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核反应堆用特殊不锈钢管工艺性能要求
发布者:不锈钢管厂(www.marketstreat.com) 发布时间:2021/7/5 阅读:57

  日本的发电用核反应堆,在1998年已经运转了52台,但因为其主体是轻水冷却的沸腾水型反应堆和加压水型反应堆(PWR、23台),而且两者都处理高温水,所以利用奥氏体系不锈钢管和镍合金管的耐腐蚀性,用于制造反应堆内构造物、配管和各种机器。因为对水质的管理很严格,所以虽然对于不锈钢管来说是严酷的环境,但实用反应堆过去曾出现过应力腐蚀性断裂这种现象,而且这个问题的解决是不锈钢的最大课题。现在,从材料和施工两方面采取对策,这个问题几乎得到了解决。

1. 中子吸收不锈钢

  在日本,有关核能的研究开发是从1955年成立的财团法人原子力研究所开始的,而且为了获得日本独自的数据,还进行了有关材料的研究。作为耐腐蚀性之外的不锈钢的材料作为炉心用时,要求尽量减少热中子吸收断面积大的元素;在美国,1955年规定了对AISI347不锈钢中的钽含量加以限制的AISI348钢,而且1957年规定了对钴和钽加以限制的AISI349钢。钴从镍原料中、钽从添加到347钢的铌原料中引入,而且因为不锈钢管中一般包含的锰的热中子吸收断面积很大,所以在日本国内由川畑(1960年)和渡边等(1962年)试验了对锰的限制。因为锰是与钢中的硫相结合生成硫化锰,所以对于提高热加工性来说是必要元素;但低锰不锈钢,通过添加钛或锆、对硫加以固定,由此改善了热加工性。但是,因为不锈钢比锆合金的热中子吸收断面积大,所以不能作为发电用轻水炉的燃料被覆管材料。


2.含硼不锈钢管

  因为控制材料使用的是添加了中子吸收断面积非常大的硼的不锈钢管,所以在日本国内也进行了研制。只是,据三好等(1958年)的研究,如果硼的添加量变较多时,热加工性会有所退化,但如果硼的添加量不超过2%,则可以制造。此外,还进行了为改善热加工性的研究。西间(1962年)研究了在18Cr-15Ni中添加了不超过2.35%B的钢的各种性质,如果添加硼,就会生成(Fe、Cr)2B,热加工性和韧性就会退化;但通过添加钛,这种现象就会得到改善。

  其后,对含硼的不锈钢管并没有特别的研究,但进入1980年以后,由于核能发电所的增设和使用完的核燃料的再处理能力不足,使用完的核燃料的产生量有所增加,所以为了提高使用完核燃料储藏池的填充率,要求由中子吸收断面积大、可以薄壁化的含硼不锈钢管代替304不锈钢管。含硼不锈钢管作为使用完核燃料的运输和储藏材料,因为使用了用板材和含硼不锈钢制造的四角管,所以进行了板、带材的制造研究。因为硼含有量高时,会生成铁和沸腾的低熔点共晶,对热加工性会起到阻碍作用,所以特别进行了带材的热加工性的改善研究,其结果是可以制造以SUS304L不锈钢为基本成分、硼含量为0.5%~0.7%的不锈钢带。现在日本国内正在制造含1.3%B的管不锈钢。

  而且,如果添加1%左右的硼,晶间腐蚀的敏感性就会有所提高,即使把碳减少到0.004%,敏感性也不能完全消失;但是若在750~850℃下进行热处理,敏感性会有所下降,而且据泊里等(1984年)的试验,证明了钼的添加对于防止晶间腐蚀很有效。

 
 

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