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不锈钢板在核电装置中的应用
应特别注意如何抑制应力腐蚀裂纹和减少辐射的影响。 力学性能、焊接性、耐蚀性和加工性是对用于反应堆内设备和再循环系统配管的材料的要求。特别是因在堆芯周边受到中子和γ射线的辐射，不锈钢堆内设备和再循环系配管中进行材料和制造方法的选定时。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443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。
上世纪70年代，bwrsus443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原子能用不锈钢sus316ng和sus443ng
