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(bu)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)于鉻鎳(nie)奧氏體(ti)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼具有面心立(li)方結構的(de)(de)(de)(de)奧氏體(ti)組織，即使(shi)在堆(dui)內高中(zhong)(zhong)(zhong)子通量(liang)的(de)(de)(de)(de)作用(yong)(yong)下，一般也不(bu)會有脆(cui)化的(de)(de)(de)(de)危險，因此它們都具有高的(de)(de)(de)(de)核穩定性(xing)；由(you)于鉻鎳(nie)奧氏體(ti)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼又(you)具有優良的(de)(de)(de)(de)耐蝕(shi)性(xing)和(he)對(dui)其(qi)化學成分、所(suo)含(han)(han)雜質的(de)(de)(de)(de)嚴(yan)(yan)格(ge)控制以及高表面光潔度等的(de)(de)(de)(de)要(yao)求(qiu)，在核反應堆(dui)長期(qi)運行過程中(zhong)(zhong)(zhong)，這些不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼的(de)(de)(de)(de)腐蝕(shi)產生釋(shi)放速率也很低，所(suo)感生的(de)(de)(de)(de)放射性(xing)也較(jiao)少；又(you)由(you)于對(dui)核反應堆(dui)用(yong)(yong)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼中(zhong)(zhong)(zhong)所(suo)含(han)(han)有的(de)(de)(de)(de)、對(dui)中(zhong)(zhong)(zhong)子吸(xi)收截(jie)面大(da)的(de)(de)(de)(de)鈷(gu)、硼等元素的(de)(de)(de)(de)嚴(yan)(yan)格(ge)控制，所(suo)以核反應堆(dui)所(suo)用(yong)(yong)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼也具備(bei)了中(zhong)(zhong)(zhong)子吸(xi)收截(jie)面要(yao)小(xiao)的(de)(de)(de)(de)條件。

  因(yin)(yin)此(ci)，核(he)(he)級(ji)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)系能滿足(zu)核(he)(he)反應堆(dui)對結構材料三個特殊(shu)要求的(de)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)。由于(yu)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體(ti)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)的(de)組(zu)織結構和耐蝕(shi)性(xing)已可(ke)滿足(zu)前(qian)兩個要求，因(yin)(yin)此(ci)，人們對用于(yu)核(he)(he)反應堆(dui)的(de)核(he)(he)級(ji)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)的(de)注意力就集中(zhong)在了(le)鋼(gang)(gang)中(zhong)的(de)鈷(gu)、硼等的(de)元素的(de)含量上，這也(ye)是核(he)(he)級(ji)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體(ti)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)與非核(he)(he)級(ji)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體(ti)不(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)最主要和最重要的(de)區別(bie)。

  表5.14列出了(le)國(guo)內外壓水核(he)反(fan)應(ying)堆(dui)內、外所選用的(de)核(he)級鉻鎳奧氏體不銹(xiu)鋼牌號和鋼中含(han)鈷量(liang)應(ying)控制的(de)極限值，對核(he)反(fan)應(ying)堆(dui)堆(dui)芯用核(he)級不銹(xiu)鋼中的(de)含(han)硼量(liang)，一(yi)般要求應(ying)＜0.0015％或＜0.0018％。

  表5.14 國內(nei)外壓水堆一(yi)回路系統用核級不銹鋼牌(pai)號和含(han)鈷量的極限值(zhi)

  表5.14中(zhong)所列入(ru)的0Cr18Ni10Ti，除俄(e)羅(luo)斯大(da)量選(xuan)用(yong)外(wai)，我(wo)國(guo)自(zi)俄(e)羅(luo)斯引進的核電站(zhan)壓水堆(dui)也(ye)應用(yong)此牌號，而(er)國(guo)內其(qi)他(ta)核反應堆(dui)和國(guo)外(wai)其(qi)他(ta)國(guo)家的核電站(zhan)壓水堆(dui)則均選(xuan)用(yong)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(bu)銹鋼(gang)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(dan) 0Cr18Ni10（304NG）和控(kong)氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）的化學成分見表(biao)5.15。

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

  耐(nai)蝕(shi)性和腐蝕(shi)產物釋放速率如(ru)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)(shi)(shi)性和(he)腐(fu)蝕(shi)(shi)(shi)產物釋放速率的(de)試驗結果。可以(yi)看(kan)出，控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）的(de)腐(fu)蝕(shi)(shi)(shi)率和(he)腐(fu)蝕(shi)(shi)(shi)產物釋放速率均低于0Cr18Ni10Ti（321），這表(biao)明控(kong)氮 0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐蝕(shi)(shi)(shi)性優(you)于0Cr18Ni10Ti。

   一些試驗還指出，控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐晶間腐蝕(shi)性能(neng)良好(hao)，沒有(you)晶間腐蝕(shi)傾向，而耐點(dian)蝕(shi)和氯化物應(ying)力腐蝕(shi)的(de)性能(neng)則均優于(yu)0Cr18Ni10Ti。表5.18中列(lie)出了點(dian)蝕(shi)試驗結果。從(cong)表5.18中可(ke)知，控氮(dan)0Cr18Ni10的(de)耐點(dian)蝕(shi)性遠優于(yu)0Cr18Ni10Ti，這與0Cr18Ni10Ti鋼的(de)鈦可(ke)形成TiN等非(fei)金屬夾雜物，引起鋼耐點(dian)蝕(shi)性劣化有(you)關。

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

   ②. 控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）在(zai)高溫水中的(de)(de)耐蝕(shi)(shi)性（按腐蝕(shi)(shi)失重計）和腐蝕(shi)(shi)產物釋放(fang)量(liang)的(de)(de)試驗(yan)結果(guo)。同(tong)樣可(ke)看出，控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）和腐蝕(shi)(shi)產物的(de)(de)釋放(fang)量(liang)也均較(jiao)0Cr18Ni10Ti為低。

    一些試驗還表明，由于少(shao)量的氮加入，控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的耐晶間腐(fu)蝕、耐點蝕和耐應力腐(fu)蝕性能也均優于0Cr18Ni10Ti。