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。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(gang)。人們常說核反應堆是用不銹鋼“堆”出來的，一點也不夸大。

  由于(yu)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體不(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)具有(you)(you)面心立方(fang)結(jie)構的奧氏(shi)體組織，即使在(zai)堆(dui)內高中(zhong)子通量的作用下，一般(ban)也(ye)不(bu)(bu)(bu)會(hui)有(you)(you)脆化的危險(xian)，因此它們(men)都具有(you)(you)高的核(he)(he)穩定性(xing)；由于(yu)鉻(ge)鎳奧氏(shi)體不(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)又(you)(you)具有(you)(you)優良的耐蝕(shi)性(xing)和對(dui)其化學成分(fen)、所(suo)含(han)雜(za)質(zhi)的嚴格控(kong)制以及高表(biao)面光潔(jie)度等的要求，在(zai)核(he)(he)反(fan)應堆(dui)長期(qi)運行過(guo)程中(zhong)，這些不(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)的腐蝕(shi)產生釋放速率也(ye)很低，所(suo)感生的放射性(xing)也(ye)較少；又(you)(you)由于(yu)對(dui)核(he)(he)反(fan)應堆(dui)用不(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)中(zhong)所(suo)含(han)有(you)(you)的、對(dui)中(zhong)子吸(xi)收(shou)截面大的鈷、硼等元素的嚴格控(kong)制，所(suo)以核(he)(he)反(fan)應堆(dui)所(suo)用不(bu)(bu)(bu)銹鋼(gang)(gang)也(ye)具備了中(zhong)子吸(xi)收(shou)截面要小的條件(jian)。

  因(yin)此，核(he)級不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)系能滿足核(he)反應堆對結(jie)構材料三個(ge)(ge)特殊要求(qiu)的(de)(de)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)。由于鉻(ge)鎳(nie)奧氏(shi)(shi)體(ti)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)(de)組織結(jie)構和耐蝕性已可(ke)滿足前兩個(ge)(ge)要求(qiu)，因(yin)此，人們對用于核(he)反應堆的(de)(de)核(he)級不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)(de)注意力就集中(zhong)在了鋼(gang)中(zhong)的(de)(de)鈷、硼等的(de)(de)元素的(de)(de)含量上，這也(ye)是核(he)級鉻(ge)鎳(nie)奧氏(shi)(shi)體(ti)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)與非核(he)級鉻(ge)鎳(nie)奧氏(shi)(shi)體(ti)不(bu)(bu)銹(xiu)(xiu)鋼(gang)最(zui)主要和最(zui)重要的(de)(de)區(qu)別(bie)。

  表5.14列(lie)出了(le)國(guo)內外(wai)壓水核(he)反(fan)應堆(dui)內、外(wai)所選用的(de)(de)核(he)級鉻(ge)鎳(nie)奧氏體不(bu)銹鋼(gang)牌號和(he)鋼(gang)中含鈷量應控(kong)制的(de)(de)極限值，對核(he)反(fan)應堆(dui)堆(dui)芯用核(he)級不(bu)銹鋼(gang)中的(de)(de)含硼量，一般要求應＜0.0015％或(huo)＜0.0018％。

  表(biao)5.14 國(guo)內外壓水(shui)堆一回路系統用核級不銹鋼(gang)牌(pai)號和含(han)鈷量的極限值

  表5.14中所列入的0Cr18Ni10Ti，除俄羅斯大量選用外(wai)，我國(guo)自(zi)俄羅斯引(yin)進的核電站(zhan)壓(ya)水(shui)堆(dui)也應(ying)用此牌號，而(er)國(guo)內其(qi)(qi)他(ta)核反應(ying)堆(dui)和(he)國(guo)外(wai)其(qi)(qi)他(ta)國(guo)家的核電站(zhan)壓(ya)水(shui)堆(dui)則均選用304NG（控(kong)氮0Cr18Ni10）和(he)316NG（控(kong)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(gang)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、法、美、日各國控氮 0Cr18Ni10（304NG）和控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的化學成分見表(biao)5.15。

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

  耐蝕性和腐蝕產物釋放速(su)率如下：

   ①. 控(kong)(kong)氮(dan)(dan)0Cr18Ni10（304NG）圖5.23系控(kong)(kong)氮(dan)(dan)0Cr18Ni10（304NG）在300℃高溫水中的(de)耐蝕性和(he)腐(fu)蝕產(chan)物(wu)(wu)釋放(fang)速(su)率的(de)試(shi)驗結果。可以看出，控(kong)(kong)氮(dan)(dan)0Cr18Ni10（304NG）的(de)腐(fu)蝕率和(he)腐(fu)蝕產(chan)物(wu)(wu)釋放(fang)速(su)率均低于0Cr18Ni10Ti（321），這表明控(kong)(kong)氮(dan)(dan) 0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐蝕性優于0Cr18Ni10Ti。

   一些試驗還指出，控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐(nai)(nai)晶間腐(fu)蝕(shi)(shi)(shi)性能良好，沒有晶間腐(fu)蝕(shi)(shi)(shi)傾(qing)向，而耐(nai)(nai)點蝕(shi)(shi)(shi)和氯化物(wu)應力腐(fu)蝕(shi)(shi)(shi)的(de)性能則(ze)均(jun)優(you)于0Cr18Ni10Ti。表5.18中列出了點蝕(shi)(shi)(shi)試驗結果(guo)。從(cong)表5.18中可知(zhi)，控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10的(de)耐(nai)(nai)點蝕(shi)(shi)(shi)性遠優(you)于0Cr18Ni10Ti，這與(yu)0Cr18Ni10Ti鋼的(de)鈦可形(xing)成TiN等非金屬夾雜物(wu)，引(yin)起鋼耐(nai)(nai)點蝕(shi)(shi)(shi)性劣(lie)化有關(guan)。

   表5.18 控氮0Cr18Ni10（304NG）的(de)耐點蝕(shi)性能(neng)

   ②. 控(kong)氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系(xi)控(kong)氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在高(gao)溫水中(zhong)的耐蝕(shi)性（按腐(fu)(fu)蝕(shi)失重計）和(he)腐(fu)(fu)蝕(shi)產物釋放量的試驗結果。同(tong)樣可看(kan)出，控(kong)氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和(he)腐(fu)(fu)蝕(shi)產物的釋放量也均較0Cr18Ni10Ti為低。

    一(yi)些試驗還表明，由于少量的氮加入，控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的耐(nai)晶間(jian)腐蝕(shi)、耐(nai)點蝕(shi)和耐(nai)應力腐蝕(shi)性能(neng)也(ye)均優于0Cr18Ni10Ti。