陝西不鏽鋼管在核電裝置應(yīng)用特性

對(duì)用於反應(yīng)堆內(nèi)設(shè)備和再循環(huán)係統(tǒng)配管的材料，除要求力學(xué)性能、焊接性和加工性之外，還要有對(duì)使用環(huán)境的耐蝕性。特彆是因在堆芯周邊受到中子和γ射線的輻射，故須考慮材料特性隨時(shí)間的變化及耐蝕性的變化。堆內(nèi)設(shè)備用材主要為316係和304係低碳奧氏體不鏽鋼，對(duì)設(shè)備形狀和材料強(qiáng)度無(wú)特殊要求時(shí)，一直使用熱軋材；對(duì)複雜形狀部件則一直使用SCS19A、SCS16A等奧氏體係不鏽鑄鋼。另外，對(duì)螺栓和銷(xiāo)子等要求強(qiáng)度的部件，一直使用固溶強(qiáng)化型不鏽鋼GXM1等。配管一般使用無(wú)縫不鏽鋼管，管臺(tái)等特殊形狀的配管部位一直使用鍛鋼件。即使在堆內(nèi)設(shè)備和再循環(huán)係配管以外的設(shè)備中，使用材料也要求具備同樣的特性。
    對(duì)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(shí)，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(duì)於要求強(qiáng)度的構(gòu)件，為彌補(bǔ)因碳含量下降造成的強(qiáng)度低下，開(kāi)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(qiáng)加工存在的拉伸殘餘應(yīng)力引發(fā)的非敏化型SCC。因此，對(duì)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(qiáng)化了管理，對(duì)用砂輪機(jī)磨削的表麵強(qiáng)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(lái)將不鏽鋼軋製板彎曲、焊接製造的反應(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(diǎn)，為將59Co吸收中子而生成的60Co限製到*小限度，須對(duì)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(mén)軸桿、各種泵的葉輪(轉(zhuǎn)子)、軸等，使用了高強(qiáng)度、耐磨性?xún)?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(qiáng)度、耐磨性的部件上，使用了沉澱強(qiáng)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(dòng)助長(zhǎng)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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