国家标准计划《第三代核电站主管道锻件 工艺规范》由 TC74（全国锻压标准化技术委员会）归口 ，主管部门为国家标准委。

主要起草单位 二重集团（德阳）重型装备股份有限公司 、北京机电研究所 、中国核动力研究设计院 、中机生产力促进中心等 。

近年来，为解决能源问题，同时兼顾环境保护，我国核电事业飞速发展。

作为核电站中连接反应堆压力容器、主泵和蒸汽发生器，承担着传输放射性冷却介质的厚壁管道—核电主管道应用范围不断扩大，而与之相配套的技术标准的研究与制定工作严重滞后的问题显得日益突出。

目前我国没有关于核电主管道管坯锻造成形工艺相关的标准，使得核电主管道锻件的设计、生产没有指导性的依据。

对锻件的工艺编制、工艺参数确定、锻前加热温度和保温时间、变形程度、变形设备及原材料准备等方面仍然没有相应的标准规范可以适用。

为解决我国核电主管道锻造生产领域国家标准缺失问题，特制定本标准。

本标准的目的在于能够指导核电站主管道管坯锻造工艺编制，成功锻造出满足工艺尺寸要求和内部质量要求的弯管管坯。

第三代核电站是较二代核电站更安全、更经济的核电站，按照美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR），包括了改革型的能动安全系统核电站和先进型的非能动安全系统核电站。

目前国内主流的第三代核电站有AP1000、ACP1000、ACPR1000以及CAP1400这四种机型。

由于核电站的寿命更长、安全性更高并且发电功率更大，第三代核电站的主管道尺寸很大，形状极为复杂，采用整体超低碳控氮奥氏体不锈钢锻件。

而超低碳控氮奥氏体不锈钢变形抗力大、可锻温度范围窄、裂纹敏感性强，热处理过程无相变，不能通过热处理细化晶粒，晶粒的均匀性和晶粒尺寸必须通过锻造来保证。

所以锻件的内部质量只能靠锻造过程来保证。

本标准的制定，对推动和实现我国三代核电技术的自主化、主设备的国产化以及核电“走出去”均有十分重要的战略意义。

国务院于2017年9月5日发布的《关于开展质量提升行动的指导意见》中明确提出要“加快提升核电等中国装备的质量竞争力”，本标准所涉及的“第三代核电站主管道锻件锻造技术”符合该《指导意见》的要求。

本标准是国家标准化体系建设发展规划（2016-2020年）中重点工程之一：智能制造和装备省级标准化工程，其中明确指出核电装备和锻压工艺为聚焦的重点。

本标准所涉及的“第三代核电站主管道管坯锻件锻造技术”符合《装备制造业标准化和质量提升规划》提出绿色制造标准项目的立项重点，符合国务院印发的《中国制造2025》中全面推行绿色制造、基础材料产业“十三五”发展规划”中“坚持绿色发展，着力改善生态环境”的发展要求。

本标准已列入工信部“2016年绿色制造系统集成项目----核电复杂关键构件全流程绿色制造工艺创新及应用”（项目号：G17002）中，因此，本项目属于重大项目。

本标准规定了编制核电主管道锻造工艺的原则、要求和复核工艺参数等。 本标准适用于第三代核电主管道锻件。 预研情况：2017年3月，在全国锻压标准化技术委员会的组织下，成立了由二重集团（德阳）重型装备股份有限公司、北京机电研究所、中国核动力研究设计院、中机生产力促进中心等单位的技术人员组成的标准工作组。工作组根据多年实践积累的经验和资料，结合了二重集团（德阳）重型装备股份有限公司AP1000、ACPR1000以及CAP1400核电站主管道管坯锻造成形工艺的成果研究，确定了本标准的框架，并于2017年9月完成了标准的草案。