目前，國內外核電廠和核動力艦船用的核反應堆，主要堆型是以高溫（280~350℃）和高壓（80~185atm，1atm=101325Pa）水為工作介質的壓水堆和沸水堆，由于這些核反應堆對機構材料的特殊要求，即穩定性要高；感生放射性要低；中子吸收截面要小。因此，與核反應堆工作介質相接觸一回路烯烴的設備、構件和管件等均選用鉻鎳奧氏體不銹鋼和具有奧氏體組織的少量高鎳耐蝕合金。據統計，一座100萬千瓦的大型壓水堆核電廠，核反應堆本體、堆內構件、主管道和蒸發器等便需要2000多噸不銹鋼板材、棒、管材和鍛件，但不包括為了承受核反應堆內的高壓，而采用的低合金高強度鋼壓力殼內側所堆焊的大量用于高溫水腐蝕的鉻鎳奧氏體不銹鋼。人們常說核反應堆是用不銹鋼“堆”出來的，一點都不夸大。
由于鉻鎳奧氏體不銹鋼具有面心立方結構的奧氏體組織，即使在堆內高中子通量的作用下，一般也不會有脆化的危險，因此它們都具有高的核穩定性；由于鉻鎳奧氏體不銹鋼與又具有優良的耐蝕性和對其化學成分、所含雜質的嚴格控制以及高表面光潔度等的要求，在核反應堆長期運行過程中，這些不銹鋼的腐蝕所產生釋放率也很低，所感生的發射線也比較少；又由于對核反應堆用不銹鋼中所含的、對中子吸收截面大的鈷、硼等元素的嚴格控制，所以核反應堆所用不銹鋼也具備中子吸收截面要小的條件。
因此，核級不銹鋼系能滿足核反應堆對結構材料三個特殊要求的不銹鋼。由于鉻鎳奧氏體不銹鋼的組織結構和耐蝕性已可滿足前兩個要求，因此，人們對用于核反應堆不銹鋼的注意力就集中在了鋼中的鈷、硼等元素的含量上，這些也是核級鉻鎳奧氏體不銹鋼與非核級鉻鎳奧氏體不銹鋼最主要和最重要的區別。
表1列出了國內外壓水核反應堆內、外所用核級鉻鎳奧氏體不銹鋼牌號和鋼中鈷量應控制的極限值，對核反應堆芯用核級不銹鋼中的含硼量，一般要求應＜0.0015%或＜0.0018%。
表1.國內外壓水堆一回路系統用核級不銹鋼牌號和含鈷量的極限值
表1所列入的0Cr18Ni10Ti，除俄羅斯大量選用外，我國自俄羅斯引進的核電站壓水堆也應用此牌號，而國內其他核反應堆和國外其他國家的核電站壓水堆均選用304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）。
開發304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的依據：
國外曾發生輕水堆（包括壓水堆和沸水堆）用的304和316不銹鋼構件產生的晶間腐蝕斷裂事故。為了提高鋼的耐晶間腐蝕和耐晶間應力腐蝕的性能，需降低鋼中C量≤0.03%（法國降到0.035%）；為了彌補降碳而導致的304和316鋼的強度的下降，可借加入氮，通過其固溶強化來彌補，但為了防止加氮過高，又需作為新牌號重新申請并得到批準才能進入實際工程應用的麻煩，選擇了將氮量控制在現行304和316所允許的氮量范圍（0.10%），開發
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）鋼的化學成分
304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的力學性能分別列入表3和4中
表3.304NG（控氮0Cr18Ni10）的力學性能
表4.316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的力學性能
耐蝕性和腐蝕產物釋放速率如下。
圖5.在高溫水中304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐蝕性和腐蝕產物的釋放速率
可以看出，304NG（控氮0Cr18Ni10）的腐蝕率和腐蝕產物釋放速率均低于0Cr18Ni10Ti（321），這表明304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐蝕性優于0Cr18Ni10Ti（321）。
一些試驗還指出，304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐晶間腐蝕良好，沒有晶間腐蝕傾向，耐點蝕和氯化物應力腐蝕的性能則均優于0Cr18Ni10Ti。表6，列出了點蝕試驗結果。從表6中可知，304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐點蝕遠優于0Cr18Ni10Ti，這與0Cr18Ni10Ti鋼的鈦可形成TiN等非金屬夾雜物，引起鋼耐點蝕性劣化有關。
表6.304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐點蝕性能
圖7.在高溫水中，316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的耐蝕性和腐蝕產物釋放量
同樣可以看出316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）和腐蝕產物的釋放量也均較0Cr18Ni10Ti為低。
一些試驗還表明，由于少量的氮加入，316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的耐晶間腐蝕、耐點蝕和耐應力腐蝕性能也均優于0Cr18Ni10Ti。
浙公網安備 33050202000723號
