核能電廠中冷作彎管之深度分析研究報告：法規、材料力學與台灣運轉實務 (In-depth Analysis of Cold-Bending Pipes in Nuclear Power Plants: Regulations, Mechanics of Materials, and Operational Practices in Taiwan)

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一、 摘要 (Summary)

核能電廠之管線系統（Piping System）構成其壓力邊界與能量傳輸之核心，其結構完整性直接攸關核能安全與發電可靠度。在管線製造與施工過程中，「冷作彎管」（Cold Bending）作為一種取代傳統對銲彎頭（Butt-welded Elbows）的工法技術，因其具備減少銲接道數、降低檢測成本及提升施工效率等經濟優勢，而被廣泛應用於核能電廠之輔助系統及部分高能管線中。然而，冷作彎管透過塑性變形改變管材幾何形狀的過程，無可避免地引入了殘餘應力（Residual Stress）、加工硬化（Work Hardening）及幾何真圓度偏差（Ovality），這些因子在長期的運轉環境下，顯著改變了管線的材料抗性與流體動力學特性。

本報告旨在針對核能電廠中冷作彎管進行詳盡的分析研究，範圍涵蓋國際法規標準（ASME BPVC與RCC-M）、材料微觀特性變化、殘餘應力分佈機制及流體加速腐蝕（Flow-Accelerated Corrosion, FAC）之交互作用。報告之核心將聚焦於台灣電力公司（Taipower）所屬之核一廠（Chinshan, BWR）、核二廠（Kuosheng, BWR）及核三廠（Maanshan, PWR）之實際運轉經驗，深入探討其歷史失效案例，包括應力腐蝕龜裂（IGSCC）、沖蝕腐蝕（Erosion-Corrosion）及熱疲勞（Thermal Fatigue）等劣化機制。

分析顯示，雖然ASME法規允許在特定應變限值下免除銲後熱處理（PWHT），但台灣的運轉經驗——特別是核三廠的抽氣蒸汽管線破裂與核二廠噴射泵支架龜裂案例——證實了「符合法規」未必等同於「免疫於老化」。冷作引入的微觀結構改變（如奧氏體不銹鋼中的麻田散鐵相變）與高殘餘張應力，成為應力腐蝕龜裂的溫床；而彎管特有的流場擾動則加劇了碳鋼管線的局部減薄。報告最後總結了台電在老化管理計畫（Aging Management Program, AMP）中的演進，從早期的CHECWORKS預測模型轉向更為精確的3D整合管理系統（如ToSPACE），並提出了針對冷作彎管之未來檢測與維護建議。

二、 緒論 (Introduction)

在核能電廠錯綜複雜的管線佈局中，流體方向的改變是不可避免的設計需求。工程上主要透過兩種方式實現：一是使用工廠預製的標準彎頭（Elbows），二是利用直管進行彎曲加工（Bends）。儘管兩者功能相似，但其製造履歷、冶金狀態及幾何特性存在本質上的差異。

2.1 冷作彎管與標準彎頭之定義與製程差異

標準彎頭（Elbows） 通常依據ASME B16.9等標準製造，採用熱推（Hot Pushing）或模具成型工法，並經過正規化（Normalizing）或固溶熱處理（Solution Annealing），以消除製程應力並恢復材料韌性 1。其曲率半徑標準化為長半徑（1.5D）或短半徑（1.0D），管壁厚度均勻，流體特性相對可預測。

彎管（Bends） 則多由直管直接加工而成，曲率半徑較大（通常為3D至5D或更大）。冷作彎管（Cold Bending） 特指在金屬再結晶溫度以下（通常為室溫）進行的塑性變形加工 3。此製程利用彎管機對管材施加彎矩，迫使管材沿著模具產生永久變形。

2.2 冷作彎管之工程經濟優勢

冷作彎管在核能電廠建設與維修中具有顯著的經濟誘因：

  1. 減少銲接需求：每一個彎管取代一個標準彎頭，意味著減少了兩道環口銲道（Girth Welds）。這不僅節省了銲接工時與材料，更重要的是消除了兩個潛在的洩漏點及後續在役檢查（In-Service Inspection, ISI）的檢測點 5。
  2. 施工彈性：現場冷彎可根據實際佈管需求調整角度（如非標準的45度或90度），解決現場干涉問題。
  3. 流體阻力優化：大半徑彎管（如5D）理論上比標準彎頭（1.5D）具有更低的流阻係數，有助於降低泵浦揚程需求。

然而，這些優勢伴隨著材料性能的代價。冷作過程是一種劇烈的塑性變形，管材外弧側（Extrados）受拉伸導致壁厚減薄，內弧側（Intrados）受壓縮導致壁厚增厚，且截面不可避免地發生橢圓化（Ovality）變形 6。更關鍵的是，冷作硬化（Strain Hardening）效應顯著提高了材料的降伏強度與硬度，卻犧牲了延展性與韌性，並在管壁內留存了極高的殘餘應力。

三、 法規標準與設計規範分析 (Regulatory Frameworks and Standards)

核能級管線的設計與製造受到嚴格的法規監管。台灣核能電廠主要採用美系法規（US NRC與ASME），但在材料採購與某些設備上亦參考歐系標準。理解ASME與RCC-M在冷作彎管規範上的異同，對於分析其安全裕度至關重要。

3.1 ASME Boiler and Pressure Vessel Code (BPVC) Section III

ASME Section III是核能級組件（Class 1, 2, 3）的核心規範。針對冷作成型（Cold Forming），法規主要關注成型過程中的應變量（Strain）及其對材料韌性的影響。

3.1.1 應變限值與熱處理要求 (Strain Limits and Heat Treatment)

ASME Section III, Subsection NB-4212（成型與彎曲程序）與NB-4213（成型材料之資格鑑定）規定，若成型過程導致的材料應變超過特定限值，則必須進行成型後熱處理（Post-Forming Heat Treatment, PFHT）以恢復材料性能 8。

對於肥粒鐵鋼（Ferritic Steels，如碳鋼），ASME Code Case及NB-4212通常設定5%的極限纖維伸長率（Extreme Fiber Elongation）作為門檻。若應變小於5%，則允許在「鑄態」（As-bent）下使用，無需後續熱處理。應變ε 的估算公式通常如下：

ε=100*r/R

其中 r為管子半徑，R為彎曲半徑。對於常用的3D彎管（R=3*2r），其名目應變約為16.7%，這顯然超過了5%的門檻，因此理論上大多需進行消除應力熱處理（Stress Relief）。然而，法規中存在諸多豁免條款（Exemptions），例如若材料在成型後的衝擊試驗（Impact Test）能證明其韌性仍符合要求，則可免除熱處理 10。這成為了許多冷作彎管未經熱處理即投入使用的法規依據。

對於奧氏體不銹鋼（Austenitic Stainless Steels，如Type 304/316），ASME法規相對寬容。NB-4212指出，除非設計規範（Design Specification）特別要求（例如針對抗應力腐蝕龜裂SCC的需求），否則冷作不銹鋼管可在As-bent狀態下使用 11。這一寬鬆規定在BWR環境下後來被證明是導致IGSCC頻發的主因之一。

3.1.2 尺寸公差：真圓度與減薄 (Dimensional Tolerances)

冷彎過程造成的截面變形受NB-4223.2規範。法規要求彎曲後的真圓度偏差（Ovality）不得超過8%，計算公式為：

Ovality = 100* (Dmax – Dmin)/Dnominal

此外，管壁減薄（Wall Thinning）必須受到控制，確保彎管外弧側的剩餘壁厚仍大於設計壓力所需的最小壁厚（tmin） 6。實務上，這要求在選用母管時必須預留足夠的「厚度裕度」（Schedule），例如使用Sch 80的直管來彎製設計需求為Sch 40的彎管。

3.2 法國 RCC-M 規範之比較分析

RCC-M是法國針對壓水式反應器（PWR）制定的核能設計與建造規範，其在冷作彎管的管控上展現了不同的哲學。

比較項目 ASME Section III (美國) RCC-M (法國) 分析與意涵
適用範圍 核能級組件 (Class 1-3) 核島機械組件 (PWR Nuclear Island) RCC-M專注於PWR，與台電核三廠相關性高。
冷作熱處理 依據應變量 (>5%) 判定，但在不銹鋼上有較多豁免。 Section RB 4200 強調「製程驗證」(Production Validation)。 RCC-M傾向透過模擬件(Mock-up)驗證製程參數是否損害材料，而非單純依賴應變數值 14。
疲勞分析 採用時間點組合 (Time Instant Combination)，針對個別應力峰值計算。 採用暫態組合 (Transient Combination)，且Ke  (塑性修正因子) 的應用更為保守。 RCC-M在處理幾何不連續處（如彎管）的疲勞壽命評估上，可能得出與ASME不同的累積使用係數(CUF) 15。
非破壞檢測 (NDE) Class 2/3 的對接銲道檢測要求較低，依賴較高的設計安全係數補償。 即便是 Class 2/3，對接銲道仍要求較高比例的射線(RT)或超音波(UT)檢測。 RCC-M在銲接品質管控上較為嚴格，但在冷彎本身的缺陷檢測上兩者相似 17。

 

3.3 台灣法規環境之適應性

台灣核能法規體系長期追隨US NRC，因此ASME Code是主要的執法依據。然而，隨著電廠老化，台灣管制單位（核能安全委員會）引入了更多關於「老化管理」的要求，這實際上修補了早期ASME法規在冷作彎管環境劣化（如FAC與IGSCC）方面的不足。例如，針對碳鋼管線壁厚減薄的Code Case N-597被廣泛應用於評估減薄管線的剩餘壽命 18。

四、 材料特性變化與殘餘應力機制 (Material Characteristics and Residual Stresses)

冷作彎管不僅改變了管線幾何，更是一場劇烈的冶金狀態改變過程。理解這些變化是分析失效案例的物理基礎。

4.1 殘餘應力分佈機制 (Residual Stress Distribution)

冷作過程中，管材截面經歷了不均勻的彈塑性變形。當外力移除後，彈性回復（Springback）受到塑性變形區域的拘束，從而在管壁內鎖住了巨大的殘餘應力。

  • 周向應力（Hoop Stress）：研究顯示，彎管的內弧側（Intrados）因受到強烈的擠壓，通常呈現殘餘壓應力；而中性軸（Neutral Axis）與外弧側（Extrados）則可能殘留顯著的殘餘張應力（Residual Tensile Stress） 19。
  • 軸向應力（Axial Stress）：在小半徑彎管（r/D <3）中，軸向殘餘應力可能達到材料的降伏強度水平 20。
  • 應力腐蝕的溫床：殘餘張應力是應力腐蝕龜裂（SCC）的三大要素之一（應力、材料敏感性、腐蝕環境）。若彎管內表面存在殘餘張應力，且直接接觸反應器冷卻水，則極易誘發SCC，即便外加負載很低 21。

4.2 加工硬化與微觀組織改變 (Work Hardening & Microstructure)

冷作導致晶格差排（Dislocations）密度急劇增加，產生加工硬化。

  • 硬度異常：台電綜合研究所（TPRI）在分析失效爐管時發現，冷彎區域的維氏硬度（Vickers Hardness）可飆升至 HV 240~300，遠高於母材的標準值。這種高硬度意味著延展性（Ductility）的喪失，使材料變脆 23。
  • 麻田散鐵相變（Martensitic Transformation）：對於核電廠廣泛使用的304/316奧氏體不銹鋼，冷作會誘發亞穩態的奧氏體轉變為麻田散鐵（Strain-Induced Martensite）。麻田散鐵相不僅硬度高、脆性大，且在電化學上與奧氏體基體存在電位差，容易成為局部腐蝕的通道，加速IGSCC的發生 21。

五、 流體動力學影響：流體加速腐蝕 (FAC) 與沖蝕

冷作彎管的幾何特徵直接影響管內流場，進而決定了流體加速腐蝕（Flow-Accelerated Corrosion, FAC）的嚴重程度。FAC是碳鋼管線在流動水或濕蒸汽中，表面保護性磁鐵礦（Magnetite,Fe3O4）氧化層被溶解並帶走的現象。

5.1 彎管流場與標準彎頭之差異

標準彎頭由於曲率半徑小（1.5D），流體通過時會產生強烈的二次流（Secondary Flow），即著名的迪恩渦（Dean Vortices）。這對渦流會增加管壁的剪應力（Shear Stress）與質量傳送係數（Mass Transfer Coefficient），導致外弧側與側壁的減薄 24。

冷作彎管通常半徑較大（>3D），理論上流場應較為平順。然而，實際情況更為複雜：

  1. 截面橢圓化（Ovality）：冷彎造成的橢圓截面會破壞邊界層的穩定性，在長半徑彎管中產生非典型的渦流結構。
  2. 串聯效應：在核電廠緊湊的空間中，彎管常與閥門、異徑管（Reducer）或三通（Tee）緊密連接（Close-coupled）。上游元件產生的擾動流（如旋流 Swirl）進入彎管後，會因幾何不對稱而被放大。研究指出，這類複合幾何導致的局部FAC速率可能遠高於單一元件的預測值 26。

5.2 沖蝕腐蝕 (Erosion-Corrosion)

在濕蒸汽環境（如核三廠的抽氣蒸汽系統），流體中夾帶的高速液滴對管壁產生機械撞擊，結合化學溶解作用，形成沖蝕腐蝕。冷作彎管內表面的微觀粗糙度（因加工拉伸產生）可能成為沖蝕的起始點。台電核三廠的案例顯示，即便在大半徑彎管中，若流速過高且乾度（Quality）不足，外弧側仍會發生快速減薄 27。

六、 台灣核能電廠實際運轉失效案例分析 (Case Studies in Taiwan NPPs)

台灣電力公司營運的核一、核二、核三廠，在其數十年的運轉歷程中，累積了豐富的冷作彎管失效與維護經驗。這些案例具體反映了上述理論機制的實際後果。

6.1 核一廠 (Chinshan, BWR)：再循環管線與除役期風險

核一廠作為台灣首座核能電廠，其早期運轉經驗深受BWR特有的IGSCC問題困擾。

  • 再循環管線 IGSCC：核一廠早期採用Type 304不銹鋼作為再循環系統（RCS）管材。由於304不銹鋼對敏化（Sensitization）的高敏感性，加上冷作施工引入的殘餘應力，導致多處發生晶間應力腐蝕龜裂。台電隨後進行了大規模的管線更換（Recirculation Piping Replacement），改用Type 316NG（Nuclear Grade）低碳控氮不銹鋼，並對既有銲道實施感應加熱應力改善（IHSI）以將表面張應力轉為壓應力 29。
  • 除役期間冷卻水管破裂（2020/2021）：在核一廠進入除役階段後，發生了一起冷卻水管遭鑽探破壞的事件 31。雖然此事件主因為施工不慎，但也暴露了埋地管線（Buried Piping）管理的盲點。許多埋地管線屬冷作彎製的碳鋼管，長期埋於土壤中，除面臨內部的FAC風險外，外部亦受土壤腐蝕威脅。冷作區域的硬化使其對外部衝擊的抵抗力下降（韌性降低），在意外挖掘中更易發生脆性斷裂而非塑性變形。

6.2 核二廠 (Kuosheng, BWR)：噴射泵與飼水系統劣化

核二廠面臨的挑戰集中在反應器爐內組件與高能管線的FAC。

  • 噴射泵感測管線龜裂 (Jet Pump Sensing Line Cracking)：核二廠曾發生噴射泵感測管線及支架樑的龜裂事件。失效分析指出，這些小口徑不銹鋼管在安裝過程中進行了現場冷彎以配合路徑，且未進行熱處理。冷作誘發的材料硬化與殘餘應力，在BWR爐水的高氧化環境（高溶氧）及流體誘導振動（FIV）的交互作用下，發生了IGSCC與疲勞的複合失效（Corrosion Fatigue）21。
  • 飼水系統 FAC：與全球BWR類似，核二廠的飼水（Feedwater）與凝結水系統遭受嚴重的FAC威脅。特別是在控制閥下游的彎管段，由於流體經閥門節流後產生劇烈擾動，衝擊彎管壁面。台電引入CHECWORKS軟體進行預測，但發現實際減薄位置常發生在幾何形狀不連續（如冷彎橢圓化嚴重）的區域，顯示單純依賴軟體預測的侷限性 26。

6.3 核三廠 (Maanshan, PWR)：抽氣蒸汽管線破裂與熱疲勞

核三廠作為壓水式反應器（PWR），其二次側系統（Secondary Side）的管線劣化問題尤為突出。

  • 抽氣蒸汽管線沖蝕破裂：核三廠曾發生類似美國Surry電廠與日本Mihama電廠的管線破裂事件 26。失效發生在高壓汽機抽氣至加熱器的管線上。該管段為碳鋼材質，承受濕蒸汽的高速流動。
    • 失效機制：研究顯示，這是一起典型的沖蝕-腐蝕（Erosion-Corrosion）失效。破裂位置位於一個彎管（或彎頭）的外弧側。濕蒸汽中的液滴不斷衝擊管壁，破壞磁鐵礦保護層，而冷作彎管內表面的應力集中與幾何不連續性加劇了湍流強度，導致減薄速率遠超設計預期。
    • 教訓：此事件促使台電全面檢討二次側管線的壁厚檢測計畫，並將檢查範圍從標準彎頭擴大至所有冷作彎管及擴擴管（Expander）。
  • 餘熱移除系統 (RHR) 混合三通熱疲勞：核三廠RHR系統的混合三通（Mixing Tee）處，冷熱流體交匯產生熱條紋（Thermal Striping）。連接三通的冷作彎管因自身帶有高殘餘張應力，使平均應力（Mean Stress）提高，從而大幅降低了材料的疲勞限（Fatigue Limit）。這使得在正常熱循環應力幅度下，管線仍可能提早發生疲勞龜裂 33。

七、老化管理策略 (Aging Management Strategies)

面對上述挑戰，台電發展了一套結合檢測、預測與減緩的綜合老化管理策略。

7.1 檢測技術之演進 (Inspection Technologies)

  • 超音波測厚 (UT Grid)：針對FAC敏感管線，台電建立了網格化UT檢測程序。對於冷作彎管，特別關注外弧側與流體衝擊點。然而，冷作彎管的初始壁厚（製程減薄後）往往缺乏準確紀錄，這使得計算實際減薄率（Wear Rate）變得困難。台電通過建立基準資料庫（Baseline Data）逐步修正此誤差 34。
  • 脈衝渦電流 (PEC)：為了在不拆除保溫層的情況下檢測FAC（特別是石棉保溫層），台電引進了PEC技術。這對於大範圍篩選埋地或難以接近的冷作彎管極具效益 35。
  • ToSPACE 系統：鑒於CHECWORKS軟體在處理複雜3D幾何與各種三通/彎管組合上的不足，台電開發了本土化的ToSPACE（Total Solution for Piping And Component Engineering）系統。該系統整合了3D管線模型與檢測數據，能更精確地可視化冷作彎管的減薄趨勢，並優化檢測點的選取 34。

7.2 減緩與改善措施 (Mitigation)

  • 水化學改善：在BWR（核一、核二），全面實施加氫水化學（HWC）與貴金屬被覆（NMCA），降低爐水電化學腐蝕電位（ECP），以抑制冷作不銹鋼管的IGSCC 18。
  • 材料升級：針對FAC嚴重區域，台電採取的終極手段是更換管材。將原本的碳鋼（Carbon Steel）更換為含鉻量較高的低合金鋼（如A335 P11或P22，含25% Cr以上）或不銹鋼。鉻能形成穩定的氧化層，顯著抵抗FAC。對於冷作彎管，新裝設的管件被要求進行嚴格的銲後熱處理或直接採用工廠預製的感應加熱彎管（Induction Bends），以消除殘餘應力 18。

八、 台電綜合研究所 (TPRI) 失效分析洞察

台電綜合研究所（TPRI）針對電廠失效組件進行了深入的冶金分析，其發現為冷作彎管的風險提供了微觀證據。

8.1 硬度與熱處理的關聯性

在分析失效的加熱器管（Heater Tubes）與輔助鍋爐管時，TPRI發現破裂管件在冷彎區域的硬度異常偏高（HV 240~300），而直管段則符合ASTM標準。這證實了該管件在製造後未經適當的熱處理。

  • 化學協同效應：TPRI在裂縫尖端檢測到硫（Sulfur）與氯（Chlorine）元素。這表明失效機制為應力腐蝕龜裂（SCC）。冷彎殘留的高應力提供了驅動力，而環境中的腐蝕性雜質則提供了化學條件，兩者結合導致了快速穿晶或沿晶破裂 23。

8.2 鍋爐管的窗型破裂 (Window-type Failure)

TPRI記錄了低壓過熱器彎頭處發生的「窗型破裂」。這類破裂通常發生在彎管背脊處，特徵是大面積的脆性剝離。分析顯示，這是由於冷作硬化降低了材料韌性，在啟停爐的熱應力循環下，裂紋從內壁的高應力集中區萌生並迅速擴展 23。

九、 結論與建議 (Conclusion and Recommendations)

綜合上述法規、理論與台灣核電廠的實務經驗，本研究得出以下結論：

  1. 冷作彎管的雙面刃：冷作彎管雖然在建設階段提供了極大的經濟與施工便利性，但其引入的殘餘應力、幾何偏差與加工硬化，為電廠長期運轉埋下了隱患。
  2. 法規的侷限性：ASME法規中對5%應變以下免熱處理的規定，在面對FAC與IGSCC等環境敏感機制時顯得過於樂觀。台灣核二、核三廠的案例顯示，即便符合法規的冷彎管，在特定環境下仍會失效。
  3. 老化管理的關鍵：準確的幾何建模（如ToSPACE系統）與針對性的非破壞檢測（關注幾何不連續處）是管理冷作彎管風險的關鍵。單純依賴通用預測軟體（如早期CHECWORKS）可能低估局部幾何效應導致的減薄。

建議事項：

  • 新設/更換管線：在電廠延役或組件更換時，應優先選用感應加熱彎管（Induction Bends）或標準熱成型彎頭，盡量避免現場大角度冷彎。
  • 強化退應力處理：建議針對ASME法規中雖允許但具風險之20%應變以下情形（特別是不銹鋼材質），仍一律採退應力處理（Stress Relief），不應引用法規之豁免條款，以徹底消除殘餘應力並降低IGSCC風險。
  • 檢測基準建立：對於現存的冷作彎管，應盡量利用歷史數據或同型管件建立「初始壁厚」與「初始橢圓度」的基準資料，以提高減薄率計算的準確度。
  • 數位化管理：持續優化ToSPACE等3D管理系統，將TPRI的失效分析參數（如硬度極限值、殘餘應力模型）納入預測演算法中，實現更精準的風險指引。

 

表 1：各類彎管工法與性能比較表

特性項目 冷作彎管 (Cold Bending) 感應加熱彎管 (Induction Bending) 標準彎頭 (Factory Elbow)
加工溫度 室溫 (Ambient) 局部加熱 (~800-1100°C) 全體加熱/鍛造
殘餘應力 極高 (需熱處理消除) 低 (通常含回火製程) 低 (經正常化處理)
加工硬化 顯著 (硬度HV增加) 輕微 無 (母材水準)
壁厚變化 外弧減薄/內弧增厚明顯 可控制 (推擠補償) 均勻 (符合標準公差)
真圓度 易產生橢圓化 (Ovality) 良好 優異
主要風險 IGSCC, FAC (因擾流) 需控制熱影響區 (HAZ) 銲道根部腐蝕
適用情境 小口徑、低壓、現場配管 大口徑、高壓、長半徑需求 標準管線配置

 

表 2：台灣核能電廠冷作彎管相關失效機制彙整

電廠 (型式) 系統/組件 失效/老化機制 關鍵影響因子 改善對策
核一廠 (BWR) 再循環管線 IGSCC 冷作殘餘應力 + 敏化 + 高溶氧 更換材質(316NG) + IHSI + HWC
核二廠 (BWR) 噴射泵感測管 IGSCC / 疲勞 現場冷彎硬化 + 流體振動 應力分析優化 + 固定支架改良
核二廠 (BWR) 飼水/凝結水 FAC 下游幾何擾動 (冷彎橢圓化) ToSPACE精準預測 + 更換低合金鋼
核三廠 (PWR) 抽氣蒸汽管線 沖蝕-腐蝕 (Erosion-Corrosion) 濕蒸汽 + 彎管外弧湍流 擴大UT檢測範圍 + 材質升級
核三廠 (PWR) RHR混合三通 熱疲勞 (Thermal Fatigue) 冷彎殘餘張應力 + 熱條紋循環 溫度監測 + 疲勞評估

參考文獻

  1. Piping and Pipeline Bends – EPCM Holdings, https://epcmholdings.com/piping-and-pipeline-bends/
  2. What is elbow in a pipe fitting?, https://www.malleableiron-pipefitting.com/industry-knowledge/what-is-elbow-in-a-pipe-fitting.html
  3. How To Bend Pipes For Pipeline? – YouTube, https://www.youtube.com/watch?v=EFI4zrc_GNo
  4. What is Induction Bending? Hot Bending vs. Cold Bending. – PipeTec, https://pipetec.ae/induction-bending/what-is-induction-bending-hot-bending-vs-cold-bending
  5. Cost Comparison Charts – Tube-Mac Piping Technologies, https://tube-mac.com/resources/cost-comparison-charts/
  6. application of the asme code sec iii pressure requirements on tight radius out-of-round pipe bends – NC State Repository, https://repository.lib.ncsu.edu/server/api/core/bitstreams/0840ddff-4da9-41ae-8387-d539518e646c/content
  7. comparing cold bending and hot bending in pipe bending – lined pipe, clad pipes, induction bends, Pipe Fittings – Piping System Solutions, https://www.ltdpipeline.com/cold-bending-and-hot-bending-pipe/
  8. Forming strain of tube or pipe bends – Table UG-79-1 / UCS 79 – CIS ASME Code Forum, https://www.cis-inspector.com/forum/viewtopic.php?t=2533
  9. NUREG-2245, “Technical Review of the 2017 Edition of ASME Code, Section III, Division 5, “High Temperature Reactors”, https://www.nrc.gov/docs/ML2303/ML23030B636.pdf
  10. Strain-Based Acceptance Criteria for Energy- Limited Events – – INL Research Library Digital Repository – Idaho National Laboratory, https://inldigitallibrary.inl.gov/sites/sti/sti/4310585.pdf
  11. 46 CFR § 56.80-15 – Heat treatment of bends and formed components., https://www.law.cornell.edu/cfr/text/46/56.80-15
  12. IMSIER – OSTI.GOV, https://www.osti.gov/servlets/purl/4401305
  13. ASME B31.3 Process Piping Guide – LANL Engineering Standards, https://engstandards.lanl.gov/esm/pressure_safety/Section%20REF-3-R0.pdf
  14. Requirements from the RCC-M code (2020), https://ec.europa.eu/research/participants/documents/downloadPublic?documentIds=080166e515321770&appId=PPGMS
  15. Non-Linear Analysis Design Rules – World Nuclear Association, https://world-nuclear.org/images/articles/REPORT-Non-Linear-Analysis-Part-1.pdf
  16. Non-Linear Analysis Design Rules – World Nuclear Association, https://world-nuclear.org/images/articles/CORDEL-Non-Linear-Analysis-Part-2B-Final.pdf
  17. ASME Section III, Component Design and Construction, Including, https://files.asme.org/Divisions/NED/16796.pdf
  18. Recommendations for an Effective Flow-Accelerated Corrosion Program (NSAC-202L-R4) – EPRI, https://restservice.epri.com/publicdownload/000000003002000563/0/Product
  19. S0304-1-1 Residual Stress Evaluation of Cold-Bent Pipe by Neutron Diffraction Method, https://www.jstage.jst.go.jp/article/jsmemecjo/2009.1/0/2009.1_207/_article/-char/en
  20. Residual Stresses in CANDU Feeder Bends: Effect of Bend Radius – ResearchGate, https://www.researchgate.net/publication/267610331_Residual_Stresses_in_CANDU_Feeder_Bends_Effect_of_Bend_Radius
  21. IAEA Nuclear Energy Series Stress Corrosion Cracking in Light Water Reactors: Good Practices and Lessons Learned, https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1522_web.pdf
  22. Residual Stresses and Stress Corrosion Cracking in Austenitic Stainless Steels in Nuclear Environments – SAFER2028 research programme -, https://safer2028.fi/wp-content/uploads/SAFER2028_TOFFEE_D3_2.pdf
  23. 研發試驗年報 – 台灣電力公司, https://service.taipower.com.tw/TPRI/media/2jqfop2r/101%E5%B9%B4%E5%BA%A6.pdf?mediaDL=true
  24. CO2-saturated flow-induced corrosion of pipe elbow via experiments and simulation, https://www.emerald.com/acmm/article/72/6/894/1264985/CO2-saturated-flow-induced-corrosion-of-pipe-elbow
  25. CFD Analysis on Pipe Bend Flows – IJSART, https://ijsart.com/public/storage/paper/pdf/IJSARTV5I732942.pdf
  26. Review: Pipeline Layout Effect on the Wall Thinning of Mihama Nuclear Power Plants, https://www.mdpi.com/2673-4362/6/2/19
  27. A study on wear locations for HP turbine extraction piping in the, https://inis.iaea.org/records/btxn8-bqs64
  28. Nuclear Pipe Nightmares – UCS blog – Union of Concerned Scientists, https://blog.ucs.org/dlochbaum/nuclear-pipe-nightmares/
  29. Materials Reliability Program: Evaluation of the Capabilities and Limitations of Existing Technologies for Mitigation of PWSCC (MRP-122) – EPRI, https://restservice.epri.com/publicdownload/000000000001009504/0/Product
  30. investigation and evaluation of – stress-corrosion cracking in piping of light water reactor plants – Nuclear Regulatory Commission, https://www.nrc.gov/docs/ML1926/ML19263D018.pdf
  31. 核一廠去年挖破冷卻管原能會：機組未受影響| 產經 – 中央社, https://www.cna.com.tw/news/firstnews/202104080071.aspx
  32. BWRVIP-138NP, Revision 1-A: BWR Vessel and Internals Project, Updated Jet Pump Beam Inspection and Flaw Evaluation Guidelines. – Nuclear Regulatory Commission, https://www.nrc.gov/docs/ML1317/ML13176A048.pdf
  33. NEA CODAP PROJECT TOPICAL REPORT, https://www.oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2022-10/nea_csni_r_2019_13.pdf
  34. Development of ToSPACE for Pipe Wall Thinning Management in Nuclear Power Plants, https://www.scirp.org/journal/paperinformation?paperid=89333
  35. Assessing Flow-Accelerated Corrosion in Hard-to-Reach Places – Eddyfi, https://www.eddyfi.com/doc/Downloadables/application-note-assessing-flow-accelerated-corrosion-with-pulsed-eddy-current-01.pdf
  36. Feasibility Study: Use of Hydrazine in BWRs for ECP Reduction During Startup – EPRI, https://restservice.epri.com/publicdownload/000000000001016206/0/Product
  37. An overview of stress corrosion in nuclear reactors from the late 1950s to the 1990s – OSTI, https://www.osti.gov/etdeweb/servlets/purl/440034
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