核反应堆焊缝的应力腐蚀开裂研究

Understanding Stress Corrosion Cracking of Welds in Nuclear Reactors

水冷核反应堆的老化及对能源需求的增加很可能会提高结构材料的工作强度和这些材料在核电站的失效敏感性。图1示出了压水反应堆（PWR）示意图和压水反应堆核电站示意图。不同的结构材料应用在核电站压水反应堆组（PWRs）的初次和二次边上。由于镍基合金材料比不锈钢具有更好的抗氯性，同时又具有与低合金钢相似的热膨胀系数，因此反应堆上常采用镍基合金。