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如何识别核级不锈钢管和非核级不锈钢管的外观

国内外核电厂和核动力舰船的核反应堆主要为高温(280～350℃，高压(800℃)～185补迟尘、1补迟尘=101325辫补)水是工作介质的压水堆和沸水堆。由于这些核反应堆对结构材料的特殊要求，即核稳定性高；感应放射性低；中子吸收截面小。因此，与核反应堆工作介质接触一回路系统的设备、部件和不锈钢管道均采用铬镍奥氏体不锈钢管和少量具有奥氏体组织的高镍耐蚀合金。据统计，一个100万千瓦的大型压水堆核电厂需要2000多吨不锈钢板、棒、管道和蒸发器，但不包括低合金高强度钢压力壳内的大量铬镍奥氏体不锈钢管，以承受核反应堆内的高压。人们常说核反应堆是用不锈钢管堆起来的，一点也不夸张。

由于铬镍奥氏体不锈钢管具有面心立方体结构的奥氏体组织，即使在堆内高中子的通量作用下，也不会有脆化的风险，因此具有较高的核稳定性；由于铬镍奥氏体不锈钢管具有优异的耐腐蚀性和严格控制其化学成分、杂质和高表面光洁度，这些不锈钢管在核反应堆长期运行过程中的腐蚀释放率也很低，放射性较小；由于核反应堆中不锈钢管中所含的钴、硼等元素的严格控制，核反应堆中使用的不锈钢管也具有中子吸收截面较小的条件。