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(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多噸不銹鋼管(guan)、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。

  由于(yu)鉻(ge)鎳奧(ao)氏(shi)(shi)體不(bu)銹鋼(gang)(gang)具(ju)有(you)(you)面心(xin)立方結構(gou)的(de)(de)(de)奧(ao)氏(shi)(shi)體組織，即使在堆內(nei)高(gao)中子(zi)通量的(de)(de)(de)作用(yong)下，一(yi)般也(ye)不(bu)會有(you)(you)脆化的(de)(de)(de)危(wei)險，因此它們都具(ju)有(you)(you)高(gao)的(de)(de)(de)核穩定性；由于(yu)鉻(ge)鎳奧(ao)氏(shi)(shi)體不(bu)銹鋼(gang)(gang)又(you)(you)具(ju)有(you)(you)優良的(de)(de)(de)耐蝕(shi)性和對其化學(xue)成分、所(suo)含雜質的(de)(de)(de)嚴(yan)格控制(zhi)以(yi)及高(gao)表面光潔度等(deng)的(de)(de)(de)要求，在核反應(ying)堆長期運(yun)行過程(cheng)中，這些不(bu)銹鋼(gang)(gang)的(de)(de)(de)腐蝕(shi)產生釋放速率也(ye)很低，所(suo)感生的(de)(de)(de)放射性也(ye)較少(shao)；又(you)(you)由于(yu)對核反應(ying)堆用(yong)不(bu)銹鋼(gang)(gang)中所(suo)含有(you)(you)的(de)(de)(de)、對中子(zi)吸收截面大的(de)(de)(de)鈷、硼等(deng)元素的(de)(de)(de)嚴(yan)格控制(zhi)，所(suo)以(yi)核反應(ying)堆所(suo)用(yong)不(bu)銹鋼(gang)(gang)也(ye)具(ju)備了(le)中子(zi)吸收截面要小的(de)(de)(de)條(tiao)件(jian)。

  因此，核(he)級不(bu)銹鋼(gang)系能滿(man)足核(he)反應(ying)堆對結(jie)構材料三個特殊要求的不(bu)銹鋼(gang)。由(you)于(yu)鉻鎳奧氏(shi)(shi)(shi)體(ti)不(bu)銹鋼(gang)的組織結(jie)構和耐蝕性已可滿(man)足前兩個要求，因此，人們對用于(yu)核(he)反應(ying)堆的核(he)級不(bu)銹鋼(gang)的注意力就集中在了鋼(gang)中的鈷、硼等的元素的含(han)量上，這也是核(he)級鉻鎳奧氏(shi)(shi)(shi)體(ti)不(bu)銹鋼(gang)與非核(he)級鉻鎳奧氏(shi)(shi)(shi)體(ti)不(bu)銹鋼(gang)最(zui)主要和最(zui)重要的區別。

  表5.14列出(chu)了(le)國內(nei)外壓水核(he)反應(ying)(ying)堆內(nei)、外所選用的(de)核(he)級鉻鎳(nie)奧氏(shi)體不銹(xiu)鋼(gang)牌(pai)號和鋼(gang)中含(han)(han)鈷量(liang)應(ying)(ying)控制的(de)極(ji)限值，對核(he)反應(ying)(ying)堆堆芯用核(he)級不銹(xiu)鋼(gang)中的(de)含(han)(han)硼量(liang)，一(yi)般要求應(ying)(ying)＜0.0015％或＜0.0018％。

  表5.14 國內外壓(ya)水堆一回路系統用(yong)核級(ji)不銹鋼(gang)牌號和含鈷量(liang)的極限值

  表5.14中所(suo)列入的0Cr18Ni10Ti，除(chu)俄(e)羅斯(si)大(da)量選(xuan)用(yong)外，我(wo)國(guo)自俄(e)羅斯(si)引進的核電站(zhan)壓水(shui)堆(dui)也應(ying)用(yong)此牌號(hao)，而(er)國(guo)內其(qi)(qi)他核反應(ying)堆(dui)和國(guo)外其(qi)(qi)他國(guo)家(jia)的核電站(zhan)壓水(shui)堆(dui)則(ze)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不銹鋼和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(ri)各國(guo)控氮 0Cr18Ni10（304NG）和(he)控氮00Cr17Ni12Mo2（316NG）的化學成分見表5.15。

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

  耐蝕性和(he)腐蝕產物釋(shi)放(fang)速率如下：

   ①. 控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）圖(tu)5.23系控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）在300℃高溫水中的耐(nai)蝕性和(he)腐蝕產物釋放速率(lv)的試(shi)驗結果。可以(yi)看出(chu)，控(kong)氮(dan)0Cr18Ni10（304NG）的腐蝕率(lv)和(he)腐蝕產物釋放速率(lv)均(jun)低(di)于(yu)0Cr18Ni10Ti（321），這(zhe)表明控(kong)氮(dan) 0Cr18Ni10（304NG）的耐(nai)蝕性優于(yu)0Cr18Ni10Ti。

   一些試驗還指出(chu)，控(kong)氮0Cr18Ni10（304NG）的(de)(de)(de)耐(nai)晶間腐(fu)(fu)(fu)蝕(shi)(shi)(shi)性(xing)能(neng)(neng)良好，沒有晶間腐(fu)(fu)(fu)蝕(shi)(shi)(shi)傾向，而(er)耐(nai)點(dian)(dian)蝕(shi)(shi)(shi)和氯化(hua)物應力腐(fu)(fu)(fu)蝕(shi)(shi)(shi)的(de)(de)(de)性(xing)能(neng)(neng)則均優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti。表5.18中(zhong)列出(chu)了(le)點(dian)(dian)蝕(shi)(shi)(shi)試驗結果(guo)。從表5.18中(zhong)可知(zhi)，控(kong)氮0Cr18Ni10的(de)(de)(de)耐(nai)點(dian)(dian)蝕(shi)(shi)(shi)性(xing)遠優(you)于(yu)0Cr18Ni10Ti，這與0Cr18Ni10Ti鋼的(de)(de)(de)鈦可形成TiN等非(fei)金屬(shu)夾雜物，引(yin)起鋼耐(nai)點(dian)(dian)蝕(shi)(shi)(shi)性(xing)劣化(hua)有關。

   表5.18 控氮0Cr18Ni10（304NG）的耐點蝕性能

   ②. 控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）圖5.24系控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）在高溫(wen)水中的(de)耐蝕(shi)(shi)性（按腐(fu)蝕(shi)(shi)失(shi)重計）和(he)腐(fu)蝕(shi)(shi)產物釋放量的(de)試驗結果。同樣可(ke)看出，控氮(dan)00Cr17Ni12Mo2（316NG）和(he)腐(fu)蝕(shi)(shi)產物的(de)釋放量也均較0Cr18Ni10Ti為(wei)低(di)。

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