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目前，国内外核电厂和核动力舰船用的核反应堆，主要堆型是以高温（280~350℃）和高压（80~185atm，1atm=101325Pa）水为工作介质的压水堆和沸水堆，由于这些核反应堆对机构材料的特殊要求，即稳定性要高；感生放射性要低；中子吸收截面要小。因此，与核反应堆工作介质相接触一回路烯烃的设备、构件和管件等均选用铬镍奥氏体不锈钢和具有奥氏体组织的少量高镍耐蚀合金。据统计，一座100万千瓦的大型压水堆核电厂，核反应堆本体、堆内构件、主管道和蒸发器等便需要2000多吨不锈钢板材、棒、管材和锻件，但不包括为了承受核反应堆内的高压，而采用的低合金高强度钢压力壳内侧所堆焊的大量用于高温水腐蚀的铬镍奥氏体不锈钢。人们常说核反应堆是用不锈钢“堆”出来的，一点都不夸大。

由于铬镍奥氏体不锈钢具有面心立方结构的奥氏体组织，即使在堆内高中子通量的作用下，一般也不会有脆化的危险，因此它们都具有高的核稳定性；由于铬镍奥氏体不锈钢与又具有优良的耐蚀性和对其化学成分、所含杂质的严格控制以及高表面光洁度等的要求，在核反应堆长期运行过程中，这些不锈钢的腐蚀所产生释放率也很低，所感生的发射线也比较少；又由于对核反应堆用不锈钢中所含的、对中子吸收截面大的钴、硼等元素的严格控制，所以核反应堆所用不锈钢也具备中子吸收截面要小的条件。

因此，核级不锈钢系能满足核反应堆对结构材料三个特殊要求的不锈钢。由于铬镍奥氏体不锈钢的组织结构和耐蚀性已可满足前两个要求，因此，人们对用于核反应堆不锈钢的注意力就集中在了钢中的钴、硼等元素的含量上，这些也是核级铬镍奥氏体不锈钢与非核级铬镍奥氏体不锈钢最主要和最重要的区别。

表1列出了国内外压水核反应堆内、外所用核级铬镍奥氏体不锈钢牌号和钢中钴量应控制的极限值，对核反应堆芯用核级不锈钢中的含硼量，一般要求应＜0.0015%或＜0.0018%。

表1.国内外压水堆一回路系统用核级不锈钢牌号和含钴量的极限值

表1所列入的0Cr18Ni10Ti，除俄罗斯大量选用外，我国自俄罗斯引进的核电站压水堆也应用此牌号，而国内其他核反应堆和国外其他国家的核电站压水堆均选用304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）。

开发304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的依据：

国外曾发生轻水堆（包括压水堆和沸水堆）用的304和316不锈钢构件产生的晶间腐蚀断裂事故。为了提高钢的耐晶间腐蚀和耐晶间应力腐蚀的性能，需降低钢中C量≤0.03%（法国降到0.035%）；为了弥补降碳而导致的304和316钢的强度的下降，可借加入氮，通过其固溶强化来弥补，但为了防止加氮过高，又需作为新牌号重新申请并得到批准才能进入实际工程应用的麻烦，选择了将氮量控制在现行304和316所允许的氮量范围（0.10%），开发

了304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）。

表2.中、法、美、日304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）钢的化学成分

304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的力学性能分别列入表3和4中

表3.304NG（控氮0Cr18Ni10）的力学性能

表4.316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的力学性能

耐蚀性和腐蚀产物释放速率如下。

图5.在高温水中304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐蚀性和腐蚀产物的释放速率

可以看出，304NG（控氮0Cr18Ni10）的腐蚀率和腐蚀产物释放速率均低于0Cr18Ni10Ti（321），这表明304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐蚀性优于0Cr18Ni10Ti（321）。

一些试验还指出，304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐晶间腐蚀良好，没有晶间腐蚀倾向，耐点蚀和氯化物应力腐蚀的性能则均优于0Cr18Ni10Ti。表6，列出了点蚀试验结果。从表6中可知，304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐点蚀远优于0Cr18Ni10Ti，这与0Cr18Ni10Ti钢的钛可形成TiN等非金属夹杂物，引起钢耐点蚀性劣化有关。

表6.304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐点蚀性能

图7.在高温水中，316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的耐蚀性和腐蚀产物释放量

同样可以看出316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）和腐蚀产物的释放量也均较0Cr18Ni10Ti为低。

一些试验还表明，由于少量的氮加入，316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的耐晶间腐蚀、耐点蚀和耐应力腐蚀性能也均优于0Cr18Ni10Ti。