补充资料：核蒸汽发生器材料

核蒸汽发生器材料
steam generator materials for nuclear power plant

　　rials器的洛依蚀性堆等着反汽的使放致严剂的的耐分上o)应Fe)含铬0含定的路水腐蚀。这过多容易控制各依剑钦含量求不系列新研高到耐腐科镍恃殊个回和三过热核蒸汽发生器材料steam generator mat‘for nuelear power plant制造核电站用蒸汽发目材料。常用的有因科镍600、690(镍基)和因科800(铁镍基)合金。它们在高温下具有优良的耐后和高温强度，多用作压水堆、钠冷快堆和高温气兴的蒸汽发生器的传热管。 压水堆压水堆蒸汽发生器的传热管管内流亏应堆一回路冷却水，具有放射性，管外侧是产生露二回路水，工作温度在300oC左右。管材的失效形射性冷却剂泄漏入二回路;如果发生断管事件将与重的核安全事故;管材一回路侧的腐蚀增加了冷肉放射性活化水斌因此压水堆蒸汽发生器对管和腐蚀性能较常规锅炉有更严格的要求，在材料的感则应限制产生长半衰期的核素的含量，例如钻((少于0.2%。 普遍使用的材料是因科镍600(0 Cr巧Ni7{和因科洛依800(00 Cr 20 Ni 32 Fe)。因科镍600(Cr)15.5%、镍(Ni)76.0%，因科洛依8(Cr 21 .0%、Ni 32.5%、铁(Fe)46%，均具有稳单相奥氏体组织。两者在含氯离子和溶解氧的一巨和含OH一根的二回路水中比18一8钢具有更好的碾性能，但仍不能有效防止应力腐蚀断裂事故的发住些合金的耐腐蚀性能与含碳量有关。低含碳量避文的碳化物在晶界析出;硫(S)、磷(P)等杂质成分在晶界偏析，促进裂纹发生，可采用炉外精炼法(P返0.025%，S蕊0.015%)。改进型的因科800降低了碳(C)含量，达到0 .03%以下，在控(Ti)含量的上限为0.6%的前提下，提高Ti与C的比值。压水堆的介质温度比较低，对蠕变强度要高，选用细晶粒组织可提高耐蚀性能。对于因科铸合金，提高Cr的含量有利于形成致密的钝化膜。制的因科镍690含C量上限为0.04%，Cr含量提28一37%，同时降低Ni含量至58%，使该合金的蚀性能优于因科镍600和因科洛依800。此外，因600和690均需要在退火后经700℃10小时左右的热处理，以进一步提高晶界耐蚀性。 钠冷快堆钠冷快中子堆的传热系统分为3路。

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