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1、核电金属管道1.1 第三代核电技术21.2核电用管管综述21.2.1核电管道要求和选材32先进压水堆管道32.1核岛蒸汽系统和核辅助系统用核2、3级无缝钢管32.1.1 P280GH无缝钢管的性能特点32.1.1.1 安全性要求32.1.1.2 质量要求42.1.2 关键技术42.1.2.1 化学成分设计42.1.2.2 冶炼工艺42.1.2.3 制管工艺42.1.2.4 热处理工艺52.2 压水堆核电站一回路主管道材料52.2.1 一回路主管道制备工艺62.3 EPR核电站常规岛主蒸汽和主给水管道的选材62.3.1 管道选材的要求72.3.2 管道材料的选择72.3.3 主给水管道材料73
2、先进轻水堆73.1 AP1000主管道73.1.1 冶炼技术83.1.2 锻造技术84 核电金属管道的相关技术、专利94.1 管道弯曲工艺94.1.1 各种弯曲方法94.2 A-T I G焊在核电管道全位置焊接中的应用94.3 Z形跳焊法在核电工程管道中的应用94.4 锆材在核电站的应用104.4.1 锆合金包壳管在核电站的重要性104.4.2 锆材在核电站中的应用104.5 相关专利115 国内外知名企业135.1 国内知名企业135.2 国外知名企业151.1 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
3、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。1.2.1核电管道要求和选材对于主蒸汽、主给
4、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：ASTM A335P22；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、2
5、0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
6、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 Z3 CN 20- 09M），以避免单相奥氏体不锈钢的应力腐
7、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（Z2 CN 19.10）；含 Mo 的 17- 12 型（Z3CND 17.12）；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、TU
8、E250B、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。2.1.1 P280GH无缝钢管的性能特点2.1.1.1 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
9、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。2.1.1.2 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
10、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 2.1.2.1 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。 2.1.2.2 冶炼工艺针对P280GH钢
11、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。2.1.2.3 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
12、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。 2.1.2.4 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
13、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300C、16 MPa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-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RCCM
14、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1220，最理想值为1518，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
15、；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，
16、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。直管和弯头的加工包括内圆和外圆的加工，机加工设备主要包括大型的车床、镗床及工装。对直管和弯头的机加工关键在于制定合理的加工工艺，并配套相应的设备。2.3 EPR核电站常规岛主蒸汽和主给水管道的选材随着我国第三代核电技术 EPR 的引进，作为其常规岛最主要的两大管道，主蒸汽和主给水管道所用钢管对材质的技术要求也随之增高，这些管道都是在高温、高压条件下工作的大口径厚壁管。2.3.1 管道选材的要求在选材时不需考虑管道的抗高温强度和抗蠕变性能，但要注意以下两个因素的影响:1） 耐
17、流体加速腐蚀（FAC）性能。在核电管道设计阶段，为了防止 FAC 的发生，主给水管道应尽量选用有一定量铬元素的管材，使其对 FAC 不敏感。2） 满足使用寿命。因为 EPR 主蒸汽管道的设计温度为 311，高压给水管道及其辅助管道的最高设计温度为261，只要选取材料的蠕变温度高于这个设计温度，在运行中就不会因为时间的积累产生蠕变，可以达到满足 60 年寿期的技术要求；在选取该类管道材料设计温度下的许用应力时，可以选择与时间无关的强度指标，即设计温度下钢材的屈服强度和抗拉强度，以保证管道的寿命与核电站设计寿期一致。2.3.2 管道材料的选择主蒸汽管道（VPU）的作用是将来自蒸汽发生器（SG）的主
18、蒸汽送入汽轮机（GPV）和汽水分离再热器（GSS），设计压力 99 bar，设计温度 311。使用的材料是 WB36CN1或者A106B 碳钢管道。WB36CN1 在设计上满足 EPR 机组管道耐流体加速腐蚀（FAC）的性能要求。WB36CN1 钢是德国曼内斯曼公司企业标准中的一个钢种，是在碳锰钢基础上添加 Ni2Cu2Mo 合金发展起来的。特点是强度高，使用温度为 400，也可用作管壁温度达 500的高温管道，目前国内核电站主要使用的是 WB36CN1 进口管材，已在成都无缝钢管厂及武汉重工锻造公司实现了国产化WB36CN1 钢管，目前已供应岭澳二期核电站使用。2.3.3 主给水管道材料主给
19、水管道的功能是将来自主给水泵的主给水通过高压加热器后送入蒸汽发生器。EPR 设计中，4台主给水泵出口有一个 DN1000 的联箱，两列高压加热器出口也有一个 DN1000 的联箱，在材料选取上，ALSTOM 推荐分段选取，即 APA 泵出口处到高加进口处的管道使用 ASTM A335 P91，从高加出口处到与核岛接口处使用 ASTM A335 P11；目前CPR1000 和 AP1000 在主给水管道选材上没有进行分段选取，而且 CPR1000 的主给水管道与主蒸汽使用相同的材料WB36CN1，AP1000推荐采用A106B。3 先进轻水堆3.1 AP1000主管道我国引进的美国西屋公司的AP
20、1000第三代核电技术，由于其设计寿命提高到60年，核电站安全性能指标也大幅度提升，主管道要求采用整体锻造方法制造，接管嘴要求与主管一体锻造管道（包括弯管部分）不允许有环焊缝，其冶炼，浇铸，锻造，深孔加工，弯管等工艺都存在较大困难。AP1000主管道在设计上首次采用了整体锻造316LN大型无缝管，不但设计使用寿命提高到60年，而且由于采用整体锻造管，不存在焊缝，也大大降低了核电站在役检查工作量。AP1000主管设计理念的创新，对主管道制造提出更高的要求，下面以主管道热段为例，分析其特点以及制造难度。如图2所示AP1000主管道热段示意图，这是主管道系统中制造难度最大的部件。其外径为952mm、
21、内径778mm。弯曲度角为56.4，在热段上只有两只整体锻造成形的相对角度为45的接管嘴。根据目前超低碳不锈钢的冶制水平及装备，许多企业都能冶炼出成分合格的钢锭，关键问题是如何保证钢锭的锻造性能。热段管的成品重量将近9t，所以锻造钢锭一般超过70t，锻造如此重量的扛鼎我国尚缺乏经验，而且热段管上面一同锻造的接管嘴更加增添了锻造难度。另外，成功弯制出大直径、大厚度、带接管嘴的不锈钢管，在世界范围内还未见报道。3.1.1 冶炼技术主管道采用TP316LN钢管，属于控氮型超低碳奥氏体不锈钢，其技术难点如下：1) 超低碳的控制2) 氮的控制技术3) 有害元素的控制（P、S）3.1.2 锻造技术为保证锻
22、造压实效果，AP1000主管道在具有足够压力的自由锻压机上进行成形。其技术难题如下：1) 锻造裂纹2) 晶体度控制3) 异型锻件成型技术4 核电金属管道的相关技术、专利4.1 管道弯曲工艺目前，在核电管道安装中大量使用了弯管，这些弯管不仅改善了流体的力学l生能，同时也减少了管道上的焊口数量，提高了管线运行的可靠性；弯管可根据技术要求采用冷弯或热弯工艺，每种工艺又各有几种方法，弯管的加工一般都在车间进行，生产环境和精度上有可靠地保证，是工厂化管道生产的发展趋势，而合理地选取弯曲工艺和方法是保证弯管质量的关键，目前工艺管道弯曲半径普遍都在3倍公称直径以上，管径愈大，弯曲半径也愈大，工艺操作难度愈大
23、，所以在选材、弯制、检查、处理等环节上必须严格执行标准。4.1.1 各种弯曲方法1) 管道冷弯的方法 冷弯有转动弯曲、顶推弯曲和滚动弯曲3种方法。2) 管道热弯曲的方法 热弯有火炉加热弯曲、中频和高频感应加热弯曲3种方法。4.2 A-T I G焊在核电管道全位置焊接中的应用采用传统焊接方法焊接的接头有1530存在焊接缺陷，需要返修。即使采用全自动焊接技术，也难免会产生缺陷。如何改善管道全位置焊接工艺，保证获得高质量的焊接接头，一直是管道全位置焊接急需解决的问题。近来，A加G焊接法在工业生产中得到了重要应用，在相同焊接条件下焊缝熔深可达到传统TIG焊熔深的2-3倍，对于壁厚12 mill以下的不
24、锈钢和碳钢对接焊缝，可以不开坡口，一次焊接完成，并能单面焊双面成型。对于6 mm厚的不锈钢管道不开坡口，使用活性剂后可以一次焊透，并且能单面焊接双面成型。活性焊接法在管道全位置焊接中的应用不仅扩大了活性剂的使用范围，而且突破了在不开坡口的情况下，管道全位置焊机只能焊接薄壁管的局限性，焊接效率大幅度提升。4.3 Z形跳焊法在核电工程管道中的应用先进行中心四角点固焊（定位焊），可对钛板进行分割成2个或几个中心，焊接时，应基本对称焊接。每个区域内焊接时应采用Z形跳焊法，如图2所示。4.4 锆材在核电站的应用锆合金的热中子吸收截面小、导热率高、机械性能好，又具有良好的加工性能以及同 UO2相容性好，尤
25、其对高温水、高温水蒸气也具有良好的抗蚀性能和足够的热强性。因此，被广泛用做水冷动力堆的包壳材料和堆芯结构材料，成为核电站的重要应用材料。4.4.1 锆合金包壳管在核电站的重要性核反应堆是利用核裂变过程中所释放出来的巨大能量，通过核电设备最终转化成电能。由于在反应过程中存在大量的辐射，具有很大的危害性，因此，核安全就成为发展核电工业所必须解决的首要任务。在核电设计中，核安全的首道防线就是核燃料的包覆材料包壳管，由它担负着防止核燃料泄漏的重要任务，要求在整个使用过程中不能发生破损，造成放射性外逸。在众多候选材料中，锆合金以其优异的核性能，成为核燃料包壳管的首选材料，并获得了令人满意的使用效果。随着
26、核反应堆技术朝着提高燃料燃耗，反应堆热效率和安全可靠性，以及降低燃料循环成本方向发展，对锆合金包壳材料的性能提出了更高的要求，包括腐蚀性能、吸氢性能、力学性能和辐照尺寸稳定性等。为此，人们在提高锆合金性能方面进行了大量的研究工作，开发了一些新锆合金。4.4.2 锆材在核电站中的应用如 Zr- 2 合金适于作沸水堆结构材料，加拿大道格拉斯点反应堆的高压管和瑞士卢森斯堆的高压管均采用该合金等；Zr- 4 合金适于作压水堆和重水堆的结构材料，美国卡罗莱纳维尔吉尼亚堆的高压管、加拿大研制的重水堆中燃料束挡板和格架采用的是 Zr- 4 合金。4.5 相关专利及行业标准5 国内外知名企业5.1 国内知名企
27、业中国一重：中国第一重型机械股份公司是国内最大的核电锻件生产企业，90%以上的国产核电锻件，80%以上的国产核反应堆压力容器由公司生产。在核电产品研制方面占领市场制高点。2010年，核能设备已成为公司主要产品之一，所占比重达到16.46%。二重重装：二重集团(德阳)重型装备股份有限公司。公司已取得核岛锻件“全域”通行证，公司陆续攻克了CPR1000核岛蒸汽发生器管板，水室封头，反应堆压力容器整体封头，接管筒体等所有核级锻件的关键制造技术，已成为国内当前最具整体突破核级锻件成套供货的重要企业之一，已经完成了300吨到600吨大型钢锭系列钢锭模的研究，设计和制造，形成了二重重装大型钢锭系列，核电蒸
28、发器，管板锻件实现了批量制造，产品质量性能指标达到了国际领先水平，二代加核电管板产品的合格率稳定在80%以上，在行业中处于领先地位，已经实现了蒸发器锥形筒体中筒节，下筒节等锻件的大批量生产，掌握了冶炼，锻造，热处理和弯管等制造技术，并成功锻制了全球首支AP1000核电主管道。上海电气：上海电气集团股份有限公司。公司是核电堆内构件，控制棒驱动机构目前国内唯一的生产制造商，并已成为国内核电核岛设备产业链最完整的供应商。公司已拥有了300MW等级核电常规岛设备，600MW等级核电常规岛设备，1000MW等级核电常规岛设备，高温气冷堆实验堆和其他新堆型等主要设备的能力，并分别在秦山核电站一期，秦山核电
29、站二期，岭澳核电站等投入运行。公司计划至2012年，核电常规岛主设备及核岛主设备均实现年产能4-6台套。2010年公司第三代核电AP1000获得重大突破，已签署桃花江4台机组核电供货订单。截止2010年末，公司核电核岛设备在手订单已突破190亿元，产品覆盖了所有中国市场在建核电项目。台海玛努尔：烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司（THM）是烟台市台海集团有限公司于2006年12月15日创建的专业致力于百万千瓦级压水堆核电厂一回路主管道的生产企业，同时提供各种类型复杂铸件，大中小型锻件及锻坯，离心管，管坯，电渣重熔与真空自耗钢锭，特种合金等。是目前全球唯一一家同时具备二代和三代核电主管道生产能力
30、的制造企业。三洲川化：四川三洲川化机核能设备制造有限公司。门类齐全，先进配套的制造、检测设备更是产品质量的有力保证。多年来，三洲核能始终关注着行业领域的技术进步与创新，不断加强设备的改进和配套，保证了技术设备的持续领先。公司拥有主要生产设备187台（套），其中高、精设备43台（套），三洲核能确保品质服务。吉林中意核管道：吉林中意核管道制造有限公司。公司经吉林省人民政府批准，中意合资民营企业，主要从事国际第三代压水堆核电站AP1000主管道热段、冷段和波动管及配件等民用核电设备的研发和制造。渤海船舶重工：渤海船舶重工有限责任公司（简称渤船重工），是中国船舶重工股份有限公司所属骨干企业之一。是我国
31、集造船、修船、钢结构加工、冶金设备和大型水电、核电设备制造为一体的大型现代企业和国家级重大技术装备国产化研制基地。5.2 国外知名企业意大利IBF公司：成立于1979年，主要集中于管道制造，石油天然气、原油、核电管道设施。随着产品线的丰富，切割和原材料加工工艺的不断改进，逐渐成为市场的主导企业。美国TIOGA：Tioga是具有核电设备高质量生产资质的一家公司，也是最老的核能管道设备的供应商。德国VALLOUREC & MANNESMANN(德国曼内斯曼) TUBES： is a world leader in the production of seamless hot rolled stee
32、l tubes for all applications. The companys eight European tube mills (4 in France and 4 in Germany) and production sites in Brazil and the USA use state-of-the-art production processes, and their combined capacity of up to 3 million tonnes covers the worlds largest range of dimensions for seamless steel tubes. 美国威曼高登、日本住友：都是P91的主要供应商。（P91 是为了适应火电的飞速发展，研制出的适用于超临界、超超临界四大管道的新型合金钢种，P91 钢在不预热条件下焊接裂纹达 100%，在预热150以上焊接，才可以避免裂纹的产生，工艺的复杂性对 P91 在核电的广泛应用需要一定时间。在相同压力参数下，P91相比P11可以减小主给水管的厚度，进而减小管系支吊架的重量，有利于管道的膨胀和收缩，利于释放附加应力）
