CN112008293A - 镍基合金焊接材料、核反应堆用焊接材料、核能用设备及结构物以及它们的修补方法 - Google Patents

镍基合金焊接材料、核反应堆用焊接材料、核能用设备及结构物以及它们的修补方法 Download PDF

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Abstract

本发明提供耐SCC性良好并且焊接性优异的镍基合金焊接材料。实施方式所涉及的镍基合金焊接材料以质量％计含有Cr：超过30.0％且为36.0％以下、C：0.050％以下、Fe：1.00％～3.00％、Si：0.50％以下、Nb+Ta：3.00％以下、Ti：0.70％以下、Mn：0.10％～3.50％、Cu：0.5％以下，剩余部分包含Ni及不可避免的杂质。

Description

镍基合金焊接材料、核反应堆用焊接材料、核能用设备及结构 物以及它们的修补方法
技术领域
本发明的实施方式涉及镍(nickel)基合金焊接材料、核反应堆用焊接材料、核能用设备及结构物以及核能用设备及结构物的修补方法。
背景技术
以往，在沸水型核反应堆(BWR)装置(plant)中，报道有在堆内结构物的焊接部产生应力腐蚀开裂(SCC：Stress Corrosion Cracking)的现象。具体而言，是在使用具有SCC敏感性的含有14质量％～17质量％的Cr的182合金作为焊接材料时产生SCC的现象。另外，82合金是含有18质量％～22质量％的Cr的合金，是与182合金相比耐SCC性优异的材料，但关于该82合金也报道有损伤事例。
对于与BWR装置相比温度环境严格的压水型核反应堆(PWR)装置的焊接部的焊接材料，使用了690系合金即52合金。52合金含有28质量％～31.5质量％的Cr，与82合金相比Cr的含有率高。
一般而言，Cr是提高合金的耐SCC性的元素。因此，若合金中包含的Cr的比例增加，则能够使合金的SCC敏感性降低。
作为这样的材料，有日本的公开专利公报、日本特表2013-527805号公报(以下称为专利文献1)及同样日本的公开专利公报、日本特开平11-012669号公报(以下称为专利文献2)。
发明内容
发明所要解决的课题
在BWR装置的焊接材料中，主要使用了耐SCC性高的82合金，但在该82合金因SCC而损伤那样的状况的情况下，作为BWR装置用，变得需要使用具有比82合金更优异的耐SCC性的焊接材料。
另外，在PWR装置中，使用了具有比82合金更优异的耐SCC性的52合金。这是由于52合金的Cr含量高，但是另一方面，利用52合金的焊接由于例如Cr含量高达接近30％，因此与182合金或82合金相比存在高温裂纹或延展性降低裂纹等在焊接时容易产生裂纹的课题。进而，52合金没有作为BWR装置用的焊接材料应用的例子，为了在BWR装置中使用该52合金，需要确立焊接条件。
于是，本发明的实施方式的目的是提供耐SCC性良好并且焊接性优异的镍基合金焊接材料。
用于解决课题的手段
为了达成上述的目的，本实施方式的镍基合金焊接材料的特征在于，其以质量％计含有Cr：超过30.0％且为36.0％以下、C：0.050％以下、Fe：1.00％～3.00％、Si：0.50％以下、Nb+Ta：3.00％以下、Ti：0.70％以下、Mn：0.10％～3.50％、Cu：0.5％以下，剩余部分包含Ni及不可避免的杂质。
另外，本实施方式的核反应堆用焊接材料的特征在于，使用上述的镍基合金焊接材料。
另外，本实施方式的核能用设备及结构物的特征在于，使用上述的镍基合金焊接材料。
另外，本实施方式的核能用设备及结构物的修补方法的特征在于，其具有以下步骤：准备上述的镍基合金焊接材料作为修补用的焊接材料的材料准备步骤(step)；和使用上述焊接材料并实施核能用设备及结构物的修补的修补步骤。
发明效果
根据本发明的实施方式，能够提供耐SCC性良好并且焊接性优异的镍基合金焊接材料。
附图说明
图1是表示关于镍基合金焊接材料各自的化学成分的比较表。
图2是说明试验体采集的图，(a)是正视图，(b)是侧视图，(c)是俯视图。
图3是表示CBB试验夹具的图，(a)是正视图，(b)是侧视图。
图4是表示CBB试验的结果的表。
图5是表示SCC龟裂进展试验中使用的试验片形状的图，(a)是左侧视图，(b)是正视图，(c)是右侧视图。
图6是表示关于基于本实施例的镍基合金焊接材料C和82焊接材料的SCC龟裂进展速度与应力强度因子的关系的图表(graph)。
图7是表示核能用设备及结构物的修补方法的步骤的流程图(flowchart)。
图8是概念性表示沸水型核反应堆的护罩支架(shroud support)的局部立式截面图。
图9是概念性表示沸水型核反应堆的控制棒驱动机构壳体(housing)贯通部的局部立式截面图。
符号的说明
1核反应堆压力容器、2护罩、3护罩支架、5控制棒驱动机构壳体、10堆焊部、11基材部、12构架、12a平板、20CBB试验片、30CBB试验夹具、31上半部、32下半部、33螺栓、34石墨罩、35间隔物、40CT试验片、41基座、42缺口、43、44载荷附加部、45背面、45a刻印
具体实施方式
以下，参照附图，对本发明的实施方式的镍基合金焊接材料、核反应堆用焊接材料、核能用设备及结构物以及核能用设备及结构物的修补方法进行说明。这里，对于彼此相同或类似的部分标注共同的符号，重复说明省略。
第1实施方式中的镍基合金焊接材料由具有以下所示的化学组成范围的镍基合金构成。需要说明的是，在以下的说明中，表示化学组成的％只要没有特别记载则表示质量％。
镍基合金焊接材料含有Cr(铬)：超过30.0％且为36.0％以下、C(碳)：0.050％以下、Fe(铁)：1.00％～3.00％、Si(硅)：0.50％以下、Nb(铌)+Ta(钽)：3.00％以下、Ti(钛)：0.70％以下、Mn(锰)：0.10％～3.50％、Cu(铜)：0.5％以下，剩余部分包含Ni及不可避免的杂质。
另外，第2实施方式进一步包含Mo(钼)：2.00％～5.00％作为镍基合金焊接材料。
进而，另一实施方式在第1实施方式或第2实施方式中进一步包含Zr(锆)：0.05％以下、B(硼)：0.05％以下、V(钒)：0.5％以下、Al(铝)：0.5％以下、Co(钴)：0.12％以下中的任一者。
作为这些镍基合金焊接材料中的不可避免的杂质，可列举出例如P(磷)及S(硫)等。不可避免的杂质是例如为了制造镍基合金焊接材料所需要的矿石或废料(scrap)等原材料中包含的成分、或由制造工序混入的成分。
具有上述的化学组成范围的镍基合金焊接材料可以作为用于将BWR装置或PWR装置的构成核反应堆压力容器内的堆内结构物的构件整体焊接的核反应堆用焊接材料而使用。这里，核反应堆用焊接材料是使用镍基合金焊接材料并制成棒状、线(wire)状或粉末状等形态以使能够实际进行焊接的施工的材料。
例如，可以将构成核反应堆内结构物的构件全部用本实施方式的镍基合金焊接材料进行焊接，也可以将构成核反应堆内结构物的构件的一部分用本实施方式的镍基合金焊接材料进行焊接。
接着，对这些实施方式的镍基合金焊接材料中的各化学组成范围的限定理由进行说明。
(1)Cr：Cr是为了提高镍基合金焊接材料的耐SCC性、耐氧化性、耐蚀性及机械强度而不可或缺的元素。另外，Cr是强化相即M23C6型碳化物的构成元素。一般而言，随着Cr的含有率增加，耐蚀性提高，但是若Cr的含量过高，则变成高价格，另外，担心因有害相即σ相的析出而导致机械强度降低、焊接性降低。
Cr的含有率优选为26％左右以上，但在本实施方式中，设定为超过30％的范围。另外，如后述的实施例中所示的那样，在36.0％以下的范围内进行确认。其结果是，确认在36.0％以下的范围内也可得到良好的结果。
根据以上内容，将Cr的含有率设定为超过30.0％且为36.0％以下。
(2)C：C作为熔化时的脱氧剂及对于提高机械强度是有用的。另外，C是强化相即M23C6型碳化物的构成元素，并且具有确保铸造时的熔融金属的流动性的效果。另一方面，若C的含有率超过0.050％，则伴随着Cr碳化物的析出，在晶界附近产生Cr不足，耐SCC性降低。另外，变得容易产生延展性降低裂纹。因此，将C的含有率设定为0.050％以下。另外，由于在C的含有率低于0.001％的情况下，无法期待提高机械强度的效果，因此优选含有0.001％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的强度提高的效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(3)Fe：Fe对于提高机械强度是有用的。在Fe的含有率低于1.00％的情况下，机械强度降低。另一方面，若Fe的含有率超过3.00％，则耐蚀性降低。因此，将Fe的含有率设定为1.00％～3.00％。
(4)Si：Si作为熔化时的脱氧剂是有用的，并且具有提高铸造时的液性的效果。由于随着Si的含有率增加，生成非金属夹杂物，耐蚀性降低，因此Si的含有率优选较低。而且，若Si的含有率超过0.50％，则铸造性或机械强度降低。因此，将Si的含有率设定为0.50％以下。另外，由于在Si的含有率低于0.001％的情况下，无法期待作为熔化时的脱氧剂的效果，因此优选含有0.001％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的熔化时的脱氧效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(5)Nb+Ta：Nb及Ta通过形成碳化物来抑制Cr碳化物的生成，提高耐SCC性。但是，若Nb及Ta的含有率变高，则变得容易产生焊接裂纹。因此，将Nb+Ta的含有率设定为3.00％以下。
另外，由于在Nb+Ta的含有率低于0.01％的情况下，无法期待Cr碳化物生成的抑制效果，因此优选含有0.01％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的Cr碳化物生成的抑制效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
这里，“Nb+Ta”表示Nb与Ta的总量。另外，表示只要总量为上述范围内，则也可以不包含Nb或Ta中的任一者，或也可以包含两者。
(6)Ti：Ti通过形成碳化物来抑制Cr碳化物的生成，提高耐SCC性。若Ti的含有率超过0.70％，则变得容易产生焊接裂纹。因此，将Ti的含有率设定为0.70％以下。另外，作为能够期待Cr碳化物生成的抑制效果的最低限度优选为0.001％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的Cr碳化物生成的抑制效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(7)Mn：Mn是奥氏体(austenite)稳定化元素，并且与成为脆性的原因的S(硫)结合而成为MnS，防止脆性，提高强度或液性。在Mn的含有率低于0.10％的情况下，得不到上述的效果。另一方面，若Mn的含有率超过3.50％，则变得容易与S等形成非金属夹杂物，耐蚀性降低。进而，通过奥氏体的稳定化，焊接裂纹敏感性变高。因此，将Mn的含有率设定为0.10％～3.50％。
(8)Cu：Cu具有提高强度的效果。但是，由于若添加量过多则耐焊接裂纹性降低，因此Cu的含有率优选为0.5％以下。另外，作为可得到提高晶界强度的效果的最低限度优选为0.001％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的强度提高的效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(9)Mo：Mo会提高强度，同时对延展性降低裂纹有效。但是，由于若添加量增加则形成脆化相，因此优选Mo的含有率为2.00％～5.00％。
(10)Zr：Zr会提高晶界强度，同时对延展性降低裂纹有效。但是，由于若添加量过多则焊接性降低，因此Zr的含有率优选为0.05％以下。另外，作为可得到延展性降低裂纹抑制效果的最低限度优选为0.001％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的延展性降低裂纹抑制效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(11)B：B具有提高晶界强度的效果。但是，B的含有率优选为0.05％以下。另外，作为可得到提高晶界强度的效果的最低限度优选为0.01％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的晶界强度提高的效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(12)V：V具有提高强度的效果。但是，由于若添加量过多则延展性降低，因此V的含有率优选为0.5％以下。另外，作为可得到提高强度的效果的最低限度优选为0.01％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的强度提高的效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(13)Al：Al具有提高强度、脱氧化的效果。但是，由于若添加量过多则因产生炉渣等而焊接作业性降低，因此Al的含有率优选为0.5％以下。另外，作为可得到提高强度、脱氧化的效果的最低限度优选为0.01％以上。但是，在可以通过其他的添加元素而得到充分的强度提高及脱氧化的效果的情况下，也可以没有有意图的添加。
(14)Co(钴)：Co由于其同位素即60Co通过崩坏而成为γ射线源，因此在核反应堆内使用的情况的Co的含有率优选为0.12％以下。
(15)P及S：P及S是在本实施方式中的镍基合金焊接材料中被分类为不可避免的杂质的物质。这些不可避免的杂质优选使残存于镍基合金焊接材料中的含有率尽可能接近0％。
P会产生晶界的脆化而降低耐蚀性。进而，通过P偏析(demixing或segregation)而变得容易大幅地产生焊接裂纹。因此，P的含有率优选被抑制在0.005％以下。另外，若S的含有率大于0.010％，则S与Mn形成非金属夹杂物，使耐蚀性降低。因此，S的含有率更优选被抑制在0.005％以下。若P及S的含有率分别为0.005％以下，则可抑制凝固裂纹。
根据以上叙述的基于本实施方式的镍基合金焊接材料及核反应堆用焊接材料，与现有的构成BWR用焊接材料的合金、例如182合金及82合金相比具有优异的耐SCC性，并且具有良好的焊接性。因此，通过在用于将核能装置中的堆内结构物进行焊接的焊接材料中使用实施方式的镍基合金焊接材料，从而堆内结构物的焊接变得容易，能够期待堆内结构物的焊接部中的耐SCC性提高。
实施例
以下，参照附图及表对本实施方式的具体的实施例进行详细说明。需要说明的是，本实施方式并不限定于这些实施例。
(步骤1)图1是表示关于镍基合金焊接材料各自的化学成分的比较表。作为镍基合金焊接材料，示出A、B、C及D这4种组成。
为了分别得到具有这些化学组成的镍基合金焊接材料，将必要的原材料通过真空感应熔化炉进行熔化，制造了约150mm见方×约450mm长度的锭(ingot)。之后，通过锻造而制作Φ60mm×约1000mm的锻造品，通过辊(roll)轧制而设定为Φ9.5mm。进而，将表面剥落(peeling)后，通过拉丝制成Φ1.2mm的线。这样操作，对于镍基合金焊接材料A、B、C及D这4种，确认能够制造焊接材料。
(步骤2)图2是说明试验体采集的图，(a)是正视图，(b)是侧视图，(c)是俯视图。在构架12的平板12a上，以平板状形成基材部11，在基材部11上形成堆焊部10。构架12按照基材部11不会变形的方式确保刚性。基材部11设定为600合金制。制作3台该状态的试验体。
使用步骤1中制造的镍基合金焊接材料中的A、B及C，在各个基材部11上，通过将线能量设定为16KJ/cm以下、将基础电流(base current)设定为180A、将焊接材料的进给速度设定为900mm/分钟的钨极惰性气体保护焊(gas tungsten arc weld)，如图2中所示的那样通过多层堆积形成长度L为250mm、宽度W为60mm、高度H为50mm的堆焊部10。
其结果确认，关于利用镍基合金焊接材料A、B及C的焊接材料中的任一者，均可以没有问题地堆焊，无有害的缺陷。
需要说明的是，关于镍基合金焊接材料D，也认为由于除Mo以外的成分与镍基合金焊接材料A同等，因此能够以与利用镍基合金焊接材料A的焊接材料相同条件进行焊接。
(步骤3)从步骤2中形成的各个堆焊部10各采集4个10mm宽、50mm长、2mm厚的试验片20。对于这些试验片，实施了以下所示的有裂缝的弯曲梁(CBB：Creviced Bent Beam)试验。
图3是表示CBB试验夹具的图，(a)是正视图，(b)是侧视图。需要说明的是，在以下的说明中，使用了上下方向的表达，但是为了便于说明而使用的，并不是指限定于此。
如图3中所示的那样，CBB试验夹具30作为整体具有大致长方体的外径。CBB试验夹具30具有将试验片20上下夹持的上半部31及下半部32、用于在试验片20与上半部31之间确保间隙的石墨罩(graphite wool)34和两个间隔物(spacer)35、以及将上半部31及下半部32彼此紧固的两根螺栓33。两个间隔物35按照夹持石墨罩34的方式配置。
上半部31在长度方向上朝向上方而形成为凹面状，下半部32按照与上半部31的凹面相对的方式在长度方向上朝向上方而形成为凸面状。上半部31的凹面及下半部32的凸面按照各自的曲率半径成为100mm的方式形成。
试验片20被夹在上半部31与下半部32之间，被螺栓33紧固。此时，利用石墨罩34和间隔物35而在试验片20与上半部31之间确保间隙，对试验片20附加由间隔物35及下半部32产生的弯曲载荷，并且确保在上表面形成有腐蚀环境形成用的空间的状态。
为了基于以上那样的试验体系来评价高温水中的应力腐蚀开裂敏感性，采用步骤2中制作的使用了镍基合金焊接材料A、B及C的试验片20，进行了CBB试验。
CBB试验是使用高压釜(auto clave)在温度为288℃、压力为7.8MPa的高温高压纯水中浸渍500小时后，评价有无SCC产生。试验对于从各个镍基合金焊接材料采集的4个试验片20进行了实施。
图4是表示CBB试验的结果的表，示出了使用镍基合金焊接材料A的试验片、使用镍基合金焊接材料B的试验片及使用镍基合金焊接材料C的试验片各自的CBB试验后的裂纹产生数目。
其结果是，在使用了镍基合金焊接材料A、B及C的各4个试验片中，全部没有见到应力腐蚀开裂的产生。需要说明的是，关于镍基合金焊接材料D，也认为由于对耐蚀性造成影响的Cr量与镍基合金焊接材料A同等，因此耐SCC性优异。
需要说明的是，就182合金而言进行了以下报道：在进行了同样的试验的情况下，显示出SCC敏感性(“对镍基焊接金属的高温水中SCC敏感性造成的加工的影响”、材料和环境2005、A310)。
(步骤4)从步骤2中形成的镍基合金焊接材料C的堆焊部10采集CT(compactTension)试验片，进行了SCC龟裂进展试验。
图5是表示SCC龟裂进展试验中使用的试验片形状的图，(a)是左侧视图，(b)是正视图，(c)是右侧视图。
CT试验片40在基座41的宽度方向的中央从端部形成缺口42，在载荷附加部43及44间附加拉伸载荷。在基座41的背面45(图5中右侧面)上，在被分割的部分各自上形成有刻印45a。
CT试验片40的各部尺寸为使用了以标称值计厚度T为12.7mm、宽度D为30.48mm、长度H为31.75mm的0.5T的CT试验片。另外，缺口42的宽度W为1.6mm。
在大气中、室温下导入预制疲劳裂纹后，在以下的水质中使用高压釜导入环境中预制龟裂。之后，在以下的水质条件及载荷条件下实施了SCC龟裂进展试验。
<水质条件>温度：288℃；压力：9MPa；腐蚀电位(ECP)：150mVSHE以上；<载荷条件>试验载荷：7.0kN；目标应力强度因子K：约32～34MPa
Figure BDA0002405764300000101
恒载荷的龟裂进展时间设定为562.9小时，在试验后进行断面修正而求出龟裂进展速度。
图6是表示关于基于本实施例的镍基合金焊接材料C和82焊接材料的SCC龟裂进展速度与应力强度因子的关系的图表。曲线S为所提出的82合金(TIG焊接材)的平均龟裂进展速度曲线((德)核能安全基础机构、平成17年度关于Ni基合金应力腐蚀开裂(SCC)进展评价技术调查(恒载荷试验)的报告书)。另外，点P是此次的镍基合金焊接材料C的情况的试验结果。
镍基合金焊接材料C的情况的龟裂进展速度在应力强度因子K为32.2MPa
Figure BDA0002405764300000102
时为2.63×10-12(m/秒)。此时的龟裂进展速度da/dt约低于1.23×10-12[m/秒]。镍基合金焊接材料C的情况的龟裂进展速度da/dt的值如图6中所示的那样显示比82合金充分低。
如以上所示的那样，确认根据实施例，能够提供耐SCC性良好并且焊接性优异的镍基合金焊接材料及核反应堆用焊接材料。
图7是表示核能用设备及结构物的修补方法的步骤的流程图。首先，进行镍基合金焊接材料的准备(步骤S01)。这里，镍基合金焊接材料为本实施方式中所示的焊接材料。
接着，实施使用步骤S01中准备的镍基合金焊接材料的核能用设备及结构物的修补(步骤S02)。如实施例中所示的那样，通过使用耐SCC性良好并且焊接性优异的焊接材料，能够对于核能用设备及结构物进行可靠性高的修补。
图8是概念性表示沸水型核反应堆的护罩支架的局部立式截面图。在堆芯的径向外侧包围堆芯的护罩支架2介由护罩支架3由核反应堆压力容器1被支撑。该护罩支架3与核反应堆压力容器1的焊接部为异质材料接头。
图9是概念性表示沸水型核反应堆的控制棒驱动机构壳体贯通部的局部立式截面图。用于将从下方贯通核反应堆压力容器1的控制棒驱动机构壳体5的贯通部密封的焊接部也同样地为异质材料接头。
基于本实施方式的镍基合金焊接材料可以适用于这样的核能用设备及结构物等焊接接手。除了沸水型核反应堆的护罩支架、控制棒驱动机构壳体贯通部的异质材料焊接部以外，虽然未图示，但是还可以用于压水型核反应堆的压力容器上盖的管台的焊接部或蒸气产生器的焊接部等。
进而，在核能领域以外，还可以用于使用镍基合金那样的需要高耐蚀性的发电厂或化工厂、海洋船舶或其结构物等。
[其他的实施方式]以上，对本发明的几个实施方式进行了说明，但这些实施方式是作为例子而提出的，并不意图限定发明的范围。
另外，也可以将各实施方式的特征组合。进而，这些实施方式可以以其他各种方式实施，在不脱离发明的主旨的范围内，可以进行各种省略、置换、变更。这些实施方式和其变形包含于发明的范围、主旨中，同样包含于权利要求书中记载的发明和其同等的范围内。

Claims (11)

1.一种镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计含有Cr：超过30.0％且为36.0％以下、C：0.050％以下、Fe：1.00％～3.00％、Si：0.50％以下、Nb+Ta：3.00％以下、Ti：0.70％以下、Mn：0.10％～3.50％、Cu：0.5％以下，剩余部分包含Ni及不可避免的杂质。
2.根据权利要求1所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计进一步含有2.00％～5.00％的Mo。
3.根据权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计进一步含有0.05％以下的Zr。
4.根据权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计进一步含有0.05％以下的B。
5.根据权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计进一步含有0.5％以下的V。
6.根据权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计进一步含有0.5％以下的Al。
7.根据权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，其以质量％计进一步含有0.12％以下的Co。
8.根据权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料，其特征在于，所述不可避免的杂质中的S及P分别为0.005％以下。
9.一种核反应堆用焊接材料，其特征在于，其使用权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料。
10.一种核能用设备及结构物，其特征在于，其使用权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料。
11.一种核能用设备及结构物的修补方法，其特征在于，其具有以下步骤：材料准备步骤，该材料准备步骤准备权利要求1或权利要求2所述的镍基合金焊接材料作为修补用的焊接材料；和
修补步骤，该修补步骤使用所述焊接材料并实施核能用设备及结构物的修补。
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