大奖国际

现在，海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）水为事情介质的压水堆和滚水堆，由于这些核反应堆对机构质料的特殊要求，即稳固性要高
；感生放射性要低
；中子吸收截面要小
。因此，与核反应堆事情介质相接触一回路烯烃的装备、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，但不包括为了遭受核反应堆内的高压，而接纳的低合金高强度钢压力壳内侧所堆焊的大宗用于高温水侵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，一点都不强调
。

由于铬镍奥氏体不锈钢具有面心立方结构的奥氏体组织，纵然在堆内高中子通量的作用下，一样平常也不会有脆化的危险，因此它们都具有高的核稳固性
；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因素、所含杂质的严酷控制以及高外貌光洁度等的要求，在核反应堆恒久运行历程中，这些不锈钢的侵蚀所爆发释放率也很低，所感生的发射线也较量少
；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、硼等元素的严酷控制，以是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，核级不锈钢系能知足核反应堆对结构质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知足前两个要求，因此，人们对用于核反应堆不锈钢的注重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主要的区别
。

表1列出了海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，一样平常要求应＜0.0015%或＜0.0018%
。

表1.海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，除俄罗斯大宗选用外，我国自俄罗斯引进的核电站压水堆也应用此牌号，而海内其他核反应堆和外洋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：

外洋曾爆发轻水堆（包括压水堆和滚水堆）用的304和316不锈钢构件爆发的晶间侵蚀断裂事故
。为了提高钢的耐晶间侵蚀和耐晶间应力侵蚀的性能，需降低钢中C量≤0.03%（法国降到0.035%）
；为了填补降碳而导致的304和316钢的强度的下降，可借加入氮，通过其固溶强化来填补，但为了避免加氮过高，又需作为新牌号重新申请并获得批准才华进入现实工程应用的贫困，选择了将氮量控制在现行304和316所允许的氮量规模（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）钢的化学因素

304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的力学性能划排列入表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

耐蚀性和侵蚀产品释放速率如下
。

图5.在高温水中304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐蚀性和侵蚀产品的释放速率

可以看出，304NG（控氮0Cr18Ni10）的侵蚀率和侵蚀产品释放速率均低于0Cr18Ni10Ti（321），这批注304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐蚀性优于0Cr18Ni10Ti（321）
。

一些试验还指出，304NG（控氮0Cr18Ni10）的耐晶间侵蚀优异，没有晶间侵蚀倾向，耐点蚀和氯化物应力侵蚀的性能则均优于0Cr18Ni10Ti
。表6，列出了点蚀试验效果
。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）的耐蚀性和侵蚀产品释放量

同样可以看出316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）和侵蚀产品的释放量也均较0Cr18Ni10Ti为低
。

一些试验还批注，由于少量的氮加入，316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的耐晶间侵蚀、耐点蚀和耐应力侵蚀性能也均优于0Cr18Ni10Ti
。