、彎制、檢查、處理等環(huán)節(jié)上必須嚴格執(zhí)行標準。4.1.1 各種彎曲方法1) 管道冷彎的方法 冷彎有轉動彎曲、頂推彎曲和滾動彎曲3種方法。2) 管道熱彎曲的方法 熱彎有火爐加熱彎曲、中頻和高頻感應加熱彎曲3種方法。4.2 A-T I G焊在核電管道全位置焊接中的應用采用傳統(tǒng)焊接方法焊接的接頭有1530存在焊接缺陷，需要返修。即使采用全自動焊接技術，也難免會產生缺陷。如何改善管道全位置焊接工藝，保證獲得高質量的焊接接頭，一直是管道全位置焊接急需解決的問題。近來，A加G焊接法在工業(yè)生產中得到了重要應用，在相同焊接條件下焊縫熔深可達到傳統(tǒng)TIG焊熔深的2-

24、3倍，對于壁厚12 mill以下的不銹鋼和碳鋼對接焊縫，可以不開坡口，一次焊接完成，并能單面焊雙面成型。對于6 mm厚的不銹鋼管道不開坡口，使用活性劑后可以一次焊透，并且能單面焊接雙面成型。活性焊接法在管道全位置焊接中的應用不僅擴大了活性劑的使用范圍，而且突破了在不開坡口的情況下，管道全位置焊機只能焊接薄壁管的局限性，焊接效率大幅度提升。4.3 Z形跳焊法在核電工程管道中的應用先進行中心四角點固焊（定位焊），可對鈦板進行分割成2個或幾個中心，焊接時，應基本對稱焊接。每個區(qū)域內焊接時應采用Z形跳焊法，如圖2所示。4.4 鋯材在核電站的應用鋯合金的熱中子吸收截面小、導熱率高、機械性能好，又具有良好

25、的加工性能以及同 UO2相容性好，尤其對高溫水、高溫水蒸氣也具有良好的抗蝕性能和足夠的熱強性。因此，被廣泛用做水冷動力堆的包殼材料和堆芯結構材料，成為核電站的重要應用材料。4.4.1 鋯合金包殼管在核電站的重要性核反應堆是利用核裂變過程中所釋放出來的巨大能量，通過核電設備最終轉化成電能。由于在反應過程中存在大量的輻射，具有很大的危害性，因此，核安全就成為發(fā)展核電工業(yè)所必須解決的首要任務。在核電設計中，核安全的首道防線就是核燃料的包覆材料包殼管，由它擔負著防止核燃料泄漏的重要任務，要求在整個使用過程中不能發(fā)生破損，造成放射性外逸。在眾多候選材料中，鋯合金以其優(yōu)異的核性能，成為核燃料包殼管的首選材

26、料，并獲得了令人滿意的使用效果。隨著核反應堆技術朝著提高燃料燃耗，反應堆熱效率和安全可靠性，以及降低燃料循環(huán)成本方向發(fā)展，對鋯合金包殼材料的性能提出了更高的要求，包括腐蝕性能、吸氫性能、力學性能和輻照尺寸穩(wěn)定性等。為此，人們在提高鋯合金性能方面進行了大量的研究工作，開發(fā)了一些新鋯合金。4.4.2 鋯材在核電站中的應用如 Zr- 2 合金適于作沸水堆結構材料，加拿大道格拉斯點反應堆的高壓管和瑞士盧森斯堆的高壓管均采用該合金等；Zr- 4 合金適于作壓水堆和重水堆的結構材料，美國卡羅萊納維爾吉尼亞堆的高壓管、加拿大研制的重水堆中燃料束擋板和格架采用的是 Zr- 4 合金。4.5 相關專利及行業(yè)標準

27、5 國內外知名企業(yè)5.1 國內知名企業(yè)中國一重：中國第一重型機械股份公司是國內最大的核電鍛件生產企業(yè)，90%以上的國產核電鍛件，80%以上的國產核反應堆壓力容器由公司生產。在核電產品研制方面占領市場制高點。2010年，核能設備已成為公司主要產品之一，所占比重達到16.46%。二重重裝：二重集團(德陽)重型裝備股份有限公司。公司已取得核島鍛件“全域”通行證，公司陸續(xù)攻克了CPR1000核島蒸汽發(fā)生器管板，水室封頭，反應堆壓力容器整體封頭，接管筒體等所有核級鍛件的關鍵制造技術，已成為國內當前最具整體突破核級鍛件成套供貨的重要企業(yè)之一，已經完成了300噸到600噸大型鋼錠系列鋼錠模的研究，設計和制造

28、，形成了二重重裝大型鋼錠系列，核電蒸發(fā)器，管板鍛件實現(xiàn)了批量制造，產品質量性能指標達到了國際領先水平，二代加核電管板產品的合格率穩(wěn)定在80%以上，在行業(yè)中處于領先地位，已經實現(xiàn)了蒸發(fā)器錐形筒體中筒節(jié)，下筒節(jié)等鍛件的大批量生產，掌握了冶煉，鍛造，熱處理和彎管等制造技術，并成功鍛制了全球首支AP1000核電主管道。上海電氣：上海電氣集團股份有限公司。公司是核電堆內構件，控制棒驅動機構目前國內唯一的生產制造商，并已成為國內核電核島設備產業(yè)鏈最完整的供應商。公司已擁有了300MW等級核電常規(guī)島設備，600MW等級核電常規(guī)島設備，1000MW等級核電常規(guī)島設備，高溫氣冷堆實驗堆和其他新堆型等主要設備的能

29、力，并分別在秦山核電站一期，秦山核電站二期，嶺澳核電站等投入運行。公司計劃至2012年，核電常規(guī)島主設備及核島主設備均實現(xiàn)年產能4-6臺套。2010年公司第三代核電AP1000獲得重大突破，已簽署桃花江4臺機組核電供貨訂單。截止2010年末，公司核電核島設備在手訂單已突破190億元，產品覆蓋了所有中國市場在建核電項目。臺?，斉瑺枺簾熍_臺?，斉瑺柡穗娫O備股份有限公司（THM）是煙臺市臺海集團有限公司于2006年12月15日創(chuàng)建的專業(yè)致力于百萬千瓦級壓水堆核電廠一回路主管道的生產企業(yè)，同時提供各種類型復雜鑄件，大中小型鍛件及鍛坯，離心管，管坯，電渣重熔與真空自耗鋼錠，特種合金等。是目前全球唯一一家同時具備二代和三代核電主管道生產能力的制造企業(yè)。三洲川化：四川三洲川化機核能設備制造有限公司。門類齊全，先進配套的制造、檢測設備更是產品質量的有力保證。多年來，三洲核能始終關注著行業(yè)領域的技術進步與創(chuàng)新，不斷加強設備的改進和配套，保證了技術設備的持續(xù)領先。公司擁有主要生產設備187臺（套），其中高、精設備43臺（套），三洲核能確保品質服務。吉林