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316L不锈钢管制的核反应

发布时间:2019-9-29 17:43:17

316L不锈钢管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)。近期,以减少原来将不锈钢轧制板弯曲、焊接制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。

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