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)蝕合金(jin)。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(shi)體不銹鋼(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)于鉻鎳奧氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)具(ju)有(you)面(mian)(mian)心立方結構的(de)奧氏體組織，即使在(zai)(zai)堆內高(gao)中(zhong)子通量的(de)作用(yong)(yong)下，一(yi)般也(ye)不(bu)(bu)會有(you)脆(cui)化(hua)的(de)危(wei)險，因此它們(men)都具(ju)有(you)高(gao)的(de)核穩定性；由(you)于鉻鎳奧氏體不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)又具(ju)有(you)優良的(de)耐蝕性和(he)對(dui)(dui)其化(hua)學成分(fen)、所(suo)含雜質的(de)嚴格(ge)控制(zhi)以及(ji)高(gao)表面(mian)(mian)光潔度等(deng)(deng)的(de)要求，在(zai)(zai)核反應(ying)(ying)堆長(chang)期運行過程中(zhong)，這些不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)的(de)腐蝕產生釋放(fang)速(su)率也(ye)很低，所(suo)感生的(de)放(fang)射性也(ye)較少；又由(you)于對(dui)(dui)核反應(ying)(ying)堆用(yong)(yong)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)中(zhong)所(suo)含有(you)的(de)、對(dui)(dui)中(zhong)子吸收(shou)(shou)截面(mian)(mian)大的(de)鈷、硼(peng)等(deng)(deng)元素的(de)嚴格(ge)控制(zhi)，所(suo)以核反應(ying)(ying)堆所(suo)用(yong)(yong)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)(xiu)鋼(gang)(gang)也(ye)具(ju)備了(le)中(zhong)子吸收(shou)(shou)截面(mian)(mian)要小(xiao)的(de)條件(jian)。

  因此(ci)，核(he)(he)級(ji)(ji)不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)(gang)系能(neng)滿(man)足核(he)(he)反應堆(dui)對(dui)結構(gou)材料三個特殊(shu)要(yao)求(qiu)的不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)(gang)。由(you)于鉻鎳奧氏(shi)體(ti)(ti)不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)(gang)的組織結構(gou)和耐蝕性(xing)已可滿(man)足前兩個要(yao)求(qiu)，因此(ci)，人(ren)們對(dui)用(yong)于核(he)(he)反應堆(dui)的核(he)(he)級(ji)(ji)不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)(gang)的注意力(li)就集中(zhong)在了(le)鋼(gang)(gang)(gang)中(zhong)的鈷、硼(peng)等的元素的含量上，這(zhe)也(ye)是核(he)(he)級(ji)(ji)鉻鎳奧氏(shi)體(ti)(ti)不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)(gang)與非核(he)(he)級(ji)(ji)鉻鎳奧氏(shi)體(ti)(ti)不(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)(gang)最(zui)主要(yao)和最(zui)重要(yao)的區別。

  表5.14列出了國內(nei)外壓(ya)水核反(fan)應堆內(nei)、外所(suo)選用的核級(ji)鉻鎳奧(ao)氏體不銹(xiu)鋼牌號和鋼中(zhong)含(han)鈷量應控(kong)制(zhi)的極(ji)限值，對(dui)核反(fan)應堆堆芯(xin)用核級(ji)不銹(xiu)鋼中(zhong)的含(han)硼(peng)量，一般要(yao)求(qiu)應＜0.0015％或(huo)＜0.0018％。

  表5.14 國(guo)內外壓水堆一回路系(xi)統用核級不銹(xiu)鋼牌號和含鈷量的極限值

  表5.14中所(suo)列(lie)入(ru)的0Cr18Ni10Ti，除俄羅斯(si)大量選用外，我國(guo)自俄羅斯(si)引進的核電站壓水(shui)堆也(ye)應(ying)(ying)用此牌號，而國(guo)內其(qi)他核反(fan)應(ying)(ying)堆和國(guo)外其(qi)他國(guo)家的核電站壓水(shui)堆則均(jun)選用304NG（控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10）和316NG（控(kong)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(bu)銹(xiu)鋼(gang)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(kong)氮 0Cr18Ni10（304NG）和控(kong)氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的(de)化學成(cheng)分見表(biao)5.15。

   控氮0Cr18Ni10(304NG)和控氮00Cr17Ni12Mo2 (316NG)的力學性能分別(bie)列(lie)人(ren)表5.16和表5.17中(zhong)。

  耐蝕性和(he)腐蝕產物釋放速(su)率如(ru)下：

   ①. 控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）圖5.23系控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）在300℃高溫水中的(de)耐蝕(shi)性和(he)腐蝕(shi)產物(wu)釋放(fang)(fang)速率的(de)試驗結果(guo)。可(ke)以看出(chu)，控氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的(de)腐蝕(shi)率和(he)腐蝕(shi)產物(wu)釋放(fang)(fang)速率均低于0Cr18Ni10Ti（321），這表(biao)明(ming)控氮(dan) 0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐蝕(shi)性優于0Cr18Ni10Ti。

   一些試驗還指出，控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐晶間腐蝕(shi)性能(neng)良好，沒有晶間腐蝕(shi)傾向，而耐點蝕(shi)和氯化(hua)物應力腐蝕(shi)的(de)性能(neng)則(ze)均優(you)于0Cr18Ni10Ti。表5.18中列出了點蝕(shi)試驗結果。從表5.18中可知，控(kong)氮0Cr18Ni10的(de)耐點蝕(shi)性遠(yuan)優(you)于0Cr18Ni10Ti，這(zhe)與0Cr18Ni10Ti鋼的(de)鈦可形成(cheng)TiN等非(fei)金屬夾雜物，引起鋼耐點蝕(shi)性劣化(hua)有關。

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

   ②. 控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在(zai)高溫水中(zhong)的耐(nai)蝕性(xing)（按腐(fu)蝕失(shi)重計）和(he)腐(fu)蝕產(chan)物釋(shi)(shi)放量的試(shi)驗結果(guo)。同(tong)樣可看出，控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和(he)腐(fu)蝕產(chan)物的釋(shi)(shi)放量也均較0Cr18Ni10Ti為低。

    一些試(shi)驗還表(biao)明，由于(yu)少量的(de)氮(dan)加入，控(kong)氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）的(de)耐(nai)(nai)晶間(jian)腐(fu)蝕(shi)、耐(nai)(nai)點蝕(shi)和(he)耐(nai)(nai)應力腐(fu)蝕(shi)性能也均(jun)優于(yu)0Cr18Ni10Ti。