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不鏽鋼在核電中的應(yīng)用
日期：2025-08-15 14:36
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摘要：
不鏽鋼在核電中的應(yīng)用
對用於堆內(nèi)設(shè)備和再循環(huán)係配管的不鏽鋼，進(jìn)行材料和製造方法的選定時，應(yīng)特彆注意如何抑製應(yīng)力腐蝕裂紋和減少輻射的影響。
上世紀(jì)70年代，在BWR的SUS304焊接熱影響部發(fā)生了IGSCC(晶界型應(yīng)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(gòu)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(yīng)堆芯護(hù)罩及再循環(huán)係配管上確認(rèn)了IGSCC的產(chǎn)生。查明這不是敏化型SCC(應(yīng)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(yīng)力引發(fā)的非敏化型SCC。因此，對反應(yīng)堆內(nèi)設(shè)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(jìn)行了研磨等表麵精加工，並在發(fā)生焊接殘餘應(yīng)力部位，采用拉伸殘餘應(yīng)力降低技術(shù)(包括將配管內(nèi)側(cè)的焊接部進(jìn)行應(yīng)力壓縮化的高頻加熱應(yīng)力改善法和利用表麵噴丸處理的殘餘應(yīng)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(yīng)堆芯護(hù)罩焊接線為目標(biāo)，也采用了鍛造加工護(hù)罩;而且，為從環(huán)境方麵緩和反應(yīng)堆用水的腐蝕作用而注入了氫。
從減低設(shè)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(zhì)進(jìn)行嚴(yán)格的限製。
在反應(yīng)堆內(nèi)設(shè)備和再循環(huán)係統(tǒng)配管以外的設(shè)備，如閥門軸桿、各種泵的葉輪(轉(zhuǎn)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(dǎo)熱管使用了導(dǎo)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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