我国新建核电站用不锈钢管质量要求
安全特性： 目前，韩国在建和在建的第二代核电站以加压轻水堆为主，核型设施符合RCC系列规范，采用RCC-M加压轻水堆。机械设备设计与施工规范。新建的AP1000第三代核电站符合美国ASME核规范要求，采用ASMEBPVC核设施构件建造规范。用于制造核电站管道系统和设备的无缝钢管可分为碳钢/碳锰钢/低合金钢、铬钼钢、不锈钢和镍基合金四大类。核电站的各种管道系统使用不同材质和核安全等级的不锈钢管。核安全等级1、2、3、非核材料等，其质量等级对应RCC-M代码Q1、Q2、Q3、QNC等级和ASMEBPVCIII代码A、B、C、D，以及生产质量保证要求符合相关规定核一、二、三类产品的制造活动也必须由国家核安全局申报、报送和监督。
不锈钢管材料特性及选材要求
由于核电站核岛上的一回路系统必须含有放射性物质，因此管道材料的选择必须考虑运行条件、冷却介质、材料老化等因素。例如，输出堆芯热量的核蒸汽系统的主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的超厚耐压管道，蒸汽发生器是核电一级关键设施。目前，第三代核电站采用奥氏体-铁素体双相不锈钢离心铸造管，而第三代核电站AP1000采用超低碳氮控不锈钢整体锻造方法制造，技术上冷却难度很大。水相关一回路管道系统采用无钼18-10型、含钼17-12型时间硬化奥氏体不锈钢管，蒸汽发生器传热管一般为镍基，要求韧性强，耐应力腐蚀使用Inconel1600和Inconel690合金管，TUE250B、TU42C、P280GH（TU48C）、A106BP11Gr6等碳钢/碳锰钢管常用于核蒸汽系统和核辅助系统管道（NSSS和BNI）。常规管道二回路管道系统主要输送蒸汽和水，不存在整个系统输送介质的温度和压力参数低于和高于同一火电机组的温度和压力参数的问题。力量。温度蠕变因此，现有岛上二回路管道系统的钢管采用碳/碳锰钢。但是，由于管道系统携带恒定湿度的饱和蒸汽，存在“流动加速腐蚀（FAC）”问题，间接影响了整个工厂的安全。对于有FAC（Fluid Accelerated Corrosion）的管道材料，应选用能抑制FAC现象的Cr控碳/锰钢，如控铬20钢、控铬A106/API5LB等。 -对于蒸汽湿度高的高压缸排气管路高压加热器的抽汽管，直接选用Cr含量高的合金钢管，如A355P11、P22等，用于抗“FAC”和疲劳，304L不锈钢管使用。表1和表2是韩国、美国和法国常用的核电管用钢种比较表。
