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(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(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。

  由于鉻鎳奧(ao)(ao)氏(shi)體(ti)不(bu)(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)具(ju)有(you)面(mian)心立方結(jie)構的(de)奧(ao)(ao)氏(shi)體(ti)組織，即(ji)使在(zai)堆內高(gao)中(zhong)(zhong)子(zi)通量的(de)作用(yong)下(xia)，一般也不(bu)(bu)(bu)(bu)會有(you)脆化的(de)危險，因此它們都具(ju)有(you)高(gao)的(de)核(he)穩定性；由于鉻鎳奧(ao)(ao)氏(shi)體(ti)不(bu)(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)又具(ju)有(you)優良的(de)耐蝕性和對(dui)其化學成分、所(suo)(suo)含雜質(zhi)的(de)嚴格控(kong)制以及高(gao)表(biao)面(mian)光潔度等的(de)要求，在(zai)核(he)反(fan)應堆長(chang)期運行過(guo)程中(zhong)(zhong)，這些(xie)不(bu)(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)的(de)腐蝕產生(sheng)釋放(fang)(fang)速率也很低，所(suo)(suo)感生(sheng)的(de)放(fang)(fang)射(she)性也較少；又由于對(dui)核(he)反(fan)應堆用(yong)不(bu)(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)中(zhong)(zhong)所(suo)(suo)含有(you)的(de)、對(dui)中(zhong)(zhong)子(zi)吸(xi)收截(jie)面(mian)大的(de)鈷、硼等元素的(de)嚴格控(kong)制，所(suo)(suo)以核(he)反(fan)應堆所(suo)(suo)用(yong)不(bu)(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)也具(ju)備了中(zhong)(zhong)子(zi)吸(xi)收截(jie)面(mian)要小的(de)條件。

  因(yin)此，核級(ji)(ji)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)系能滿足核反應堆對結(jie)構材料(liao)三個(ge)特殊要求(qiu)的(de)(de)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)。由于鉻鎳(nie)(nie)奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)(de)組(zu)織結(jie)構和耐蝕(shi)性已(yi)可滿足前兩個(ge)要求(qiu)，因(yin)此，人們對用(yong)于核反應堆的(de)(de)核級(ji)(ji)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)(de)注(zhu)意力(li)就集中(zhong)在(zai)了鋼(gang)中(zhong)的(de)(de)鈷、硼等的(de)(de)元素(su)的(de)(de)含量上，這也是(shi)核級(ji)(ji)鉻鎳(nie)(nie)奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)與非核級(ji)(ji)鉻鎳(nie)(nie)奧(ao)氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)最主要和最重要的(de)(de)區別(bie)。

  表5.14列(lie)出了國內外壓水核反應(ying)堆(dui)(dui)內、外所選用(yong)的(de)(de)核級鉻鎳(nie)奧(ao)氏(shi)體不銹(xiu)(xiu)鋼(gang)牌號(hao)和鋼(gang)中含(han)鈷量應(ying)控制的(de)(de)極限值(zhi)，對核反應(ying)堆(dui)(dui)堆(dui)(dui)芯用(yong)核級不銹(xiu)(xiu)鋼(gang)中的(de)(de)含(han)硼量，一般(ban)要求(qiu)應(ying)＜0.0015％或＜0.0018％。

  表5.14 國(guo)內外壓水堆(dui)一回(hui)路(lu)系統用(yong)核級(ji)不銹(xiu)鋼牌號和含鈷量的極限(xian)值

  表(biao)5.14中所列入的0Cr18Ni10Ti，除俄羅斯大量選用外，我國(guo)自俄羅斯引進(jin)的核電站壓(ya)水堆(dui)也應用此牌號，而國(guo)內其他(ta)核反(fan)應堆(dui)和(he)國(guo)外其他(ta)國(guo)家的核電站壓(ya)水堆(dui)則均選用304NG（控氮(dan)0Cr18Ni10）和(he)316NG（控氮(dan)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(fa)、美、日各國(guo)控氮 0Cr18Ni10（304NG）和控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的(de)化學成分見表5.15。

   控(kong)氮0Cr18Ni10(304NG)和控(kong)氮00Cr17Ni12Mo2 (316NG)的力學(xue)性能分別(bie)列人表5.16和表5.17中。

  耐蝕性和腐(fu)蝕產(chan)物釋(shi)放速率如下：

   ①. 控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）圖5.23系控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）在(zai)300℃高(gao)溫水中的(de)耐蝕(shi)性(xing)和(he)腐蝕(shi)產物釋(shi)放速率(lv)的(de)試驗結果。可以看出，控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）的(de)腐蝕(shi)率(lv)和(he)腐蝕(shi)產物釋(shi)放速率(lv)均低于0Cr18Ni10Ti（321），這表明控(kong)氮 0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐蝕(shi)性(xing)優于0Cr18Ni10Ti。

   一些試驗還指(zhi)出(chu)，控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐(nai)(nai)晶間(jian)腐蝕(shi)性(xing)能良好，沒有(you)晶間(jian)腐蝕(shi)傾向(xiang)，而(er)耐(nai)(nai)點(dian)蝕(shi)和氯化物應力腐蝕(shi)的(de)性(xing)能則均優于0Cr18Ni10Ti。表5.18中列出(chu)了點(dian)蝕(shi)試驗結果(guo)。從(cong)表5.18中可知，控(kong)氮0Cr18Ni10的(de)耐(nai)(nai)點(dian)蝕(shi)性(xing)遠優于0Cr18Ni10Ti，這與0Cr18Ni10Ti鋼的(de)鈦可形成(cheng)TiN等非金屬夾雜物，引起鋼耐(nai)(nai)點(dian)蝕(shi)性(xing)劣化有(you)關。

   表5.18 控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐點蝕性能

   ②. 控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖(tu)5.24系控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在高溫水(shui)中的耐(nai)蝕性(xing)（按腐蝕失重計）和(he)腐蝕產物(wu)釋放(fang)量的試(shi)驗結果。同樣可(ke)看出，控氮(dan)(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和(he)腐蝕產物(wu)的釋放(fang)量也(ye)均(jun)較0Cr18Ni10Ti為低。

    一(yi)些試(shi)驗還表明，由于少(shao)量(liang)的氮加(jia)入，控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的耐晶間腐(fu)蝕(shi)、耐點蝕(shi)和耐應力腐(fu)蝕(shi)性能也均優(you)于0Cr18Ni10Ti。