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不锈钢在核电装置应用特点

不锈钢在核电装置应用特点
对用于反应堆内设备和再循环系统配管的材料，除要求力学性能、焊接性和加工性之外，还要有对使用环境的耐蚀性。特别是因在堆芯周边受到中子和γ射线的辐射，故须考虑材料特性随时间的变化及耐蚀性的变化。堆内设备用材主要为316系和304系低碳奥氏体不锈钢，对设备形状和材料强度无特殊要求时，一直使用热轧材；对复杂形状部件则一直使用SCS19A、SCS16A等奥氏体系不锈铸钢。另外，对螺栓和销子等要求强度的部件，一直使用固溶强化型不锈钢GXM1等。配管一般使用无缝不锈钢管，管台等特殊形状的配管部位一直使用锻钢件。即使在堆内设备和再循环系配管以外的设备中，使用材料也要求具备同样的特性。

对用于堆内设备和再循环系配管的不锈钢，进行材料和制造方法的选定时，应特别注意如何抑制应力腐蚀裂纹和减少辐射的影响。

上世纪70年代，在BWR的SUS304焊接热影响部发生了IGSCC(晶界型应力腐蚀裂纹)。这是因焊接热影响而在晶界析出了Cr的碳化物，伴随形成了沿晶界附近的耐蚀性低的贫Cr层，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锈钢，以防止这种敏化型裂纹的产生。但对于要求强度的构件，为弥补因碳含量下降造成的强度低下，开发了加入0.1%N的原子能用不锈钢SUS316NG和SUS304NG。

近年，在BWR的低碳不锈钢制的核反应堆芯护罩及再循环系配管上确认了IGSCC的产生。查明这不是敏化型SCC(应力腐蚀裂纹)，而是冷加工引起材料硬化，且因焊接和表面强加工存在的拉伸残余应力引发的非敏化型SCC。因此，对反应堆内设备在制造阶段的不锈钢材的断面收缩率和硬度变化强化了管理，对用砂轮机磨削的表面强加工部位进行了研磨等表面精加工，并在发生焊接残余应力部位，采用拉伸残余应力降低技术(包括将配管内侧的焊接部进行应力压缩化的高频加热应力改善法和利用表面喷丸处理的残余应力减低法)。*近，以减少原来将不锈钢轧制板弯曲、焊接制造的反应堆芯护罩焊接线为目标，也采用了锻造加工护罩；而且，为从环境方面缓和反应堆用水的腐蚀作用而注入了氢。

从减低设备遭受辐射的观点，为将59Co吸收中子而生成的60Co限制到*小限度，须对使用不锈钢的原材料中混入的Co(钴)杂质进行严格的限制。

在反应堆内设备和再循环系统配管以外的设备，如阀门轴杆、各种泵的叶轮(转子)、轴等，使用了高强度、耐磨性优良的SUS403、SUS431等马氏体系不锈钢和SCS1等铸钢；而且，在要求高强度、耐磨性的部件上，使用了沉淀强化型不锈钢SUS630。另外，游离水分分离加热器导热管使用了导热系数高、且耐热性也优良的SUS410Ti等铁素体系不锈钢。配管材料虽一直使用碳素钢，但在要求高耐蚀性的部位和可能发生流动助长腐蚀(FAC)的部位，则一直使用低合金钢和奥氏体系不锈钢。
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