不锈钢在原子能发电站的应用

　　原子能发电站对于无石油资源的H本来讲，是重要能源，在日本各地已建成大约40多座，以适应工业高度成长期的电力需要。近年来，发生过运行事故和对事故处理不当的事件。还有拟定新建场地，受到当地居民的反对，造成建设计划大幅度地推迟和拖延。作为轻水(慢化式)核反应堆，有加压水型核反应堆(PWR)和沸腾水型核反应堆(BWR)两种。无论哪一种，反应堆内芯容器，一次冷却装置等都大世地使用不锈钢厚钢板以及不锈钢钢管。这些装置，都是美国重型电机公司WH(WestinghouseElectfic：PWR)．GE(GeneralElectric：BWR)所开发，由日本重型电机公司进行技术引进后，再设计开发。1979年美国的斯里迈尔的原子能发电设备发生了事故，对所使用材料进行综合全面的检查。当初是使用具有代表性的不锈钢厚钢板SUS304(18Cr一8Ni)制造的。但是，反应堆内芯部使用材料第一系列的含钻(Co)量是按规则执行(设定基准是依据中子照射的标准)的。

　　事故原因是由中子照射状态下引起应力腐蚀裂纹(LASCC)所致。对此经调查研究，将反应堆芯部和容器所用钢种改为SUS316L(18Cr一12Ni一2Mo—LC)。当然，在质量管理体制上．也进行重点整顿。当初对重型电机制造厂拟定关于《质量管理手册》，接受认可方可制造，即便是像垫块那样一块板的小零件，也要电力公司和重型电机制造厂共同参加检查。其后ASME(美国机械工程师协会)制定了关于原子能(核能)制造质量保证方面的文件。在1975年日本重型电机制造厂以及钢铁企业共同提出申请，获取了检查证书和钢印(材料N钢印)。

　　最近取得IS09001质量保证系统的企业逐渐增多。比这个更严格的质量保证体制，在30多年以前就已经确立了。生产不锈钢厚板的工厂，从很早以前就认真执行质量保证体制。反应堆内芯容器和管板，都使用极厚板。由于反应堆内芯部容器大型化，在日本过去使用过最大板厚为250mm的不锈钢极厚板。近年来，作为能源政策，计划建设20座左右原子能发电站。因为待建设发电站附近居民反对以及电力公司事故原因，使计划暂时搁置起来。下一代原子能(核能)的高速增殖反应堆(F'BR)的“文珠”反应堆内芯部容器，1次、2次冷却装置以及其他设备，几乎所有部位都使用不锈钢建造。因为发生事故，现在处于停止状态。目前，高速增殖反应堆计划的进行仍处于不确定的状态。

　　在核能方面所使用的不锈钢的不锈钢化的重点：

　　(1)耐腐蚀性(在中子照射状态下，因应力腐蚀而断裂：IAs．CC)而取得安全性；

　　(2)清洁性(冷却水使用纯水)。

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