Inconel 600 v jedrski energiji: izbira materiala za cev parnega generatorja in servisne izkušnje

V vsakem parnem generatorju reaktorja pod tlakom (PWR) je na tisoče cevi s tankimi-stenami - tipična velika enota vsebuje več kot 7000 U-cevi. Vsaka cev je tlačna meja, ki ločuje radioaktivno primarno hladilno sredstvo od ne-radioaktivne pare, celoten snop pa tvori največjo-površino za prenos toplote v reaktorskem sistemu. Material, izbran za te cevi, določa, ali obrat zanesljivo deluje 40-60 let ali pa se sooča s prezgodnjo, več{11}}milijonsko zamenjavo uparjalnika.

Približno dve desetletji je bil ta materialInconel 600 (UNS N06600). To je bila racionalna izbira: zaradi visoke vsebnosti niklja (najmanj 72 %) je bil odporen na pokanje zaradi kloridne napetostne korozije, imel je visoko -temperaturno trdnost in odpornost proti oksidaciji ter je prekašal avstenitna nerjavna jekla, uporabljena v najzgodnejših generatorjih pare. Nato so terenski podatki povedali drugačno zgodbo. Cevi so začele pokati od znotraj navzven in mehanizem - primarnega vodnega korozijskega razpokanja (PWSCC) - je postal ena od najbolj pomembnih lekcij o materialih v komercialni jedrski zgodovini, ki je končno pripeljala industrijo do zlitine 690.

Inconel 600 je odlična visoko{1}}temperaturna zlitina, katere ena kritična slabost - PWSCC v vroči primarni vodi visoke-čistosti - odraža relativno nizko vsebnost kroma (14-17 %). Za nove generatorje jedrske pare je Alloy 690TT (27-31% Cr) zdaj globalni standard, ker približno podvoji krom in zviša odpornost proti PWSCC za faktor izboljšanja za več kot 10. Toda Inconel 600 ostaja popolnoma kvalificiran in se pogosto uporablja v ne-jedrskih visoko{14}}temperaturnih nalogah - storitve peči, kemične in toplotne obdelave – kjer PWSCC ni glavni način okvare. Izbira med njimi je vprašanje ujemanja zlitine z dejanskim mehanizmom korozije.

Kaj je Inconel 600 in zakaj je bil izbran?

Inconel 600 je zlitina v trdni raztopini niklja-kroma-železa-z najmanj 72 % niklja in 14-17 % kroma. Zelo visoka vsebnost niklja je ključna konstrukcijska značilnost: nikljeve matrice so odporne na razpoke zaradi kloridne napetostne korozije in ne vodikovo-krhko tako kot feritno jeklo. Krom zagotavlja odpornost proti oksidaciji in visokotemperaturni koroziji. Ta kombinacija je pomenila 600 logično nadgradnjo avstenitnih nerjavnih jekel, ko so v poznih šestdesetih in sedemdesetih letih prejšnjega stoletja načrtovali parne generatorje PWR.

Inconel 600 ni precipitacijsko{1}}utrjena zlitina - je trdna-raztopina-ojačana,-osredotočena-kubični material, ki ostane duktilen in žilav v zelo širokem temperaturnem območju, od kriogenih pogojev do visoko-temperaturne oksidacije. Z lahkoto se izdela v tankostenske brezšivne cevi, varjene brez -toplotne obdelave po varjenju, in je odporen na naogljičenje, nitriranje in oksidacijo do približno 1095 stopinj (2000 stopinj F). Te lastnosti pojasnjujejo, zakaj je bil sprejet ne samo za reaktorske cevi, temveč za notranjost peči, napeljave za toplotno{14}}obdelavo in opremo za kemične procese.

[Vir] ASTM B167 / ASME SB-163 (brezšivne cevi Inconel 600); ASME SB-166 (palica/palica).

Zakaj je bila vsebnost niklja pomembna za jedrske oblikovalce

Oblikovalci so izbrali Inconel 600 iz treh razlogov, ki vsi izvirajo iz njegove visoke vsebnosti niklja: odpornost proti razpokanju zaradi kloridne napetostne korozije (težava za nerjavna jekla serije 300-v najzgodnejših generatorjih pare), močne mehanske lastnosti pri-povišani temperaturi in odpornost na kavstične in fosfatne vodne kemikalije, ki so se takrat uporabljale na sekundarni strani. Način okvare, ki se je pozneje pojavil - PWSCC -, je primarni-pojav visoke-čistosti-vode, ne pa problem klorida ali splošne korozije, zato ni bil predviden z zgodnjim kvalifikacijskim testiranjem.

Koristen način za razumevanje kompromisa-: Inconel 600 je bil optimiziran za visoko-temperaturno trdnost, odpornost proti oksidaciji in odpornost na kloride -, kar je odvisno od njegove zelo visoke vsebnosti niklja. Ni bil optimiziran za dolgoročno-odpornost na razpoke v vroči, -hidrogenirani primarni vodi visoke čistosti. Ta druga zahteva je postala prevladujoče gonilo oblikovanja šele po pojavu razpok na terenu in jo ureja vsebnost kroma - element, ki ga ima Inconel 600 najmanj v svoji družini.

Inconel 600 Mehanske in fizikalne lastnosti

Inconel 600 v žarjenem stanju zagotavlja približno 550 MPa (80 ksi) najmanjšo natezno trdnost, 240 MPa (35 ksi) minimalno mejo tečenja, vsaj 30 % raztezek in trdoto približno 184 HB največ. To so zmerne vrednosti trdnosti glede na standarde superzlitin, vendar je resnična vrednost zlitine kombinacija trdnosti z duktilnostjo, žilavostjo in odpornostjo proti koroziji v širokem temperaturnem razponu - lastnosti, ki so zelo primerne za tankostenske-cevi generatorja pare in visoko-temperaturne strukturne komponente.

[Vir] Podatkovni list za posebne kovine Inconel 600; ASTM B167, ASME SB-163, ASME SB-166.

Kako se Inconel 600 obnese pri visokih temperaturah?

Inconel 600 je odporen proti oksidaciji na zraku do približno 1095 stopinj (2000 stopinj F) in ohranja uporabno trdnost do približno 650-815 stopinj, odvisno od obremenitve in zahtevane življenjske dobe. Pod približno 540 stopinjami je uporaben tudi v redukcijskih ali sulfidizirajočih atmosferah. Pri jedrskih generatorjih pare pa je delovno okno precej nižje - pri primarni vodi pri 290–325 stopinjah – in tam je delovanje korozija, ne oksidacija.

Ta razlika je pomembna pri izbiri. Inconel 600 ima sloves "visokih-temperatur" predvsem zaradi servisiranja plina in peči, kjer zaščitni kamen iz kromovega-oksida (Cr₂O₃) ohranja kovino nedotaknjeno. Pri uporabi z vročo vodo ta isti oksidni film izpodbijajo kemija vode, stanje mehanske napetosti in metalurško stanje meja zrn - popolnoma drugačen režim. Nauk iz jedrske izkušnje je, da je zlitina lahko izjemna pri visoko-temperaturni suhi uporabi in še vedno ranljiva pri visoko-temperaturni vodni uporabi, ker mehanizmi upravljanja niso enaki.

Storitvene izkušnje - Degradacijski mehanizmi, ki so spremenili industrijo

Primarno korozijsko razpokanje zaradi vodne obremenitve (PWSCC) je intergranularni mehanizem razpok, ki se pojavi, ko nastopijo trije pogoji skupaj: trajna natezna napetost v steni cevi (pri izdelavi, valjanju v cevno pločevino ali U-upogibanju), občutljiva mikrostruktura in dolga izpostavljenost vroči borani primarni vodi pri približno 290-325 stopinjah. Zlitina 600 je bila najbolj dovzetna zlitina parnega generatorja PWSCC, ker njenih 14-17 % kroma ni bilo dovolj, da bi pasivni film ohranil nedotaknjen in preprečil zmanjšanje količine kroma na mejah zrn. Razpoke se začnejo in rastejo vzdolž meja zrn od notranje površine navzven.

PWSCC je nevaren ravno zato, ker je počasen in prikrit. Cev lahko deluje leta, preden se pojavi merljiva indikacija razpoke; do trenutka, ko ga zazna testiranje z vrtinčnimi tokovi, je cev že ogrožena. Industrija tega nikoli ni obravnavala kot nenadno konstrukcijsko napako - to je bilo počasno kopičenje podatkov s terena, ki je v sedemdesetih in osemdesetih letih prejšnjega stoletja razkrilo razpoke v velikem delu delujočih generatorjev pare PWR in prisililo komunalna podjetja v drage programe upravljanja in zamenjave.

• Primarne -strani PWSCC lokacije v generatorjih pare Alloy 600 so bile:
• Raztezni prehod med--cevno ploščo - visoka preostala napetost zaradi valjanja/raztezanja.
• U-območje upogiba - visoka preostala napetost zaradi hladnega upogibanja, zlasti najožji radiji.
• Mesta udrtin in udrtin, kjer so mehanske poškodbe povečale lokalni stres.
• Zvarite toplotno-območja cevi-na-cevno ploščo in druge spoje.

Kateri drugi mehanizmi razgradnje so vplivali na cevi iz zlitine 600?

Poleg PWSCC so bile cevi generatorja pare Alloy 600 izpostavljene sekundarni -stranski razgradnji - zunanje-napetostno korozijski razpoki (ODSCC), intergranularnemu napadu (IGA), jedkim SCC, -svincem povzročenim SCC (PbSCC), udrtinama, luknjanjem in-tečenju povzročenemu strganju/obrabi. Te poganjajo kemija vode na -sekundarni strani, kopičenje blata in razmere v razpokah na podpornih ploščah cevi - ne na primarni strani. Skupaj s PWSCC so zlitino 600 naredili za najbolj aktivno upravljan material v floti generatorjev pare.

[Vir] Smernice za pregled generatorja pare NRC/EPRI PWR; NRC poroča o razgradnji zlitine 600 in zamenjavi generatorja pare.

Kako slab je bil terenski zapis - in kakšen je bil odziv?

Do devetdesetih let 20. stoletja so v velikem delu delujočih generatorjev pare PWR odkrili primarno{1}}vodno razpokanje in komunalna podjetja so se soočila z nadomestnimi programi desetletja pred rokom. Takojšen odziv je bil zamašitev cevi in ​​objemka -, poškodovane cevi pa izločene iz uporabe ali popravljene z varjenimi objemkami. Dolgoročni-odziv je bila zamenjava cevi ali celotna zamenjava parnih generatorjev s toplotno obdelanimi cevmi iz zlitine 690. Obloga je prinesla čas, vendar dodano omejevanje pretoka in breme inšpekcijskih pregledov ter dovolj zamašenih cevi zmanjšajo prenosno-zmogljivost prenosa toplote generatorja prek ekonomskih omejitev.

Pospešeno laboratorijsko testiranje je količinsko opredelilo vrzel med pogoji zlitine in industriji dalo zaupanje, da je naredila zamenjavo. V enem od pogosto citiranih programov na statično obremenjenih vzorcih povratnega U-upogiba v primarni vodi 680 stopinj F (360 stopinj) so se razpoke pojavile v približno 300 urah za mlin-žarjeno zlitino 600 in približno 800 urah za termično obdelano zlitino 600 -, vendar niso bile opažene pri termično obdelani zlitini 690 niti po 12.000 ur.

Pri statičnih nateznih preskusih pri 680 stopinjah F je mlinsko-žarjeno 600 počilo v približno 2900 urah, medtem ko termično obdelano 690 ni pokazalo razpok po 7000 urah. Pri pospešenem parnem testiranju pri 760 stopinjah F je v mlin-žarjenem 600 počil v približno 1000 urah, medtem ko termično obdelan 690 po 6000 urah ni pokazal razpok.

[Vir] Raziskava EPRI, povzeta v predložitvi dovoljenj NRC za nadomestne generatorje pare (npr. Projektna enota 1 RSG v Južnem Teksasu, termično obdelana zlitina 690, zasnova Westinghouse Delta 94).

Praktični rezultat: izboljšanje-pogoja zlitine za približno stopnjo velikosti odpornosti proti PWSCC (faktor izboljšanja nad 10 v primarni vodi) je razlog, zakaj je termično obdelana zlitina 690 postala nadomestni material rekorda.

Ž-žarjeni v primerjavi s toplotno obdelanim Inconelom 600

Toplotna obdelava (TT) je dodaten nadzorovan toplotni cikel - približno 700-725 stopinj za 10-15 ur -, ki se uporablja po običajnem koraku žarjenja v mlinu/raztopini. Obori -karbide M23C6, bogate s kromom, vzdolž meja zrn v zlitini 690 (in karbide tipa M7C3- v zlitini 600), kar poveča razpoložljivost kroma na mejah zrn in zmanjša območje, osiromašeno s kromom, ki omogoča medzrnato razpokanje. Žgana (MA) zlitina 600 je najbolj izpostavljena PWSCC med uporabo; TT Alloy 600 je merljivo bolj odporen, vendar še vedno ni enakovreden TT Alloy 690.

Zaporedje toplotne-obdelave je pomembno enako kot kemija. Za optimalno odpornost na SCC je treba zlitino najprej žariti v raztopini/mlinu pri temperaturi, ki je dovolj visoka, da se ves ogljik prenese v raztopino (za zlitino 690, nad približno 1940 stopinj F / 1060 stopinj), nato pa termično obdelati, da se oborijo karbidi na mejah zrn. Odpornost je največja, ko so meje zrn gosto poseljene s karbidi in matrica ni občutljiva. Zato so cevi generatorja pare dobavljene z določenimi pogoji toplotne-obdelave, ne samo s kemijo.

[Vir] Dokumenti o licenciranju NRC; Zbornik delavnic EPRI o termično obdelani zlitini 690; Kai et al., Nuclear Engineering and Design 144 (1993).

Zakaj toplotna obdelava ne reši v celoti zlitine 600?

Termična obdelava izboljša zlitino 600, vendar je ne more izenačiti z zlitino 690, ker se zlitini razlikujeta po vsebnosti kroma -, ki je osnovna spremenljivka. Izboljšava zaradi obarjanja karbida je resnična (približno 2-3x v pospešenih testih), vendar ima zlitina s samo 14-17 % kroma še vedno premajhne rezerve kroma, da bi meje zrn ohranile zaščitene čez desetletja v primarni vodi. Zlitina 690 se začne s skoraj dvojno količino kroma, zato ostanejo meje njenih zrn zaščitene tudi pred toplotno obdelavo, korak TT pa nato to mejo še razširi.

To je osrednja metalurška lekcija zgodbe o Inconelu 600: nadzor mikrostrukture lahko izboljša zmogljivost zlitine za nekajkrat, vendar lahko sprememba temeljne kemije zlitine spremeni sam način okvare. Za prehod z "obvladljivega pokanja" na "brez potrjenih napak PWSCC" je morala industrija spremeniti zlitino, ne le toplotno obdelavo.

Inconel 600 proti 690 proti 800NG

Tri zlitine določajo zgodovino cevi generatorja pare. Zlitina 600 (N06600) je bila prvotna cev PWR, vendar je PWSCC odpovedala in je bila umaknjena iz nove SCC-kritične jedrske naloge. Zlitina 690 (N06690) je podvojila vsebnost kroma na 27-31 % in je zdaj globalni standard v termično obdelani obliki, brez potrjenih okvar cevi PWSCC med uporabo. Alloy 800NG (N08800) je alternativna pot, standardizirana s Siemens/KWU PWR in zasnovami CANDU, ki uporablja nadzorovano razmerje med titanom-in-ogljikom namesto visoke vsebnosti kroma za odpornost na intergranularne napade. Izbira med njimi je določena z zasnovo reaktorja, sekundarno kemijo in zbranimi podatki o delovanju - ne z eno samo številko zmogljivosti.

[Vir] ASTM B167/B163/B407/B408; ASME SB-163; Literatura o gradivu za parne generatorje EPRI in NRC.

Katero zlitino bi morali izbrati za cev generatorja pare?

Za nove ali nadomestne cevi parnega generatorja PWR navedite termično obdelano zlitino 690 (UNS N06690). Je svetovni standard, ima najmočnejši zapis PWSCC in je podprt z desetletji podatkov o kvalifikacijah. Alloy 800NG je pravilna izbira za zasnove reaktorjev KWU/Siemens in CANDU, ki so standardizirani na njej, kjer se ravnovesje železa-niklja-kroma ujema s sekundarno kemijo teh rastlin. Zlitina 600 se ne bi smela določiti za nove SCC-kritične jedrske cevi; ostaja primeren za ne{10}}visokotemperaturne-nejedrske storitve in za stare komponente elektrarne, ki se upravljajo v skladu z odobrenim-programom upravljanja staranja.

Za obstoječe obrate s cevmi iz zlitine 600 je odločitev odvisna od življenjskega cikla: nadaljujte z okrepljenim pregledom (testiranje z vrtinčnimi tokovi) in zamašite/objemite ali načrtujte zamenjavo uparjalnika s 690TT. Kompromis-je breme pregledov, omejitev pretoka zaradi zamašenih cevi in ​​čas izpada proti kapitalskim stroškom zamenjave. Večina javnih služb je na koncu ugotovila, da je zamenjava z Alloy 690TT edina trajna pot.

Praktična pravila izbire - Ujemanje zlitine z dolžnostjo

Pet pravil za izbiro zlitine 600 proti 690

• 1. praviloIs the failure mode PWSCC in hot (>290 stopinj ) visoko{1}}primarne vode? - Če je odgovor DA, navedite Alloy 690TT. Je svetovni standard s faktorjem izboljšanja nad 10 v primarni vodi in brez potrjenih okvar cevi PWSCC.
• 2. praviloJe reaktor zasnova KWU/Siemens PWR ali CANDU (AECL)? - Če je odgovor DA, je zlitina 800NG (Ti/C večji ali enak 12:1) konstrukcijsko-standardizirana izbira in je v celoti podprta s podatki o obratovanju te flote.
• Pravilo 3Ali je dolžnost ne{0}}nejedrska visokotemperaturna-oksidacija, naogljičenje ali kavstična storitev? - Če je odgovor DA, je Inconel 600 popolnoma kvalificiran, bolj ekonomičen in ni kazni PWSCC.
• Pravilo 4Ali gre za obstoječi generator pare Alloy 600? - Upravljajte z izboljšanim pregledom vrtinčnih tokov, zamašitvijo in objemko; načrt za zamenjavo 690TT, ko zmogljivost-prenosa toplote ali razpoložljivost postane omejena.
• 5. praviloAli določate pogoje toplotne-obdelave? - Vedno ga izrecno navedite (mlinsko-žarjeno ali termično obdelano). Delovanje PWSCC je odvisno tako od stanja kot od kemije; TT 690 ni isti izdelek kot MA 690.

Nadzor kobalta in doza sevanja

V jedrski službi pri izbiri materiala ne gre samo za razpoke -, temveč tudi za nadzor polja sevanja. Kobalt-59, naravna nečistoča v sledovih, se pod nevtronskim tokom spremeni v kobalt-60, močan sevalec gama, ki prevladuje nad dozo za osebje med vzdrževalnimi izpadi. Jedrske stopnje zlitine 690 zato omejujejo kobalt na zelo nizkih ravneh (manj kot ali enako 0,10 %, pogosto manj kot ali enako 0,05 % ali 0,02 %), zlitina 690 pa sprosti manj kovinskih ionov v hladilno tekočino reaktorja kot zlitina 600, kar zmanjša kopičenje aktiviranih produktov korozije.

To je razlog, zakaj sodobne specifikacije cevi generatorja pare močno omejujejo kobalt, bor in ostanke elementov in zakaj se izboljšanje doze sevanja obravnava kot prednost-izbire materiala poleg odpornosti na SCC. Za komunalno podjetje nižja količina aktiviranih korozijskih produktov pomeni manjšo dozo izpada - neposredno varnost in stroškovno ugodnost, ki se povečuje skozi življenjsko dobo naprave. Pri določanju cevi jedrske-razreda potrdite mejne vrednosti kobalta in bora v poročilu o preskusu materiala, ne le osnovne kemije.

Pogosto zastavljena vprašanja

V: Zakaj je bil Inconel 600 izbran za cevi jedrskega generatorja pare?

O: Inconel 600 je bil izbran v šestdesetih-70. letih 20. stoletja, ker je zaradi visoke vsebnosti niklja (72 % najmanj) odporen na pokanje zaradi kloridne napetostne korozije, ima močno-temperaturno trdnost in odpornost proti oksidaciji ter je odporen na kavstične in fosfatne sekundarne-stranske kemije, ki so se takrat uporabljale. Bilo je bolj odporno-na korozijo kot avstenitna nerjavna jekla, ki jih je zamenjala. Njegova kasnejša slabost - PWSCC - ni bila očitna, dokler se niso nabrali desetletja podatkov o storitvah.

V: Kaj je PWSCC in zakaj vpliva na Alloy 600?

O: PWSCC (primarno vodno korozijsko razpokanje) je medzrnski mehanizem razpokanja v -borirani primarni vodi visoke čistosti pri približno 290–325 stopinjah. Zahteva tri sočasne pogoje: trajno natezno napetost, občutljivo mikrostrukturo in dolgotrajno izpostavljenost vroči primarni vodi. Zlitina 600 je ranljiva, ker njena sorazmerno nizka vsebnost kroma (14–17 %) omogoča, da se zaščitni oksidni film lokalno razgradi, pomanjkanje kroma na mejah zrn pa omogoča nastanek in rast medzrnskih razpok.

V: Kakšna je razlika med-žarjeno (MA) in termično obdelano (TT) zlitino 600?

O: Žarjena-zlitina (MA) Alloy 600 je raztopina-žarjena pri približno 900-1000 stopinjah in je najbolj izpostavljena PWSCC med uporabo. Toplotno obdelana (TT) zlitina 600 je dodatno toplotno obdelana pri približno 700-725 stopinjah za 10-15 ur, kar obori kromove karbide vzdolž meja zrn; ta nadzorovana karbidna mreža izboljša odpornost proti PWSCC (približno 2-3x v primerjavi z MA 600 v pospešenih testih), vendar ni enakovredna zlitini 690TT.

V: Zakaj je jedrska industrija prešla z zlitine 600 na zlitino 690?

O: Splošno razširjen PWSCC v mlinsko-žarjenih ceveh iz zlitine 600 je zahteval drago zamašitev, oblogo in prezgodnjo zamenjavo generatorja pare. Zlitina 690 (UNS N06690) približno podvoji krom na 27-31%, kar stabilizira pasivni film in poveča odpornost proti PWSCC s faktorjem izboljšanja nad 10 v primarni vodi. V termično obdelani obliki skoraj vsi nadomestni in novo izdelani parni generatorji od poznih 1980-ih uporabljajo zlitino 690TT, brez potrjenih okvar cevi PWSCC do danes.

V: Ali se Inconel 600 danes še kje uporablja?

O: Da. Inconel 600 se še vedno široko uporablja v ne-jedrskih visoko{3}}temperaturnih storitvah, kjer se odlikuje z visoko vsebnostjo niklja: dušilci peči, retorte, sevalne cevi in -pritrdilne naprave za toplotno obdelavo z odpornostjo proti oksidaciji do približno 1095 stopinj (2000 stopinj F), atmosfere za karburiranje in nitriranje, kemična in petrokemična obdelava, jedka proizvodnja in komponente plinskih-turbin. Popolnoma je primeren za tiste naloge in ekonomičen, kjer visoko{9}}vodni SCC ni glavni način okvare.

V: Katere druge zlitine tekmujejo z Inconelom 600 za cevi generatorja pare?

O: Tri glavne zlitine cevi parnega generatorja so zlitina 600 (N06600), zlitina 690 (N06690) in zlitina 800 (N08800) jedrske kakovosti (800NG). Alloy 690TT je sodoben svetovni standard zaradi vrhunske odpornosti na PWSCC. Zlitino 800NG z nadzorovanim razmerjem med titanom-in-ogljikom najmanj 12:1 so standardizirali Siemens/KWU PWRs v Nemčiji in kasneje reaktorji pod tlakom CANDU, izdelani po načrtih AECL -, kar dokazuje, da je odpornost proti PWSCC mogoče doseči z več kot eno metalurško potjo.

V: Kako preverim jedrske-cevi Inconel 600 ali 690?

O: Preverite poročilo o preskusu materiala (MTC, EN 10204 3.1 ali 3.2 ali ASME SB-163 certifikat): vsebovati mora oznako UNS (N06600, N06690 ali N08800), kemično sestavo, vključno z nadzorovanimi mejnimi vrednostmi kobalta in bora, stanje toplotne-obdelave (mlinsko{-žarjeno ali termično obdelano), velikost zrn, mehanske lastnosti in rezultate nedestruktivnih pregledov (vrtinčni tok in ultrazvočno testiranje). Jedrske specifikacije zahtevajo tudi popolno sledljivost in merila za napake, ki zavračajo prekrike, šive, vlečne oznake, razpoke in vključke.

V: Ali lahko termično obdelana zlitina 690 še vedno poči?

O: Toplotno obdelana zlitina 690 ima odlične rezultate na terenu, vendar ni povsem odporna. Zvari iz zlitine 690 z dodajnimi kovinami iz zlitine 52/152 so lahko dovzetni za PWSCC pod visokimi preostalimi napetostmi ali napakami zvara, zato se raziskave ODSCC na sekundarni-strani nadaljujejo v več državah. Pravilen zaključek je, da 690TT močno poveča varnostno mejo in je izločil PWSCC kot prevladujoč-način okvare celotne flote za samo cev -, vendar zvočna izdelava, preostali-nadzor napetosti in nadzor-vodokemije ostajajo bistveni.