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(shi)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(xiu)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(shi)體不銹鋼。人們常說核反應堆是用不銹鋼“堆”出來的，一點也不夸大。

  由(you)(you)于鉻鎳奧氏(shi)體不(bu)銹(xiu)鋼具(ju)有(you)面(mian)心立方結構的(de)奧氏(shi)體組織，即使在堆(dui)內高中(zhong)子通量的(de)作用(yong)下(xia)，一般也不(bu)會有(you)脆化的(de)危險，因此(ci)它(ta)們都具(ju)有(you)高的(de)核(he)穩定性；由(you)(you)于鉻鎳奧氏(shi)體不(bu)銹(xiu)鋼又具(ju)有(you)優良的(de)耐蝕(shi)性和(he)對(dui)其化學成分、所含雜質的(de)嚴(yan)格控(kong)制以及(ji)高表面(mian)光潔度等的(de)要(yao)求(qiu)，在核(he)反應堆(dui)長期運(yun)行過程中(zhong)，這些(xie)不(bu)銹(xiu)鋼的(de)腐蝕(shi)產(chan)生(sheng)釋(shi)放速率也很低，所感(gan)生(sheng)的(de)放射(she)性也較少；又由(you)(you)于對(dui)核(he)反應堆(dui)用(yong)不(bu)銹(xiu)鋼中(zhong)所含有(you)的(de)、對(dui)中(zhong)子吸(xi)收截面(mian)大的(de)鈷(gu)、硼等元素的(de)嚴(yan)格控(kong)制，所以核(he)反應堆(dui)所用(yong)不(bu)銹(xiu)鋼也具(ju)備了中(zhong)子吸(xi)收截面(mian)要(yao)小(xiao)的(de)條件。

  因此(ci)，核(he)級(ji)(ji)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)系能(neng)滿足核(he)反應堆對(dui)結構材(cai)料三個(ge)特(te)殊要(yao)求(qiu)的(de)(de)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)。由于鉻(ge)鎳(nie)奧(ao)氏(shi)(shi)體不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)(de)組織結構和耐蝕性已可(ke)滿足前兩個(ge)要(yao)求(qiu)，因此(ci)，人(ren)們(men)對(dui)用于核(he)反應堆的(de)(de)核(he)級(ji)(ji)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)(de)注意力就集中在了(le)鋼(gang)中的(de)(de)鈷、硼等(deng)的(de)(de)元素的(de)(de)含量上，這也是核(he)級(ji)(ji)鉻(ge)鎳(nie)奧(ao)氏(shi)(shi)體不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)與非核(he)級(ji)(ji)鉻(ge)鎳(nie)奧(ao)氏(shi)(shi)體不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)最(zui)主要(yao)和最(zui)重要(yao)的(de)(de)區(qu)別。

  表5.14列(lie)出了國內外(wai)壓水(shui)核反(fan)(fan)應(ying)(ying)堆內、外(wai)所選用的(de)核級鉻鎳奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)牌號和鋼(gang)(gang)中含鈷量應(ying)(ying)控制(zhi)的(de)極(ji)限(xian)值，對核反(fan)(fan)應(ying)(ying)堆堆芯用核級不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)中的(de)含硼量，一般要求應(ying)(ying)＜0.0015％或(huo)＜0.0018％。

  表5.14 國內外壓水(shui)堆一回路系統用核(he)級不銹鋼牌(pai)號和含(han)鈷量的(de)極限值

  表(biao)5.14中所列入(ru)的(de)0Cr18Ni10Ti，除俄(e)羅斯大(da)量選用外，我國(guo)自俄(e)羅斯引進(jin)的(de)核電站壓水(shui)堆(dui)也應用此牌號，而國(guo)內其他核反應堆(dui)和國(guo)外其他國(guo)家的(de)核電站壓水(shui)堆(dui)則均選用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不銹鋼和316不(bu)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、法、美、日各國控(kong)氮 0Cr18Ni10（304NG）和控(kong)氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的化學成(cheng)分見表5.15。

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

  耐蝕性和腐蝕產(chan)物釋(shi)放速率如下：

   ①. 控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）圖5.23系控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）在(zai)300℃高(gao)溫水中的耐蝕(shi)性和腐蝕(shi)產物釋放速率的試(shi)驗結(jie)果。可以看(kan)出，控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的腐蝕(shi)率和腐蝕(shi)產物釋放速率均(jun)低(di)于0Cr18Ni10Ti（321），這表明控氮(dan) 0Cr18Ni10（304NG）的耐蝕(shi)性優(you)于0Cr18Ni10Ti。

   一些(xie)試(shi)驗還指出(chu)，控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐晶間(jian)腐(fu)蝕(shi)性能(neng)良好，沒有晶間(jian)腐(fu)蝕(shi)傾向，而耐點(dian)蝕(shi)和(he)氯化(hua)物(wu)應(ying)力腐(fu)蝕(shi)的(de)性能(neng)則(ze)均優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti。表(biao)5.18中列出(chu)了點(dian)蝕(shi)試(shi)驗結果。從表(biao)5.18中可知，控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10的(de)耐點(dian)蝕(shi)性遠優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti，這(zhe)與0Cr18Ni10Ti鋼的(de)鈦(tai)可形成TiN等非金(jin)屬夾雜物(wu)，引起鋼耐點(dian)蝕(shi)性劣化(hua)有關(guan)。

   表5.18 控氮0Cr18Ni10（304NG）的耐(nai)點蝕性能

   ②. 控(kong)氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系控(kong)氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在高(gao)溫(wen)水中的耐蝕性(xing)（按腐(fu)(fu)蝕失重計）和腐(fu)(fu)蝕產物釋放(fang)量的試驗(yan)結果。同樣可(ke)看出，控(kong)氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和腐(fu)(fu)蝕產物的釋放(fang)量也(ye)均(jun)較0Cr18Ni10Ti為低。

    一些試驗還表明，由于少量(liang)的氮加入，控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的耐晶間腐蝕(shi)、耐點蝕(shi)和耐應(ying)力腐蝕(shi)性能也均優于0Cr18Ni10Ti。