核电金属管道
核电金属材料手册
核电金属材料手册引言：核能作为清洁、高效的能源形式，在国际上被广泛应用和发展。
核电站作为核能的主要利用形式，其结构及材料的安全和可靠性显得尤为重要。
本手册将详细介绍核电站中常用的金属材料，包括钢材、铜材以及其他多种辅助材料，以期为核电工程师提供参考。
一、钢材1.不锈钢：不锈钢是一种重要的结构材料，其具有良好的耐腐蚀性和机械性能，同时还有较好的加工性能。
在核电站中，不锈钢常用于制作反应堆容器、反应堆压力容器等关键部件。
2.碳钢：碳钢是一种常用的结构材料，由于其较低的成本和较好的机械性能，在核电站中也得到广泛应用。
碳钢适用于制作建筑结构、泵和风机设备等。
3.低合金钢：低合金钢是一种优质的结构钢材，在核电站中也被广泛使用。
低合金钢具有较高的强度和韧性，能够满足核电站在高温和高压环境下的使用要求。
二、铜材铜是一种重要的导电材料，在核电站中常用于制作输电线路、电缆和电气设备等。
铜具有优良的导电性和热传导性，能够满足核电站对电气设备的高要求。
三、其他辅助材料1.铝合金：铝合金是一种轻质高强度的金属材料，广泛应用于核电站中的非结构部件。
铝合金具有良好的耐腐蚀性和机械性能，在核电站中用于制作散热器、管道以及其他辅助设备。
2.镍基合金：镍基合金是一种耐高温、耐腐蚀的材料，具有超强的抗氧化和耐热性能，被广泛应用于核电站的高温部件中，如燃料管、燃料棒和燃气环等。
3.铝材料：铝是一种常用的结构材料，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。
在核电站中，铝材料常用于制作反应堆的外壳、密封部件和其他结构件。
总结：核电站中的金属材料在保证反应堆的安全和可靠运行方面起到了重要作用。
本手册介绍了核电站中常用的金属材料，包括钢材、铜材以及其他辅助材料。
这些材料具有一定的特点和适用范围，在核电工程师进行材料选择和设计时提供了重要参考。
在未来的核电发展中，还需要不断研发新型的金属材料，以满足核能的不断创新和发展需求。
核电安装管道物项的控制与管理
核电安装管道物项的控制与管理崔海忠，潘国祥，李金萍，刘文先，杨祥金（中国核工业二三建设有限公司红沿河项目部，辽宁 大连 116300）摘要：核岛安装工程涉及材料种类繁多、消耗量大、经济成本较高，同一种材料应用广泛，又分布在核岛的多个厂房，且预制和安装活动贯穿于核岛安装过程的始终，因此，如何控制材料的发放数量正确、质量符合需求并实现可追溯性，避免错用、误用而引发质量事故，对于保证核电站安全稳定运行十分重要，所以要求在材料发放的各个环节必须严格控制和管理。
关键词：核岛安装；管道安装；物项管控；质量控制1 物项发放的控制要求管道物项在发放过程中应严格参照图纸或上游技术文件中的LRCM和数量， 不得错发、多发、漏发。
根据预制单位的不同，到货地点也有所不同，在到货数量不满足要求时，应核实各预制单位的到货总量，根据实际情况进行相互返运。
材料替代：一是上游文件已指明的替代材料，如用LRCM90替代所有图纸中的LRCM89；二是为了满足优先系统水压试验进度,根据上游文件指定少数短缺材料可被替代，图纸中的非标部件LRCM2981，依据其材质和级别需要用LRCM为2165圆钢进行加工，由于2165材料短缺，因此针对此张图纸可用LRCM为2172高级别材料替代加工。
2 管道物项的质量控制物项是否满足使用需求是制约着企业生产能力的发挥的一个重要因素。
物项到货开箱检验过程中，物项验收人员除依照箱单对物项的标识以及数量进行核实，并对其外观进行检查外，还需要对上游文件和图纸的核实，以判断到货物项是否符合使用需求。
在到货物项不符合上游程序要求时及时开启不符合项报告，主要表现在以下两个方面：（1）到货物项与设计要求或施工图纸存在差异，不满足施工需求，如NCRZN232GEN30938描述，柴油机半联管节01844988按照图纸要求应为外螺纹，实际到货为内螺纹，与图纸描述不符。
此类NCR 的处理结果一般为重新供货。
（2）到货材料性能正确，满足施工要求，但是标识错误，与上游文件不一致。
核电WB36CN1大口径厚壁管的焊接
核电WB36CN1大口径厚壁管的焊接摘要：根据现场焊接经验、实验数据、技术资料对WB36CN1材质管道的焊接从焊接性、工艺评定、焊工考核、焊前准备、焊接工艺等方面进行分析与探讨。
关键词：WB36CN1钢；工艺评定；焊工考试；焊接材料；焊接工艺概述在广西防城港核电厂1、2号机组常规岛安装工程中，常规岛主蒸汽管道是从蒸汽发生器来的三根主蒸汽管线在常规岛内导入主蒸汽联箱，从主蒸汽联箱引出四根管道（规格φ660×22.2)与汽轮机四个主汽阀相连接，另外还有两根母管分别引入凝汽器的两侧，与这两根旁路母管连接的还有通向除氧器的供汽、通向蒸汽转换系统的加热蒸汽、通向汽水分离再热器的新蒸汽管线和通向凝汽器的14条蒸汽旁路排放管线。
主管道材质为。
1.WB36CN1钢的性能分析1.1.WB36CN1钢是德国瓦卢瑞克·曼内斯曼企业标准号，在DIN标准中称之为15NiCuMoNb5，WB36 CN1钢在空淬热处理后为贝氏体-铁素体组织，属于铜-镍-钼低合金钢，该钢加入了Cu用以提高回火的强度，但是铜元素具有赤热脆性，因此加入了比Cu多50%的Ni，不但消除了赤热脆性，还进一步提高了强度，尤其是加入少量的钼后，这种效果更好。
1.2.WB36CN1钢的焊接性主要体现在两方面：裂纹敏性和焊接热影响区的力学性能。
在过去40年中，WB36CN1钢在精炼等方面进展显著，使得其焊接性得到较大改善，尤其是焊接热影响区冷裂纹敏感性大大降低，粗晶区韧性大幅度提高，高效率、大线能量焊接工艺得以应用。
其化学成分如下：化学成分表2.焊接工艺评定焊接工艺评定是为验证焊接工艺参数的正确性进行的试验过程，是指导焊接作业指导书编制的支撑性文件。
在WB36CN1钢管焊接之前，我项目部进行了WB36CN1的焊接工艺评定工作。
评定时采用的焊接工艺方案内容如下（WB36CN1，φ406.4×22.2mm）：2.1.坡口型式：V型，对口间隙：2~4mm2.2.预热温度/方式：100~200℃，电阻加热，持续控温；2.3.保护气体：氩气，纯度≥99.99%，流量：8~12L/min；2.4.层间温度：100~300℃，脱氢处理：300~350℃，保温2h；2.5.热处理工艺：580~620℃，保温时间：2h，焊后升降温度：,280℃/h；2.6.热处理采用电阻加热法，热电偶测温，电脑温控仪控制，自动记录温度曲线。
核电项目管道施工图现场二次设计工作分析
核电项目管道施工图现场二次设计工作分析核电项目管道施工图二次设计作为现场设计工作的重要环节，其成果文件是作为管道预制、安装的直接依据文件进行使用。
因此二次设计工作质量对预制、安装工作具有很大影响。
本文通过对核电项目工艺管道专业施工图纸现场二次设计工作内容的介绍，提出了在图纸设计过程中的典型问题，并对其解决方案进行了分析，希望对后续核电项目工艺管道二次设计工作起到一定的借鉴作用。
标签：工艺管道；施工图；二次设计前言施工图现场二次设计是核电项目建设过程中的一项关键工作，对核电站内的管道、风管、支架、托盘等的预制加工活动有着重要的指导作用，是现场施工单位开展安装工作的正式依据文件。
因此，二次设计文件的出版进度和质量就成为各项工作前的关键控制点。
本文就核电项目管道专业二次设计工作进行分析，总结二次设计管理控制过程中的注意事项。
1、工艺管道现场二次设计工作内容核电项目工艺管道施工图二次设计工作主要包括管道预制（以下简称VFP）和管道安装（以下简称VFC）两个阶段的图纸二次设计。
VFP状态图纸主要用于管道预制。
因上游设计方的设计理念及出图方式并不完全适用于现场安装条件或管理要求，因此就需要安装单位在施工前对图纸进行必要核对和完善，并转化为可以直接指导施工的文件。
可见，该阶段工作主要是两方面，一是对原有设计信息的核实和完善，二是增加和转化施工管理过程需要的详细信息。
对原有设计信息的核实和完善主要包括以下方面：核对图中的现场焊、车间焊是否与焊缝表中的信息一致，增加、删除或改变焊口编号；核对图中是否有介质流向标示；核对图中标高与尺寸标注，总尺寸和分尺寸之和是否一致；核对图中现场调整焊是否正确，若有调整段符号无调整长度；核对支架功能表中支架功能是否正确；按照《标准支吊架手册》，核实所给部件的选用是否正确；同时关注槽钢、角钢等型钢的国产化替代，与原设计材料所配套使用的腹板的规格也应有所不同；添加该阶段产生的设计变更到图纸中。
核电站海水管道腐蚀防护
核电站海水管道腐蚀防护
核电站海水管道腐蚀防护是核电站运行中非常重要的一环。
由于海水中含有大量的盐分，海水管道的金属部件容易受到腐蚀，从而影响管道的正常运行。
为了保证核电站的海水管道能够长期有效运行，必须采取一系列的腐蚀防护措施。
首先是选择合适的材料，如不锈钢、镍基合金等，这些材料具有良好的耐腐蚀性能，能够在海水环境中长时间使用。
其次是涂层防护。
通过给海水管道的金属部件涂上一层特殊的防腐涂层，可以有效阻隔海水对金属的腐蚀，延长管道的使用寿命。
常用的涂层材料有环氧树脂、聚氨酯等。
还可以在海水管道中加入防腐剂。
防腐剂能够在管道内形成一层保护膜，隔绝海水与金属的接触，起到防腐蚀的作用。
常用的防腐剂有化学品、石油类溶剂等。
还可以定期检查和维护海水管道。
定期检查管道的腐蚀情况，及时修补和更换受损的管道部件，防止腐蚀继续扩展。
还需定期清洗管道内的沉积物和杂质，保证海水的流通畅通。
要加强对核电站运行人员的培训和操控监督。
只有全面提高运行人员的防腐意识，加强对海水管道腐蚀防护的重视，才能确保核电站海水管道的安全运行。
核电站海水管道腐蚀防护是保证核电站稳定运行的重要环节。
通过选择合适的材料、涂层防护、防腐剂的使用、定期检查维护以及运行人员的培训和监督，可以有效保护海水管道免受腐蚀，确保核电站的正常运行。
核电站管道及设备保温材料分析
Science &Technology Vision科技视界0前言为减少设备、管道及其附件向周围散热,在其外表面采取的包裹措施称保温;为减少环境中的热量传入低温设备和管道内部,防止低温设备和管道外壁表面凝露,在其外的包裹措施称为保冷。
为了保证系统的正常和良好运作,核电站内管道和设备采取了保温措施。
本文将从以下几个方面对已建和第三代核电站保温材料进行比较分析。
1保温结构种类及其使用范围在国内已建核电站中,主要采用了4种不同的保温结构:即永久性保温,应用于不需作役前或定期在役检查的管道和设备上,其外壳采用不锈钢板或铝板,内填充玻璃纤维保温瓦,采用自攻螺钉将外壳固定在保温瓦上;单壁可拆卸,应用于不需要作在役检查、仅需定期检修的设备和管件上,其外壳采用不锈钢或铝板,内填充带金属丝网的玻璃棉纤维,用与外壳相同的刺钉固定;单壁半可拆,该结构仅适用于冷保温,因冷保温中防水密封层拆卸后不能重复使用,只有外壳可再用,因此称作“半可拆”保温,对于核岛厂房内保温材料采用带金属丝网的玻璃棉纤维,外壳用不锈钢,核岛厂房外的外壳采用铝板;双壁可拆,用于需作在役检查的设备和管道上,其内、外壁为不锈钢板,内外壁之间填充玻璃棉纤维。
而第三代核电站仅采用了两种保温结构:即永久性保温,用于不需作役前或定期在役检查的管道和设备上,其外壳为不锈钢板,里面填充相应的保温材料;另一种为双壁可拆卸,用于需作在役检查的设备和管道上内、外为不锈钢板,其内外壁之间没有填充物。
两类核电站保温设计的共同点是对于有在役检查要求的阀门、人孔等部件所采用的保温,两类电站均采用双壁可拆卸结构,没有在役检查要求的管道则采用了永久保温结构。
2保温外壳的应用保温外壳材质与管道和设备所处的位置有关,安全壳内管道和设备保温外壳均采用的是不锈钢板,而安全壳外的保温外壳则为铝板。
保温外壳的厚度取决于管道的公称直径,已建核电站中永久保温结构,位于安全壳内的保温,不论管径,外壳采用0.6mm 不锈钢板,位于安全壳外的保温外壳选用铝板,若DN≤200mm,厚度为0.6mm,若DN>200mm,厚度为0.8mm;对于可拆卸保温结构,无论保温位于安全壳内还是安全壳外,均采用外壁厚度为0.6mm,内壁厚度为0.4mm 的不锈钢板。
kbg金属管规格及型号
kbg金属管规格及型号KBG金属管是一种常用于建筑、制造和工业领域的管材。
它具有多种规格和型号，以适应不同的应用需求。
以下是一些常见的KBG金属管规格及型号的介绍。
1. 规格：外径为25mm，内径为20mm，壁厚为2.5mm的KBG金属管型号：KBG-25-20-2.5这种金属管适用于一些较小的管道系统，如家庭自来水管道、天然气管道等。
它的外径和内径尺寸适中，壁厚适度，可以满足一般家庭使用的需求。
2. 规格：外径为50mm，内径为45mm，壁厚为2.5mm的KBG金属管型号：KBG-50-45-2.5这种金属管适用于一些中等规模的管道系统，如商业建筑的供水管道、通风管道等。
它的外径较大，内径较小，壁厚适度，可以满足一般商业建筑的需求。
3. 规格：外径为100mm，内径为95mm，壁厚为2.5mm的KBG金属管型号：KBG-100-95-2.5这种金属管适用于一些大型的管道系统，如工厂的输送管道、工业设备的冷却管道等。
它的外径和内径较大，壁厚适度，可以满足一般工业需求。
4. 规格：外径为150mm，内径为145mm，壁厚为2.5mm的KBG 金属管型号：KBG-150-145-2.5这种金属管适用于一些特殊的管道系统，如化工厂的腐蚀性介质输送管道、核电厂的冷却管道等。
它的外径和内径较大，壁厚适度，可以满足一些特殊工业需求。
KBG金属管规格及型号的选择应根据具体的使用需求来确定。
需要考虑的因素包括管道系统的用途、工作环境的特殊要求、流体的性质等。
根据这些因素，选择合适的规格和型号的KBG金属管，可以确保管道系统的安全运行和长期稳定性。
KBG金属管规格及型号的选择是一个重要的工程决策，需要根据具体情况进行综合考虑。
合理选择适用的规格和型号，可以为工程项目提供可靠的管道解决方案。
浅析核电厂给水排水管道布置设计及施工技术
·技术与应用·浅析核电厂给水排水管道布置设计及施工技术■张长安中国核工业二三建设有限公司 北京 101300摘 要：我国当今城市化进程的发展不断加速，给水排水成为城市建设过程当中一项的极具基础性的工程。
给水排水管道的布置牵涉到方方面面，其中选用的材料是新型金属制管道，能够在建设管道过程当中减少压力的力度，保证管道的正常使用，提高了使用寿命，确保核电站能够为居民提供正常的生活用水，保证排水系统能够有效的运行，本文就将对给水排水管道的布置设计和施工进行分析，以提高给水排水管道的利用效率。
关键词：核电厂；给水排水管道；布置设计和施工技术引言我国的社会建设系统当中给排水工程是一项非常重要的基础工程，能够为居民提供正常的用水，核电厂当中给水排水管道的正常运转是为社会居民提供用水的保障，同时也为核电厂发挥效能提供支撑。
一旦核电厂给水排水管道出现故障，那么就会导致整个社会居民生活用水难以得到保障，因此,在实际的管道设计和施工的过程当中，必须要保证给水排水管道的正常使用，同时对可能遇到的一系列管道故障问题进行分析和研究，及时处理可能会影响积水排水管道正常运作的因素，并且制定合理化的改革方案，为给水排水工程的顺利实施进行保证，在进行改革之前，工作人员也要具有相应的专业知识和相应的技能，在进行修补的过程当中以沉着冷静的态度、高度的责任心，解决当前所出现的问题，及时的解决处理问题，做出充分的心理建设和应对。
1.给水排水管道布置的设计需要在整个核电厂给排水管道布置设计和施工的过程当中，需要按照标准进行下达到每一位工作人员，然后按照实际情况，设定工程计划，筹备相应的施工材料尽可能的满足合格核电厂给排水管道达标的要求。
同时在符合标准的情况之下进行管道布置的设计，设计这一过程成为给排水管道设计的主要内容，这一点更要按照相关的标准和严格的数据进行确切的分析之后才能够进行施工的工作，其中有四个方面需要加强要求：（1）核电厂给排水管道设计的首要要求就是要以严格的施工标准进行设计验收，做到有法可依，执法必严，制定相关的法律法规规范和电厂及排水管道的设计，为所提供集水的居民提供良好的服务。
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核电金属管道1.2核电用管管综述 (2) (3)2先进压水堆管道 (3)2.1核岛蒸汽系统和核辅助系统用核2、3级无缝钢管 (3)2.1.1P280GH无缝钢管的性能特点 (3)安全性要求 (3)质量要求 (4)2.1.2关键技术 (4)化学成分设计 (4)冶炼工艺 (4)制管工艺 (4)热处理工艺 (5)2.2压水堆核电站一回路主管道材料 (5)2.2.1一回路主管道制备工艺 (6)2.3EPR核电站常规岛主蒸汽和主给水管道的选材 (6)2.3.1管道选材的要求 (7)2.3.2管道材料的选择 (7)2.3.3主给水管道材料 (7)3先进轻水堆 (7)3.1AP1000主管道 (7)3.1.1冶炼技术 (8)3.1.2锻造技术 (8)4核电金属管道的相关技术、专利 (9)4.1管道弯曲工艺 (9)4.1.1各种弯曲方法 (9)4.2A-TIG焊在核电管道全位置焊接中的应用 (9)4.3Z形跳焊法在核电工程管道中的应用 (9)4.4锆材在核电站的应用 (10)4.4.1锆合金包壳管在核电站的重要性 (10)4.4.2锆材在核电站中的应用 (10)4.5相关专利 (11)5国内外知名企业 (13)5.1国内知名企业 (13)5.2国外知名企业 (15)1.1第三代核电技术1.2核电用管管综述核反应堆使用的是带有辐射性的核燃料，一旦发生核泄漏，会严重恶化该区域的生态环境，因此核电站对核岛的安全要求最高。
核电站使用的管材，其安全等级分为核级和非核级；核级材料又分为核一级、核二级和核三级。
此外，在生产制造过程中也有严格质保要求。
通常，核岛一回路管道为核级材料，其中用于一回路冷却系统的所有承压边界设备和管道均属核一级材料，部分蒸汽输送管道为核二级和核三级材料；常规岛的二回路系统管道均为非核级材料。
核电站主管道（如下图）是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大型厚壁管道，是核电蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是核电站的一级关键部件之一。
它的重要性不言而喻，其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢，国外也称双相不锈钢，此类材料综合性能优异。
对于主蒸汽、主给水管道可以考虑常规岛主蒸汽、主给水管道材料的选用与核岛侧主蒸汽、主给水管道保持一致，从而避免现场异种钢之间的焊接问题，但核岛侧主蒸汽管道材料（主蒸汽管道A106C，主给水管道P11）多为国外生产，国内厂家产品质量不易保证；或考虑全部国内采购重点考察其他核电项目应用过的材料如WB36CN1。
对于长期受湿蒸汽冲刷腐蚀的管道，考虑压水堆核电厂湿蒸汽对管道的冲刷腐蚀较为严重，宜采用低合金管材或碳钢管材；对于一些重要的湿蒸汽介质管道（如抽汽管道）考虑采用进口低合金管材，如：ASTMA335P22；对于经常处于备用状态或小管径湿蒸汽介质管道，考虑采用国产低合金管材或碳钢管材，如：12Cr2MoG、20钢等；对于过热蒸汽介质管道，如低压缸第一级抽汽为过热蒸汽，但蒸汽温度不高，低于200℃，此种管道，考虑采用国产优质碳素结构钢，如20钢。
对于稳定流动的水介质管道（如凝结水系统管道、常规岛闭式冷却水系统管道等），该类管道考虑到流动加速腐蚀因素，按管道的使用频率选用国产20（控Cr）钢或20钢。
对于疏水管道（加热器疏水管、热力系统管道疏水、排污管等），易出现汽水两相流，从而受到冲刷、腐蚀。
选用原则为：调节阀或疏水阀前管道选用国产20（控Cr）钢或20钢，调节阀后或疏水阀后选用国产不锈钢管材，如国产TP304L。
对于气体管道，常规岛气体系统包括压缩空气系统、氮气系统、氢气系统、二氧化碳系统，可根据使用条件选用优质碳素结构钢或不锈钢，可选用20钢或国产TP304L等。
对于油管道如汽轮发电机润滑油系统、发电机氢密封油系统、各辅助机械润滑油系统等，可根据使用条件选择国产优质碳素结构钢或不锈钢，如：20钢、TP304L 等。
一回路管道系统属于反应堆冷却剂压力边界的一部分，管道的服役条件复杂，对钢管材质的性能要求也各不相同。
该系统使用的管道主要有：主冷却剂管道、波动管线和喷淋管线、辅助系统中的1级管道以及与主冷却系统相连的小径管（直径≤25.4mm）。
（1）主冷却剂管道选用含少量铁素体（5%～15%）的奥氏体-铁素体双相不锈钢（如Z3CN20-09M），以避免单相奥氏体不锈钢的应力腐蚀。
其铁素体含量通过成分配比调整；钢管制造工艺目前采用离心浇铸工艺生产，今后将有可能采用锻制工艺生产。
（2）与主冷却系统相连的小径管与主冷却系统相连的小径管要求具有耐酸性介质的腐蚀性，通常采用奥氏体不锈钢：不含Mo18-10型（Z2CN19.10）；含Mo的17-12型（Z3CND17.12）；时效硬化不锈钢。
（3）蒸汽发生器传热管蒸汽发生器传热管要求兼顾强韧性和耐应力腐蚀能力。
目前多采用镍基合金Inconel690、In-conel600。
（4）核蒸汽系统和核辅助系统管道核蒸汽系统和核辅助系统管道（NSSS和BNI）主要采用碳素钢/碳锰钢，如P280GH、TUE250B、TU42C、TU48C等。
2先进压水堆管道2.1核岛蒸汽系统和核辅助系统用核2、3级无缝钢管根据国家二代加核电机组CPR1000建设的需要，按法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》简称RCC-M材料规范研制的核岛蒸汽系统和核辅助系统用核级钢管P280GH、P265GH、TU42C、TUE250等品种。
这里主要介绍P280GH这一型号钢管。
2.1.1P280GH无缝钢管的性能特点安全性要求核能发电是通过核反应堆产生的热能实现发电的，安全性要求很高,绝不允许发生蒸汽泄漏。
P280GH是RCC-M规范中规定了高温特性的碳素钢无缝钢管品种。
具有良好的冲击韧性和焊接性能。
在加入特定范围的Cr,P280GH具有较好的抗流动加速腐蚀FAC性能，被广泛用于压水堆核电站主蒸汽系统.蒸汽发生器给水控流.辅助给水系统和汽轮机旁路系统等。
在核岛部分使用的P280GH通常为核2级无缝钢管。
质量要求P280GH无缝钢管质量特性可以概括为以下几点：(1)对S、P的含量要求比一般钢管严格，同时限制As、Sn、Cu、B等残余元素含量和碳当量(Ceq)，对用于给水控流系统管道的钢管必须控制Cr含量等。
(2)除了常温性能要求外!还规定了高温性能和低温冲击性能，对核2级的管道还有试样模拟热处理后的性能和管体性能必须同时满足技术指标的规定。
(3)钢管探伤严格按RCC-M规范进行，除进行纵、横向探伤(C5当量）外用于主蒸汽系统的钢管还要进行分层缺陷探伤!因此对钢质纯净度要求很高。
(4)对钢管表面质量要求严格，要求渗透/磁粉探伤检验合格!因此必须采取特殊的表面精整措施。
2.1.2关键技术化学成分设计1)降低P、S含量，提高其高温拉伸性能和横向低温冲击韧性指标。
2)控制合适的C、Mn含量及最佳的Mn/C范围，既要保证碳当量满足产品要求，又要保证钢管模拟热处理后的强度指标稳定，管体和模拟热处理试样拉伸性能同时满足技术规范的要求。
3)将残余元素N作为合金元素加以控制，提高P280GH钢的低温冲击韧性。
冶炼工艺针对P280GH钢的特殊质量要求，设计了“电弧炉（转炉）+VD真空精炼+连铸”、“电弧炉（转炉）+连铸+电渣重熔”冶炼工艺；针对P280GH低碳锰钢容易产生包晶反应，而且产品对Al 含量有要求，冶炼过程容易增碳，连铸坯容易产生表面裂纹等问题，通过采取措施，加强初炼钢水脱氧剂的使用，降低初炼钢水O含量，提高Al的收得率，避免精炼后期因加Al导致钢水中Al2O3夹杂物增加，影响钢质纯净度。
采取专门设计的连铸二冷制度浇铸工艺和特殊保护渣，防止铸坯产生裂纹。
制管工艺设计了钢锭（连铸坯）直接轧管和锻坯斜轧穿孔（包括二次延伸）两种热轧管工艺和冷轧管工艺，突破了单一轧管工艺对产品规格范围的限制。
经过不断地实践和改进，已经掌握了热轧管温度控制、轧管工具配置、终轧温度、毛管冷却速度对产品最终性能的影响规律以及冷轧工艺控制技术，在生产操作规程中对热轧加热炉各段加热温度及加热时间、工模具质量及润滑、二次延伸毛管的冷却速度、冷轧管坯质量要求等作了专门规定，从而保证P280GH无缝钢管具有良好的尺寸精度和表面质量。
热处理工艺其技术关键是防止加热过程中产生粗晶和混晶组织。
因此，一般情况下，正火工艺是以细化晶粒为目标!选择较低的正火加热温度!提高低温冲击韧性；但是对于厚壁管!尤其是有模拟热处理要求的主蒸汽系统管道用管!为满足其强度指标模拟热处理后达到标准要求，除了优化成分外，在热处理时取相对较高的正火温度，并采用适当的冷却方式，以确保产品模拟热处理后的强度指标达到技术规范要求。
2.2压水堆核电站一回路主管道材料一回路主管道属于核安全一级部件，尺寸大、运行条件苛刻(约300°C、16MPa的含磷酸、硼酸高温高压水)，对材料性能要求极高，除要求有良好的综合力学性能(足够的强度、高的塑性和韧性)外，还要求耐高温高压水腐蚀，具有良好的抗疲劳性能、易加工性和焊接性能等。
拥有α-γ双相组织的铸造奥氏体不锈钢(约5%～20%铁素体相以岛状分布在奥氏体基体上一CASS)能很好的满足上述性能，广泛用于核电站一回路主管道。
目前世界上半数以上的核电站是按法国核岛设备设计和建造委员会(AFCEN)制定的RCC．M《压水堆机械设备设计和建造规则》制造的，我国正在建造的和今后相当一部分核电站也都按这个规范建造。
RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》是一部国际上公认的最为安全的核电设备制造规范，按RCC-M制造的核电设备迄今为止没有发生过重大的安全事故，且设备故障率最低。
RCC-M规范中的牌号Z3CN20.09M不锈钢属于低碳奥氏体—铁素体型不锈钢。
RCC-M规范要求Z3CN20.09M铁素体含量范围12％～20％，最理想值为15％～18％，其值可依据Shaeffler图通过改变材料成分实现调控。
2.2.1一回路主管道制备工艺压水堆一回路主管道可以采用锻造或铸造制造工艺。
采用锻造奥氏体不锈钢时，主管道组织均匀，力学性能较好；但由于制造工艺的限制，直管段制造长度受限，使主管道焊缝数量增多，焊接工作量增大，而且由于材料本身特点，在焊接时容易产生焊接缺陷。
铸造工艺可以克服锻造主管道的缺点在保证主管道力学性能不降低的前期下，采用铸造奥氏素体一铁体不锈钢来替代锻造奥氏体不锈钢。
铸造奥氏素体一铁体不锈钢具有较好的焊接性能，焊接时不易产生焊接缺陷，且采用离心铸造可以制造出长度较大的直管，使焊缝数量减少，这一技术已经成功应用到主管道的生产中。
原料经过电弧炉+氩氧炉双联冶炼，调控微合金元素及杂质含量得到成分合格的钢液，成分调控时要严格将C含量降低到0.03%以下，然后进行浇注。
弯头通过砂型静态铸造成型，直管经卧式离心铸造机成型，成型后的毛坯管件脱模后进行固溶热处理，目的是减少缺陷、均匀成分及调控铁素体含量从而提高性能，热处理工序完成后进行机械加工。