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不鏽鋼在核電中的應用
日期：2025-05-03 02:25
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摘要：
不鏽鋼在核電中的應用
對用於堆內(nèi)設備和再循環(huán)係配管的不鏽鋼，進行材料和製造方法的選定時，應特彆注意如何抑製應力腐蝕裂紋和減少輻射的影響。
上世紀70年代，在BWR的SUS304焊接熱影響部發(fā)生了IGSCC(晶界型應力腐蝕裂紋)。這是因焊接熱影響而在晶界析出了Cr的碳化物，伴隨形成了沿晶界附近的耐蝕性低的貧Cr層，即IGSCC起因於敏化作用。其後一直采用降低了碳含量的低碳不鏽鋼，以防止這種敏化型裂紋的產(chǎn)生。但對於要求強度的構件，為彌補因碳含量下降造成的強度低下，開發(fā)了加入0.1%N的原子能用不鏽鋼SUS316NG和SUS304NG。
近年，在BWR的低碳不鏽鋼製的核反應堆芯護罩及再循環(huán)係配管上確認了IGSCC的產(chǎn)生。查明這不是敏化型SCC(應力腐蝕裂紋)，而是冷加工引起材料硬化，且因焊接和表麵強加工存在的拉伸殘餘應力引發(fā)的非敏化型SCC。因此，對反應堆內(nèi)設備在製造階段的不鏽鋼材的斷麵收縮率和硬度變化強化了管理，對用砂輪機磨削的表麵強加工部位進行了研磨等表麵精加工，並在發(fā)生焊接殘餘應力部位，采用拉伸殘餘應力降低技術(包括將配管內(nèi)側的焊接部進行應力壓縮化的高頻加熱應力改善法和利用表麵噴丸處理的殘餘應力減低法)。*近，以減少原來將不鏽鋼軋製板彎曲、焊接製的反應堆芯護罩焊接線為目標，也采用了鍛造加工護罩;而且，為從環(huán)境方麵緩和反應堆用水的腐蝕作用而注入了氫。
從減低設備遭受輻射的觀點，為將59Co吸收中子而生成的60Co限製到*小限度，須對使用不鏽鋼的原材料中混入的Co(鈷)雜質進行嚴格的限製。
在反應堆內(nèi)設備和再循環(huán)係統(tǒng)配管以外的設備，如閥門軸桿、各種泵的葉輪(轉子)、軸等，使用了高強度、耐磨性優(yōu)良的SUS403、SUS431等馬氏體係不鏽鋼和SCS1等鑄鋼;而且，在要求高強度、耐磨性的部件上，使用了沉澱強化型不鏽鋼SUS630。另外，遊離水分分離加熱器導熱管使用了導熱係數(shù)高、且耐熱性也優(yōu)良的SUS410Ti等鐵素體係不鏽鋼。配管材料雖一直使用碳素鋼，但在要求高耐蝕性的部位和可能發(fā)生流動助長腐蝕(FAC)的部位，則一直使用低合金鋼和奧氏體係不鏽鋼。
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