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304NG奧氏體不鏽鋼在超臨界水環境（jìng）中的腐蝕行為是怎樣的

為了提（tí）高先進核反應堆的發電效率（lǜ），在第四代超臨界水冷堆（SCWR）中，冷卻劑出口溫度被提高到550℃，壓力提高到25MPa，其熱（rè）效率由目前的第二代輕水反應堆（duī）（LWRs)的33%提高到44%左右。SCWR運行在水的臨界點（374℃,22.1MPa)以上（shàng），此時冷卻（què）劑對金屬材料的腐蝕性極強，現有的LWR堆芯（xīn）構件和（hé）包殼（ké）材料已不再適用，結構材料的腐蝕已成為開發SCWR的一個關鍵問題。

上海交通大學核科學工程學院的研究者們對應用於超臨界火電站和壓水（shuǐ）堆燃（rán）料組件等高溫環境中的材料進行了初步篩（shāi）選與評估，提出（chū）了一係列SCWR候選材料（liào），其（qí）中包括鐵素體-馬氏體鋼、奧（ào）氏體不鏽鋼、鎳（niè）基合（hé）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耐蝕性、加工（gōng）性能、可焊性和高（gāo）溫力學性能，在核電站結構件中（zhōng）被大量應用（yòng）。

304NG奧氏體不鏽鋼（簡稱304NG鋼）是使用最（zuì）廣且價格相對低廉的一種奧氏體不鏽鋼，常用於反應堆（duī）的堆內（nèi）構件中，鉻含量約為20%（質量分數，下同），鎳含量約為9%。與普通的低鉻奧氏體不鏽鋼相比，鉻含量超過18%的304NG鋼（gāng）具（jù）有更加優良的耐均勻腐（fǔ）蝕性能。為了研究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（bié）在550℃和650℃的低容氧（＜10μg/L)SCW中對304NG鋼進行腐蝕增重試驗。

均勻腐蝕試驗在高（gāo）溫高壓循環水回路腐蝕係統中進行。該設備主要包括（kuò）一台容積為1.5L的高（gāo）壓釜（fǔ），為了降低試驗過程中其他物質由於氧化釋放出雜質（zhì）離子對試驗（yàn）產生幹（gàn）擾，所用高壓釜釜體、斧蓋、熱電偶（ǒu）套管以及斧內配件均（jun1）采用625鎳（niè）基合金作為原材料，設（shè）備的低溫（wēn）管路部分采用316L不鏽鋼，設備（bèi）中（zhōng）的溫度測量單元和壓力測量單元分別為K型熱電偶和4～20mA輸出的高（gāo）精（jīng）度的（de）壓力傳感器。試驗結果如下：

（1）304NG鋼在550～650℃、25MPaSCW中（zhōng）的（de）腐蝕增重遵循（xún）冪指數規律，在550℃的SCW中具有（yǒu）較好的抗腐蝕性能，但是當溫度升高到650℃時，其腐蝕增（zēng）重速率急劇升高。

（2）304NG鋼在SCW中出現癤狀腐蝕，並且溫度（dù）能夠極大地加劇癤狀腐蝕。

（3）304NG鋼在SCW中的癤狀腐蝕氧化膜為典型的（de）兩層結（jié）構，外層富鐵貧鉻，而內層富鉻（gè）貧（pín）鐵，並且內層氧化（huà）膜的厚度要大於外層（céng）氧化膜的。隨著腐蝕時（shí）間的延長，腐（fǔ）蝕向周圍發展，最終導致不同的癤狀腐蝕區域（yù）相互融（róng）合。

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