对316L不锈钢管的核反应分析
不锈钢管的核反应堆芯护罩及再循环系配管上确认了IGSCC的产生。查明这不是敏化型SCC（应力腐蚀裂纹），而是冷加工引起资料硬化，且因焊接和表面强加工存在的拉伸剩余应力引发的非敏化型。
因而，对反应堆内设备在制作阶段的不锈钢材的断面缩短率和硬度改变强化了处理，对用砂轮机磨削的表面强加工部位进行了研磨等表面精加工，并在产生焊接剩余应力部位。
近期，以减少原来将不锈钢轧制板曲折、焊接制的反应堆芯护罩焊接线为方针，也采用了铸造加工护罩；并且，为从环境方面缓和反应堆用水的腐蚀效果而注入了氢。
