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(nai)蝕合(he)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(gang)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不銹(xiu)鋼(gang)。人們常說核反應堆是用不銹鋼“堆”出來的，一點也不夸大。

  由(you)(you)于鉻(ge)鎳(nie)奧氏(shi)體(ti)不(bu)銹(xiu)鋼(gang)具(ju)有面(mian)心立(li)方結構的(de)(de)(de)奧氏(shi)體(ti)組織，即(ji)使(shi)在堆(dui)內高(gao)(gao)中子(zi)通量的(de)(de)(de)作用下(xia)，一般也(ye)(ye)不(bu)會有脆化(hua)的(de)(de)(de)危險，因此它們都具(ju)有高(gao)(gao)的(de)(de)(de)核(he)穩定性(xing)；由(you)(you)于鉻(ge)鎳(nie)奧氏(shi)體(ti)不(bu)銹(xiu)鋼(gang)又具(ju)有優良(liang)的(de)(de)(de)耐蝕(shi)性(xing)和對其化(hua)學成分、所(suo)含雜質的(de)(de)(de)嚴格控制以及高(gao)(gao)表面(mian)光潔(jie)度等的(de)(de)(de)要求(qiu)，在核(he)反應堆(dui)長(chang)期(qi)運行過(guo)程中，這些不(bu)銹(xiu)鋼(gang)的(de)(de)(de)腐(fu)蝕(shi)產生(sheng)釋放速率也(ye)(ye)很低，所(suo)感生(sheng)的(de)(de)(de)放射(she)性(xing)也(ye)(ye)較少(shao)；又由(you)(you)于對核(he)反應堆(dui)用不(bu)銹(xiu)鋼(gang)中所(suo)含有的(de)(de)(de)、對中子(zi)吸收截面(mian)大的(de)(de)(de)鈷、硼等元素的(de)(de)(de)嚴格控制，所(suo)以核(he)反應堆(dui)所(suo)用不(bu)銹(xiu)鋼(gang)也(ye)(ye)具(ju)備了(le)中子(zi)吸收截面(mian)要小的(de)(de)(de)條(tiao)件。

  因(yin)此，核(he)級(ji)不銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼系(xi)能(neng)滿(man)足核(he)反應堆對(dui)(dui)結構(gou)材料三個(ge)特(te)殊要(yao)(yao)求(qiu)的(de)不銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼。由于(yu)鉻鎳(nie)奧氏(shi)體不銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼的(de)組織結構(gou)和(he)耐蝕性已可滿(man)足前兩(liang)個(ge)要(yao)(yao)求(qiu)，因(yin)此，人們(men)對(dui)(dui)用于(yu)核(he)反應堆的(de)核(he)級(ji)不銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼的(de)注意力就(jiu)集中在了鋼中的(de)鈷(gu)、硼(peng)等的(de)元素的(de)含量上(shang)，這(zhe)也是核(he)級(ji)鉻鎳(nie)奧氏(shi)體不銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼與(yu)非核(he)級(ji)鉻鎳(nie)奧氏(shi)體不銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼最主要(yao)(yao)和(he)最重要(yao)(yao)的(de)區別。

  表5.14列出了(le)國內外壓水核(he)反應堆(dui)內、外所選用的(de)核(he)級鉻鎳奧氏體不銹鋼(gang)牌號(hao)和鋼(gang)中含鈷量應控制的(de)極限值，對核(he)反應堆(dui)堆(dui)芯用核(he)級不銹鋼(gang)中的(de)含硼量，一(yi)般要求應＜0.0015％或＜0.0018％。

  表5.14 國(guo)內外壓水堆(dui)一(yi)回路(lu)系統(tong)用核(he)級不銹(xiu)鋼牌號和含鈷量的極限值(zhi)

  表(biao)5.14中所列入的0Cr18Ni10Ti，除俄(e)羅斯大量(liang)選用外(wai)，我國自(zi)俄(e)羅斯引進的核(he)電站壓水堆(dui)也應用此(ci)牌號，而國內其(qi)他核(he)反應堆(dui)和國外(wai)其(qi)他國家(jia)的核(he)電站壓水堆(dui)則(ze)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：國外曾發生輕水核反應堆（包括壓水堆和沸水堆）用的304不銹(xiu)鋼和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(zhong)、法、美、日各(ge)國(guo)控(kong)氮(dan) 0Cr18Ni10（304NG）和控(kong)氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）的化學成分見表5.15。

   控(kong)氮0Cr18Ni10(304NG)和控(kong)氮00Cr17Ni12Mo2 (316NG)的力(li)學性能分別列人表(biao)5.16和表(biao)5.17中。

  耐(nai)蝕(shi)性和(he)腐蝕(shi)產物釋放速(su)率(lv)如下(xia)：

   ①. 控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）圖5.23系(xi)控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）在(zai)300℃高溫水中的耐蝕(shi)性和(he)腐(fu)蝕(shi)產(chan)物(wu)釋放速率(lv)的試(shi)驗結(jie)果。可以看出(chu)，控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的腐(fu)蝕(shi)率(lv)和(he)腐(fu)蝕(shi)產(chan)物(wu)釋放速率(lv)均(jun)低于0Cr18Ni10Ti（321），這表明控(kong)氮(dan) 0Cr18Ni10（304NG）的耐蝕(shi)性優于0Cr18Ni10Ti。

   一些試(shi)驗還指出，控氮0Cr18Ni10（304NG）的耐(nai)晶(jing)間腐蝕(shi)(shi)性(xing)能良好，沒有(you)晶(jing)間腐蝕(shi)(shi)傾向，而(er)耐(nai)點蝕(shi)(shi)和氯化物應力腐蝕(shi)(shi)的性(xing)能則均(jun)優于0Cr18Ni10Ti。表5.18中(zhong)列出了點蝕(shi)(shi)試(shi)驗結(jie)果。從(cong)表5.18中(zhong)可知，控氮0Cr18Ni10的耐(nai)點蝕(shi)(shi)性(xing)遠優于0Cr18Ni10Ti，這(zhe)與0Cr18Ni10Ti鋼(gang)的鈦可形成TiN等(deng)非金屬夾(jia)雜物，引(yin)起鋼(gang)耐(nai)點蝕(shi)(shi)性(xing)劣化有(you)關。

   表5.18 控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的耐(nai)點蝕性(xing)能

   ②. 控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在高(gao)溫水中的耐蝕(shi)(shi)性（按(an)腐蝕(shi)(shi)失重計(ji)）和腐蝕(shi)(shi)產物(wu)釋放量的試驗結(jie)果。同樣(yang)可看(kan)出(chu)，控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和腐蝕(shi)(shi)產物(wu)的釋放量也均較0Cr18Ni10Ti為低。

    一些試驗(yan)還表明，由于(yu)少量(liang)的氮(dan)(dan)加入，控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）的耐(nai)晶間腐蝕、耐(nai)點(dian)蝕和耐(nai)應力腐蝕性能(neng)也均優于(yu)0Cr18Ni10Ti。