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不銹鋼在核電中的應用
日期：2024-07-25 00:24
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摘要：
不銹鋼在核電中的應用
對用于堆內設備和再循環(huán)系配管的不銹鋼，進(jìn)行材料和制造方法的選定時(shí)，應特別注意如何抑制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起因于敏化作用。其后一直采用降低了碳含量的低碳不銹鋼，以防止這種敏化型裂紋的產(chǎn)生。但對于要求強度的構件，為彌補因碳含量下降造成的強度低下，開(kāi)發(fā)了加入0.1%N的原子能用不銹鋼SUS316NG和SUS304NG。
近年，在BWR的低碳不銹鋼制的核反應堆芯護罩及再循環(huán)系配管上確認了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，且因焊接和表面強加工存在的拉伸殘余應力引發(fā)的非敏化型SCC。因此，對反應堆內設備在制造階段的不銹鋼材的斷面收縮率和硬度變化強化了管理，對用砂輪機磨削的表面強加工部位進(jìn)行了研磨等表面精加工，并在發(fā)生焊接殘余應力部位，采用拉伸殘余應力降低技術(shù)(包括將配管內側的焊接部進(jìn)行應力壓縮化的高頻加熱應力改善法和利用表面噴丸處理的殘余應力減低法)。*近，以減少原來(lái)將不銹鋼軋制板彎曲、焊接制的反應堆芯護罩焊接線(xiàn)為目標，也采用了鍛造加工護罩;而且，為從環(huán)境方面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(guān)點(diǎn)，為將59Co吸收中子而生成的60Co限制到*小限度，須對使用不銹鋼的原材料中混入的Co(鈷)雜質(zhì)進(jìn)行嚴格的限制。
在反應堆內設備和再循環(huán)系統配管以外的設備，如閥門(mén)軸桿、各種泵的葉輪(轉子)、軸等，使用了高強度、耐磨性?xún)?yōu)良的SUS403、SUS431等馬氏體系不銹鋼和SCS1等鑄鋼;而且，在要求高強度、耐磨性的部件上，使用了沉淀強化型不銹鋼SUS630。另外，游離水分分離加熱器導熱管使用了導熱系數高、且耐熱性也優(yōu)良的SUS410Ti等鐵素體系不銹鋼。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(dòng)助長(cháng)腐蝕(FAC)的部位，則一直使用低合金鋼和奧氏體系不銹鋼。
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