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，水為工作介質的壓水堆和沸水堆，由于這些核反應堆對結構材料的特殊要求，即核穩定性要高；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系統的設備、構件和管線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2000多噸不銹鋼管、棒、板材和鍛件，但還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耐高溫水腐蝕的鉻鎳奧氏體(ti)不銹鋼。人們常說核反應堆是用不銹鋼“堆”出來的，一點也不夸大。

  由于(yu)(yu)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體(ti)不(bu)(bu)(bu)銹鋼具(ju)(ju)(ju)有(you)面(mian)心立方結構的(de)(de)(de)奧氏(shi)體(ti)組織，即(ji)使在堆(dui)(dui)內(nei)高中(zhong)子通量的(de)(de)(de)作用下，一般(ban)也不(bu)(bu)(bu)會有(you)脆化的(de)(de)(de)危險，因此(ci)它(ta)們都具(ju)(ju)(ju)有(you)高的(de)(de)(de)核穩定性(xing)；由于(yu)(yu)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體(ti)不(bu)(bu)(bu)銹鋼又(you)(you)具(ju)(ju)(ju)有(you)優(you)良的(de)(de)(de)耐蝕(shi)性(xing)和對(dui)(dui)(dui)其化學成分、所(suo)含雜質的(de)(de)(de)嚴(yan)格控(kong)制(zhi)以(yi)及高表面(mian)光潔(jie)度等(deng)的(de)(de)(de)要求(qiu)，在核反應(ying)堆(dui)(dui)長期運行過程中(zhong)，這些(xie)不(bu)(bu)(bu)銹鋼的(de)(de)(de)腐(fu)蝕(shi)產生(sheng)釋放速率(lv)也很低，所(suo)感(gan)生(sheng)的(de)(de)(de)放射性(xing)也較少；又(you)(you)由于(yu)(yu)對(dui)(dui)(dui)核反應(ying)堆(dui)(dui)用不(bu)(bu)(bu)銹鋼中(zhong)所(suo)含有(you)的(de)(de)(de)、對(dui)(dui)(dui)中(zhong)子吸(xi)收截(jie)面(mian)大的(de)(de)(de)鈷、硼等(deng)元素的(de)(de)(de)嚴(yan)格控(kong)制(zhi)，所(suo)以(yi)核反應(ying)堆(dui)(dui)所(suo)用不(bu)(bu)(bu)銹鋼也具(ju)(ju)(ju)備了(le)中(zhong)子吸(xi)收截(jie)面(mian)要小的(de)(de)(de)條件。

  因此(ci)，核級(ji)(ji)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼系能滿(man)足(zu)核反應堆對(dui)結(jie)構(gou)材料三個特(te)殊要(yao)求的(de)(de)(de)(de)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼。由于(yu)鉻鎳(nie)奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼的(de)(de)(de)(de)組織(zhi)結(jie)構(gou)和(he)耐蝕(shi)性已可滿(man)足(zu)前兩個要(yao)求，因此(ci)，人們對(dui)用于(yu)核反應堆的(de)(de)(de)(de)核級(ji)(ji)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼的(de)(de)(de)(de)注意力就(jiu)集中在(zai)了鋼中的(de)(de)(de)(de)鈷(gu)、硼等的(de)(de)(de)(de)元素的(de)(de)(de)(de)含量上，這也是核級(ji)(ji)鉻鎳(nie)奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼與非核級(ji)(ji)鉻鎳(nie)奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼最主要(yao)和(he)最重要(yao)的(de)(de)(de)(de)區別。

  表5.14列出了國內(nei)外壓(ya)水核反應(ying)堆(dui)(dui)內(nei)、外所選用的(de)核級(ji)鉻鎳(nie)奧氏體不(bu)銹鋼牌號和(he)鋼中含鈷(gu)量應(ying)控制的(de)極限(xian)值，對核反應(ying)堆(dui)(dui)堆(dui)(dui)芯用核級(ji)不(bu)銹鋼中的(de)含硼(peng)量，一般要求應(ying)＜0.0015％或＜0.0018％。

  表5.14 國內外壓水(shui)堆一回路(lu)系統用核級(ji)不銹鋼牌號和含(han)鈷量的(de)極限值

  表5.14中(zhong)所列(lie)入的0Cr18Ni10Ti，除俄(e)羅(luo)(luo)斯(si)大量選用外，我國自俄(e)羅(luo)(luo)斯(si)引(yin)進的核電站壓水堆也應用此牌號，而國內其(qi)他核反應堆和國外其(qi)他國家的核電站壓水堆則(ze)均(jun)選用304NG（控(kong)氮0Cr18Ni10）和316NG（控(kong)氮00Cr17Ni12Mo2）。

  開發304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）的依據：國外曾發生輕水核反應堆（包括壓水堆和沸水堆）用的304不(bu)銹鋼和316不銹鋼(gang)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，需降低鋼中的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％）0，開發了304NG（控氮0Cr18Ni10）和316NG（控氮00Cr17Ni12Mo2）。

  中、法、美、日各國控氮 0Cr18Ni10（304NG）和控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的化學成(cheng)分見(jian)表(biao)5.15。

   控氮(dan)0Cr18Ni10(304NG)和(he)控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2 (316NG)的力學性能分別(bie)列人(ren)表5.16和(he)表5.17中。

  耐(nai)蝕(shi)性和(he)腐蝕(shi)產物釋(shi)放速率如下：

   ①. 控(kong)(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）圖5.23系控(kong)(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）在300℃高(gao)溫水中的耐蝕(shi)性(xing)和(he)腐蝕(shi)產物釋(shi)放(fang)速率的試驗結果。可以看(kan)出(chu)，控(kong)(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）的腐蝕(shi)率和(he)腐蝕(shi)產物釋(shi)放(fang)速率均低于(yu)0Cr18Ni10Ti（321），這表明(ming)控(kong)(kong)氮 0Cr18Ni10（304NG）的耐蝕(shi)性(xing)優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti。

   一些試驗還指出，控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的耐(nai)晶間腐蝕性能良好(hao)，沒有(you)晶間腐蝕傾(qing)向(xiang)，而耐(nai)點蝕和氯(lv)化物應力腐蝕的性能則均優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti。表(biao)5.18中(zhong)列出了點蝕試驗結果。從(cong)表(biao)5.18中(zhong)可(ke)知(zhi)，控氮(dan)0Cr18Ni10的耐(nai)點蝕性遠優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti，這與(yu)0Cr18Ni10Ti鋼(gang)的鈦可(ke)形成TiN等非金屬(shu)夾(jia)雜物，引起鋼(gang)耐(nai)點蝕性劣化有(you)關(guan)。

   表(biao)5.18 控氮0Cr18Ni10（304NG）的耐點蝕性能(neng)

   ②. 控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在高溫(wen)水中的(de)耐(nai)蝕(shi)(shi)性(xing)（按腐(fu)蝕(shi)(shi)失重計）和(he)腐(fu)蝕(shi)(shi)產(chan)物(wu)釋放量的(de)試驗結果(guo)。同(tong)樣可看出，控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和(he)腐(fu)蝕(shi)(shi)產(chan)物(wu)的(de)釋放量也均較(jiao)0Cr18Ni10Ti為(wei)低。

    一些試驗還表明(ming)，由于少量的氮加(jia)入，控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的耐(nai)(nai)晶間腐(fu)(fu)蝕(shi)(shi)、耐(nai)(nai)點蝕(shi)(shi)和耐(nai)(nai)應(ying)力腐(fu)(fu)蝕(shi)(shi)性能也(ye)均優(you)于0Cr18Ni10Ti。