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304NG奧氏體不鏽鋼在超臨界水環（huán）境中的腐蝕行為是怎樣的

為了提高先進核（hé）反應堆（duī）的（de）發電效率，在第（dì）四代超臨界水冷堆（SCWR）中，冷（lěng）卻劑出口溫度被提高到550℃，壓力提高到25MPa，其熱效率由目前的第二代輕水反應堆（LWRs)的33%提高到44%左右。SCWR運行在水的臨界點（374℃,22.1MPa)以上，此時冷卻劑對金屬材料的腐蝕性極強，現有的（de）LWR堆（duī）芯構件和包殼材料已不再適用，結構材料的（de）腐蝕已成為開發SCWR的一（yī）個關鍵問題。

上海交通大學（xué）核科學工程學院的研究者們對應用於超（chāo）臨界火電站和壓水堆燃（rán）料組（zǔ）件等高溫環境中的材料進行了初步（bù）篩選與評估，提（tí）出（chū）了一係列SCWR候選材料，其中包括鐵（tiě）素體-馬氏體鋼、奧氏（shì）體不鏽鋼、鎳基合金及氧化物彌散強化鋼。其中，奧氏（shì）體不鏽鋼因具有優良的（de）耐蝕性、加工（gōng）性能、可焊性和高溫力學性能，在核電站結構件（jiàn）中被大量應用。

304NG奧氏體不鏽鋼（簡稱304NG鋼）是使用（yòng）最廣且價格相對低廉的（de）一種奧氏體不鏽鋼，常用於反應堆的堆內構件中，鉻含（hán）量約為（wéi）20%（質（zhì）量分數，下同），鎳含量約（yuē）為9%。與普通的（de）低鉻奧氏體不鏽鋼相比，鉻含量超過18%的304NG鋼具有更加優良的耐均勻腐蝕性（xìng）能（néng）。為（wéi）了研究304NG鋼在SCW中的均勻腐蝕性能以及溫度對其腐蝕性能的影響，研究工作分別在550℃和650℃的低容氧（＜10μg/L)SCW中對304NG鋼進行腐蝕增重試驗。

均勻（yún）腐蝕試驗在高溫高壓循環水回路腐蝕係統中進行。該設備主要包括一台容積為1.5L的（de）高壓釜，為了降低（dī）試驗過（guò）程中其他（tā）物質由於氧化釋放出雜質離子對試驗產生幹擾，所用高壓釜（fǔ）釜體、斧蓋、熱電偶套管以及斧內配件均采用625鎳基合金作為原材料，設備的低溫管路部分采用316L不鏽鋼，設備中的（de）溫度測量單元（yuán）和壓力測量單元分別為K型熱電偶和4～20mA輸出的高精度的壓力傳感器。試驗結（jié）果如下：

（1）304NG鋼在550～650℃、25MPaSCW中的腐蝕增重遵循冪指數規律，在550℃的SCW中具有較好的抗腐蝕性能，但是當溫度升高到（dào）650℃時，其腐蝕增重（chóng）速率（lǜ）急劇升高。

（2）304NG鋼（gāng）在SCW中出現（xiàn）癤狀腐蝕，並且溫度能夠極大地加（jiā）劇癤狀腐蝕。

（3）304NG鋼在SCW中的癤狀腐蝕（shí）氧化膜（mó）為（wéi）典型的兩層結構，外層富（fù）鐵貧鉻，而內層富鉻（gè）貧鐵，並且內層氧化膜的厚度要大於外層氧化膜的。隨著腐蝕時間的延長（zhǎng），腐（fǔ）蝕向周圍發展，最終導致不同（tóng）的癤狀腐蝕區域相互融合。

（4）304NG鋼中鉻沿晶界和在晶粒內部擴散速率的不同，導致癤（jiē）狀腐蝕在遠離晶界處形核，並且最終發展為癤狀腐蝕。