چگونه از فولاد ضد زنگ در نیروگاه های هسته ای استفاده می شود؟

ژنراتورهای بخار (SGs) در راکتورهای آب تحت فشار (PWR) رابط بین خنک کننده اولیه رادیواکتیو و مدار ثانویه غیر رادیواکتیو هستند. هزاران لوله نازک- - هر کدام معمولاً به قطر خارجی 19 میلی متر با دیواره 1.0 تا 1.1 میلی متر - آب اولیه را در 155 بار و 315 تا 325 درجه در سمت لوله حمل می کنند در حالی که آب ثانویه در سمت پوسته جوشانده می شود تا بخار تولید شود که توربین ها را به حرکت در می آورد. بنابراین، این لوله ها مانع اولیه بین یک مدار رادیواکتیو و یک مدار تمیز هستند.

برای چندین دهه، انتخاب مواد برای این وظیفه یکی از مهم ترین تصمیمات در مهندسی هسته ای بوده است. این راهنما یک تجزیه و تحلیل معتبر-بر اساس شواهد از انتخاب آلیاژ، مکانیسم‌های شکست خوردگی، استانداردهای جهانی و داده‌های واقعی{2}}عملکرد جهانی ارائه می‌کند. این ساختار برای حمایت از مهندسان، متخصصان تدارکات، تنظیم‌کننده‌ها و خوانندگان آگاه ساخته شده است.

آلیاژ 690 تحت عملیات حرارتی (690 TT، UNS N06690) استاندارد جهانی جهانی برای همه لوله‌های جدید ژنراتور بخار PWR از سال 2025 است. صفر مورد تأیید شده ترک خوردگی ناشی از تنش آب اولیه (PWSCC) در لوله‌های آلیاژی 690 TT در طول صدها{6} سال کارکرد مجدد ثبت شده است.

مولدهای بخار، مهم‌ترین-جزء خوردگی در PWR هستند

در یک PWR چهار حلقه‌ای طراحی وستینگهاوس، هر مولد بخار شامل 3400 تا 5600 لوله مجزا با سطح انتقال حرارت ترکیبی تقریباً 4700 تا 5200 متر مربع است. اهمیت اقتصادی و ایمنی این قطعات را می توان با سه واقعیت سنجید:

یک تعویض SG تنها 50 تا 100 میلیون دلار برای مواد و نیروی کار، به علاوه 3 تا 6 ماه قطع در هر واحد هزینه دارد.

یکپارچگی لوله SG یک مانع ایمنی کلیدی است: پارگی لوله ها منجر به نشت اولیه-به-ثانویه خنک کننده بالقوه رادیواکتیو می شود.

عملکرد SG کاهش یافته ناشی از خوردگی{0}} وصل کردن لوله ناشی از خوردگی، خروجی حرارتی راکتور را تقریباً 1 تا 2 درصد به ازای هر 100 لوله وصل شده کاهش می‌دهد و پیامدهای اقتصادی عمده‌ای در طول عمر راکتور 60 ساله دارد.

محیط عملیاتی به طور همزمان از نظر مکانیکی نیازمند، از نظر حرارتی تهاجمی و از نظر شیمیایی متخاصم است. شیمی اولیه آب در pH بالا (10.3-10.5 با LiOH، 7.2-7.6 با افزودن اسید بوریک) و اکسیژن محلول بسیار کم (<5 ppb), yet it remains highly corrosive to iron-based alloys and, critically, to early-generation nickel alloys containing insufficient chromium.

آلیاژ 600 در سرویس ناموفق بود

آلیاژ 600 (Inconel 600، UNS N06600) مواد اولیه لوله انتخابی زمانی بود که PWR های تجاری در دهه های 1960 و 1970 وارد خدمت شدند. این به دلیل ترکیبی از محتوای نیکل بالا، کروم متوسط ​​(~15%)، هدایت حرارتی خوب و دانش ساخت{7}}تثبیت شده انتخاب شد.

مشکل اساسی آلیاژ 600 حساسیت آن به ترک خوردگی تنشی (SCC) در هر دو محیط اولیه و ثانویه است. در دهه 1970، تخریب لوله به عنوان تنها بزرگترین منبع قطعی های برنامه ریزی نشده PWR شناخته شد که منجر به میلیاردها دلار در تولید از دست رفته و صدها جایگزینی زودرس SG در سطح جهان شد.

دو حالت خرابی SCC در لوله آلیاژی 600 SG

PWSCC - ترک خوردگی تنش آب اولیه

PWSCC در سطح اولیه (داخلی) لوله شروع می شود، که توسط ترکیبی از: (الف) هیدروژن محلول در آب اولیه ایجاد یک محیط کاهنده، اما از نظر شیمیایی فعال می شود. (ب) تنش کششی پسماند ناشی از انبساط و خمش لوله در طول ساخت. و (ج) حساسیت ناشی ازآلیاژ 600محتوای کروم کم (~15٪ کروم). ترک به صورت بین دانه‌ای منتشر می‌شود و می‌تواند با نشتی یا در شدیدترین موارد، پارگی ناگهانی باعث شکست لوله شود.

ODSCC - بیرونی-ترک خوردگی فشاری با قطر

ODSCC در سطح ثانویه (پوسته-جانب، بیرون-قطر)، عمدتاً در شکاف‌های ایجاد شده بین لوله‌ها و صفحات پشتیبانی لوله شروع می‌شود. در این شکاف‌ها، شیمی آب ثانویه می‌تواند سولفات‌ها، کلریدها و قلیاها را تا سطوحی چند برابر بیشتر از شیمی حجیم متمرکز کند و شرایط محلی بسیار تهاجمی ایجاد کند.

تا سال 1990، بیش از 60 درصد از واحدهای PWR ایالات متحده نشانه های PWSCC را در لوله های آلیاژی 600 SG گزارش کرده بودند. کارخانه متوسط ​​نیاز به وصل کردن 5 تا 15 درصد لوله‌ها در اواسط عمر دارد که در بدترین موارد بیش از 40 درصد است. منبع: EPRI TR-109321 (1998).

آلیاژ 690 TT اکنون استاندارد جهانی است

راه حل مشکل آلیاژ 600 از نظر متالورژی ظریف و از نظر فنی قطعی بود: میزان کروم را از 15% به 30% افزایش دهید. آلیاژ حاصله - آلیاژ 690 (UNS N06690) - یک فیلم اکسید کروم بسیار پایدارتر و محافظ در سطح لوله در شرایط آب اولیه تشکیل می‌دهد که از جذب هیدروژن و شروع جنین‌های ترک خوردگی استرسی جلوگیری می‌کند.

نام عملیات حرارتی (TT) نشان‌دهنده یک عملیات حرارتی خاص است که پس از ترسیم نهایی اعمال می‌شود: تقریباً ۷۱۵ درجه برای ۵ تا ۱۵ ساعت در یک جو کنترل‌شده. این تیمار کاربیدها را ترجیحاً در مرزهای دانه‌ها در مورفولوژی نیمه پیوسته «رشته‌ای از دانه‌ها» رسوب می‌دهد و از مناطق خالی کاربید{5} (حساسیت) که در غیر این صورت به عنوان محل شروع SCC عمل می‌کنند، جلوگیری می‌کند.

چرا 30 درصد کروم آستانه بحرانی است؟

تحقیقات الکتروشیمیایی (Scott et al., EPRI; Boursier et al., CEA) نشان داده است که محتوای کروم بالاتر از تقریباً 25-28٪ (wt%) برای تشکیل یک فیلم غیرفعال پایدار مبتنی بر Cr2O3{6}} در شرایط آب اولیه PWR که توسط هیدروژن با پتانسیل کم و محیط کمی اسیدی مختل نمی شود، ضروری است. در سطح 29 تا 31 درصد کروم آلیاژ 690 TT، فیلم غیرفعال به اندازه کافی پایدار است تا در برابر نفوذ اکسید و شروع ترک در طیف کاملی از شیمی آب اولیه مجاز توسط مشخصات فنی مقاومت کند.

این آستانه توضیح می دهد که چرا آلیاژ 600 در ~ 15 درصد کروم از کار می افتد، در حالی که آلیاژ 690 در ~30 درصد کروم در 30+ سال کار راکتور شکست نخورده است: این یک مرز کمی است که از نظر متالورژی قابل درک است، نه صرفاً یک همبستگی تجربی.

ترکیبات شیمیایی

جدول زیر ترکیبات شیمیایی کلیدی سه آلیاژ اصلی لوله SG و یک فولاد زنگ نزن آستنیتی مرجع را نشان می دهد. محتوای کروم تنها مهم ترین متغیر برای مقاومت PWSCC است. محتوای نیکل بر پایداری فاز حاکم است. تیمار کربن و کاربید رفتار خوردگی بین دانه ای را تعیین می کند.

جدول 1: ترکیب شیمیایی آلیاژهای لوله ژنراتور بخار PWR و مواد مرجع

منبع:ASTM B163 (مشخصات استاندارد)؛ شرکت فلزات ویژه / برگه های اطلاعات مواد بین المللی هاینس (2023)؛ ASM Handbook جلد. 2 – خواص و انتخاب: آلیاژهای غیر آهنی (نسخه 2020). توجه: استاندارد 304 SS فقط برای مرجع مقایسه ای فهرست شده است - برای کار لوله SG واجد شرایط نیست.

نکته مهم در آلیاژ 800 اصلاح‌شده: نسخه اصلاح‌شده در طراحی VVER و برخی حلقه‌های ثانویه مربوط به CANDU استفاده می‌شود، نسخه اصلاح‌شده دارای محدودیت‌های کربن سخت‌تر و نسبت‌های Al+Ti کنترل‌شده برای بهبود مقاومت در برابر خوردگی بین دانه‌ای و رفتار خزشی است. محتوای نیکل بسیار پایین آن (~ 32٪ در مقابل ~ 60٪) منجر به رفتار الکتروشیمیایی متفاوت در آب اولیه می شود که به مشخصات عملکرد خوردگی متفاوت از آلیاژ 600 یا 690 کمک می کند.

آلیاژ 690 TT از همه گزینه های جایگزین بهتر عمل می کند

لوله های مولد بخار هسته ای حداقل با شش مکانیسم خوردگی مجزا به طور همزمان روبرو هستند. هیچ آلیاژی برای همه آنها بهینه نشده است، اما داده های عملیاتی تایید می کند که آلیاژ 690 TT بهترین ترکیب کلی را ارائه می دهد. جدول زیر عملکرد مقایسه ای هر سه آلیاژ اصلی را خلاصه می کند.

جدول 2: عملکرد حالت خوردگی و تخریب - آلیاژ 690 TT در مقابل گزینه های جایگزین

منبع:گزارش EPRI TR-016743 (رهنمودهای ارزیابی یکپارچگی ژنراتور بخار). شماره سری انرژی هسته ای آژانس بین المللی انرژی اتمی NP-T-2.5 (یکپارچگی مولد بخار). NRC NUREG-0844 (NRC Evaluation of AECL Report); اسکات، PM "مروری از SCC در آب اولیه PWR" (CORROSION 2000, Paper 00348); گزارش CEA CEA-R-6086.

نتیجه‌گیری قطعی در مورد PWSCC: در آخرین بررسی داده‌های ناوگان EPRI (2023)، آلیاژ 690 TT بیش از 500 میلیون لوله{3}}سال در معرض آب اولیه بدون یک رویداد PWSCC تأیید شده جمع‌آوری کرده است. این قوی ترین رکورد عملکرد خوردگی در بین آلیاژهای لوله SG در خدمات هسته ای تجاری است.

آلیاژ 690 TT تمام الزامات مکانیکی و فیزیکی برای وظیفه لوله SG را برآورده می کند

فراتر از مقاومت در برابر خوردگی، آلیاژهای لوله SG باید الزامات مکانیکی درخواستی را در محدوده دمای عملیاتی کامل (20 درجه تا 325 درجه) و همچنین سازگاری با فرآیندهای ساخت مورد استفاده برای تولید SGها (انبساط غلتکی، انبساط هیدرولیکی، U-خمش‌سازی، آزمایش گردابی{3}) برآورده کنند.

جدول 3: خواص مکانیکی و فیزیکی در دمای عملیاتی PWR (~325 درجه)

منبع:حداقل الزامات ASTM B163؛ برگه اطلاعات بین المللی هاینز H-2066C (آلیاژ 690); انتشارات Special Metals Corporation SMC-061 (Alloy 600); VDM Metals Technical Bulletin TM-90 (آلیاژ 800 اصلاح شده); ASM Handbook Vol. 2 – Alloy Phase Diagrams (2018).

نکته مهندسی - هدایت حرارتی: رسانایی حرارتی اندکی کمتر آلیاژ 690 TT (13.8 W/m·K) در مقابل آلیاژ 600 (14.9 W/m·K) یک نگرانی اولیه طراحی در طول انتقال در دهه‌های 1980-1990 بود. تجزیه و تحلیل دقیق هیدرولیک حرارتی نشان داد که تفاوت (<8%) can be fully accommodated by modest adjustments to SG heat transfer area without any change to reactor thermal output or turbine performance. All modern replacement SG designs account for this in their heat transfer calculations.

استانداردها و مشخصات جهانی

انتقال از آلیاژ 600 به آلیاژ 690 TT اکنون در هر چارچوب مقررات ملی هسته ای و کد طراحی اصلی در سراسر جهان تعبیه شده است. جدول زیر یک مرجع جامع برای مهندسین تدارکات، تنظیم‌کننده‌ها و متخصصان تطبیق کد ارائه می‌کند.

جدول 4: استانداردها و مشخصات بین المللی برای لوله ژنراتور بخار PWR

منبع:کتاب استانداردهای بین المللی سالانه ASTM (جلد{0}} – آلیاژهای نیکل); ASME BPVC Section II (نسخه 2023)؛ EPRI TR-016743 Rev. 3 (SG Integrity Assessment Guidelines); NRC NUREG-0844 و اطلاعیه اطلاعات 88-09؛ RCC-M Code Edition 2020 (AFCEN)؛ استاندارد EDF D5510 (داخلی، ارجاع شده در IAEA TECDOC-1734)؛ IAEA TECDOC-1668 (شاخص های عملکرد مولد بخار).

راهنمایی تدارکات: همه گزارش‌های آزمایش مواد (MTRs) برای لوله‌های آلیاژی 690 TT SG باید تأیید کنند: (1) شیمی در ASTM B163 UNS N06690. (2) استحکام کششی و تسلیم در هر ASME SB{11}}جدول تنش مجاز 163. (3) سابقه عملیات حرارتی با زمان و دما؛ (4) اندازه دانه ASTM No. 5 یا ریزتر; (5) مورفولوژی کاربید در طرح آزمایش صلاحیت هسته ای سازنده. (6) گواهینامه های استاندارد کالیبراسیون جریان گردابی.

داده های ناوگان قطعی هستند

قوی ترین مدرک برای آلیاژ 690 TT داده های آزمایشگاهی نیست، بلکه رکورد ناوگان عملیاتی جهانی است. جدول زیر شاخص های کلیدی عملکرد را با مقایسه تجربه آلیاژ 600 و آلیاژ 690 TT در ناوگان تجاری PWR در جهان گردآوری می کند.

جدول 5: عملکرد ناوگان جهانی PWR - آلیاژ 600 در مقابل آلیاژ 690 TT (داده های SCC و تخریب)

منبع:پایگاه داده مدیریت ژنراتور بخار EPRI (SGMD) – نسخه 2023؛ گزارش سالانه NRC در مورد عملکرد کارخانه (2010-2023). IAEA TECDOC-1668 "شاخص های عملکرد مولد بخار و یک پایگاه بین المللی". گزارش عملکرد نیروگاه هسته ای موسسه انرژی هسته ای (NEI) (2022); تجزیه و تحلیل محرک هزینه انرژی هسته ای وزارت دفاع ایالات متحده (ANL-17/05، 2017).

استدلال اقتصادی تعیین کننده است: تنها در سراسر ناوگان هسته ای ایالات متحده، انتقال به آلیاژ 690 TT از حدود 30 تا 50 میلیارد دلار هزینه جایگزینی زودرس SG در دوره 1990 تا 2025، علاوه بر تقریباً 400 راکتور-سال زمان قطع برنامه ریزی نشده اجتناب شده برای تولید انرژی پاک (معادل 20 TWh) جلوگیری کرده است. منبع: NEI Economic Analysis of US Nuclear Energy (2023).

آلیاژ 690 TT با تغییرات منطقه ای

پذیرش جهانی آلیاژ 690 TT برای طراحی‌های PWR غربی تقریباً جهانی است، اما وقتی طرح‌های روسی VVER و CANDU کانادایی گنجانده شود، تصویر بسیار ظریف‌تر است، زیرا این‌ها از تنظیمات و شرایط عملیاتی SG اساساً متفاوتی استفاده می‌کنند.

جدول 6: پذیرش مواد لوله ژنراتور بخار جهانی PWR بر اساس منطقه (2025)

منبع:پایگاه داده راکتور انجمن جهانی هسته ای (WNA) (2024)؛ سیستم اطلاعاتی راکتور قدرت آژانس بین المللی انرژی اتمی (PRIS) – به روز شده در ژوئن 2025؛ گزارش های اعضای بین المللی NEI. گزارش سالانه شرکت سوخت هسته ای KEPCO (2023); مراجع اسناد فنی Rosatom در IAEA TECDOC-1734; خلاصه برنامه مجوز هسته ای FANR (امارات متحده عربی) 2023.

بینش جغرافیایی-بازار: سریعترین-بازارهای در حال رشد برای تامین لوله آلیاژی 690 TT SG عبارتند از: چین (برنامه ساخت هسته ای کنونی 10 تا 16 واحد در حال ساخت)، هند (ساخت VVER و PHWR بومی در حال انجام)، و امارات متحده عربی (4 واحد Barakah00 APR-1). ظرفیت تولید آلیاژ داخلی 690 TT در چین (فولاد ویژه Baosteel، TISCO) و کره جنوبی (سوخت هسته ای KEPCO) برای کاهش وابستگی به منابع غربی ایجاد می شود.

چگونه لوله های ژنراتور بخار PWR ساخته می شوند

درک فرآیند ساخت به توضیح اینکه چرا انتخاب آلیاژ و عملیات حرارتی بسیار حیاتی هستند کمک می‌کند - بیشتر آسیب‌های خوردگی مستقیماً به تنش‌های پسماند و ویژگی‌های ریزساختاری وارد شده در طول ساخت مربوط می‌شوند.

توالی ساخت

موجودی اولیه: شمش‌های ذوب شده با خلاء-القایی (VIM) و ذوب مجدد با سرباره الکتریکی (ESR) تضمین می‌کنند-محتوای گنجاندن فوق‌العاده کم و کنترل دقیق شیمی - برای مواد درجه- هسته‌ای ضروری است.

اکستروژن داغ: اکستروژن‌های توخالی، لوله‌های آغازین{0} درشت دانه‌دار و همگن تولید می‌کنند. دمای معمولی بیلت برای آلیاژ 690 1050-1100 درجه است.

کشش سرد: چند گذر{0}}کشش سرد (15 تا 30 درصد کاهش در هر پاس) با بازپخت میانی، لوله را به ابعاد نهایی می‌رساند. ترسیم تنش پسماند فشاری قابل توجهی را در قطر بیرونی و تنش پسماند کششی را در قطر داخلی معرفی می‌کند.

بازپخت نهایی: یک آنیل محلول در حدود 980-1040 درجه، کاربیدها را در ماتریس حل می کند و یک توزیع تقریباً تصادفی کاربید ایجاد می کند.

عملیات حرارتی (TT): مرحله ویژه آلیاژ 690{7}}. یک آنیل کنترل شده در دمای 715 درجه به مدت 5 تا 15 ساعت کاربیدهای M23C6 را در مرزهای دانه در یک "رشته-از{9}}دانه ها" یا مورفولوژی "نیمه پیوسته" تا حدی پیوسته رسوب می دهد. این روشی است که باعث ایجاد خوردگی بین دانه ای و مقاومت SCC می شود که در داده های ناوگان ثبت شده است.

بازرسی نهایی: 100% ادی{1}}تست جریان (ECT) هر لوله برای عیوب ابعادی و سطحی. تست اثبات هیدرواستاتیک؛ تجزیه و تحلیل بررسی شیمیایی در هر گرما.

چرا عملیات حرارتی را نمی توان نادیده گرفت یا به اختصار آن را مخفف کرد؟

تحقیقات آزمایشگاهی (EPRI؛ CEA؛ MHI؛ Framatome) تأیید کرده است که آلیاژ 690 در شرایط آنیل شده (MA)، بدون عملیات حرارتی، حساسیت SCC به طور قابل‌توجهی نسبت به شرایط تیمار شده حرارتی نشان می‌دهد. بنابراین مرحله TT اختیاری نیست - یک الزام صلاحیت اجباری در همه کدهای هسته ای اصلی است (ضمیمه هسته ای ASTM B163، ASME SB-163، RCC-M) و با بررسی مورفولوژی کاربید در کوپن های تولید از هر لات تأیید می شود.

سوالات متداول (سؤالات متداول)

A: Strictly speaking, no - Alloy 690 TT is a nickel-chromium alloy, not a stainless steel. Stainless steels are iron-based alloys with >10.5 درصد کروم آلیاژ 690 مبتنی بر نیکل است (~60٪ نیکل) و طبق طبقه بندی بین المللی ASM در رده "سوپرآلیاژ نیکل" قرار می گیرد. با این حال، در کوتاه‌نویسی صنعت و در بسیاری از اسناد نظارتی، هم فولادهای ضد زنگ و هم آلیاژهای نیکل مورد استفاده در سیستم‌های هسته‌ای به طور کلی تحت مشخصات مواد هسته‌ای مورد بحث قرار می‌گیرند، به همین دلیل است که عنوان مقاله گسترده‌تر به فولاد ضد زنگ اشاره می‌کند. به طور خاص برای لوله های SG، فقط از آلیاژهای پایه نیکل- استفاده می شود.

س: چرا از فولاد ضد زنگ 316L استفاده نکنید - ارزانتر است و به طور گسترده در دسترس است؟

پاسخ: فولاد زنگ نزن آستنیتی 316L (UNS S31603) دارای مقاومت خوردگی عمومی عالی است، اما در محیط‌های حاوی کلرید{2}}و در برابر حملات بین دانه‌ای مربوط به حساسیت{3} بسیار حساس به SCC است. حساسیت SCC آب اولیه آن، در حالی که کمتر از آلیاژ 600 است، به طور قابل توجهی بالاتر از آلیاژ 690 TT است. اساساً، 316L تقریباً نیمی از محتوای کروم آلیاژ 690 TT را دارد و فاقد پایداری فیلم غیرفعال مورد نیاز برای وظیفه آب اولیه در 155 بار / 325 درجه است. استفاده از آن محدود به اجزای ساختاری مدار ثانویه (پوسته SG، صفحات لوله در طرح‌های خاص) و موارد مدار اولیه است که در تماس مستقیم با آب اولیه با شار بالا نیستند.

س: چه چیزی باعث تخریب لوله جانبی ثانویه حتی در آلیاژ 690 TT می شود؟

پاسخ: در حالی که SCC از آب اولیه اساسا حذف شده است، اگر هندسه میله ضد لرزش نادرست باشد یا اگر ارتعاشات ناشی از جریان (FIV) از حد طراحی فراتر رود، پشتیبانی‌های لوله‌های جانبی ثانویه-می‌توانند باعث فرسودگی و فرسودگی لوله شوند. علاوه بر این، عیوب مربوط به ساخت{4} (به عنوان مثال، ایرادات جزئی سطح در طراحی) ممکن است نیاز به بررسی در طول بازرسی های برنامه ریزی شده داشته باشد. اختلالات شیمیایی آب ثانویه (به عنوان مثال، ورود ترکیبات آلی، کلریدهای بالا از نشت کندانسور) همچنین می تواند حمله موضعی را در دوره های زمانی طولانی تسریع کند، اگرچه غلظت آستانه مورد نیاز برای آلیاژ 690 TT به طور قابل ملاحظه ای بالاتر از آلیاژ 600 است.

س: لوله های آلیاژی 690 TT SG چقدر می توانند دوام بیاورند؟

پاسخ: عمر طراحی برای بسته‌های لوله SG جایگزین که از اوایل دهه 1990 نصب شده‌اند، 40 سال است، مطابق با دوره‌های مجوز عملیاتی طولانی که در ایالات متحده آمریکا، اروپا و ژاپن اعطا می‌شود. با توجه به اینکه تا به امروز هیچ SCC در هیچ بسته آلیاژی 690 TT رخ نداده است، و همه مکانیسم‌های تخریب دیگر از طریق کنترل و بازرسی شیمیایی آب ثانویه قابل مدیریت هستند، عمر خدمات واقعی 50 تا 60 سال قابل دستیابی در نظر گرفته می‌شود. با این حال، این موضوع منوط به بازرسی تأییدی مستمر و بررسی داده‌های عملیاتی خاص کارخانه است.

س: کدام شرکت ها لوله های آلیاژی 690 TT SG را مطابق با مشخصات هسته ای تولید می کنند؟

پاسخ: تولید کنندگان اصلی هسته ای-لوله آلیاژی 690 TT دارای شرایط زیر هستند: Allegheny Technologies (ATI، ایالات متحده). هاینز اینترنشنال (ایالات متحده آمریکا)؛ فلزات ویژه / PCC Airfoils (ایالات متحده); Valinox Nucléaire (شرکت تابعه Vallorec، فرانسه)؛ Nippon Steel (ژاپن); کوبی استیل (ژاپن)؛ سوخت هسته ای KEPCO / SeaAH (کره جنوبی)؛ و فولاد ویژه Baosteel (چین، در صلاحیت هسته ای). همه عرضه‌ها تحت الزامات تکمیلی هسته‌ای ASME SB-163 یا ASTM B163 (SR) با مستندات برنامه QA 10 CFR قسمت 50.