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304NG奧氏體不鏽鋼在超臨界水環境中（zhōng）的（de）腐蝕行為是怎樣的

為（wéi）了提高先進核反應堆的（de）發電效率，在第四（sì）代（dài）超臨（lín）界水冷堆（SCWR）中，冷卻劑出口溫度被提高到550℃，壓（yā）力提高到25MPa，其熱效率由目前的第（dì）二代輕水（shuǐ）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（jì）對金屬（shǔ）材（cái）料的（de）腐蝕性極（jí）強，現有的LWR堆芯構（gòu）件和包殼材料已不再適用，結構材料的腐蝕已成為開發SCWR的一（yī）個關鍵（jiàn）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堆燃料組件等高（gāo）溫環境中的材料進行了初步篩選與評估，提出了一係列（liè）SCWR候選材（cái）料，其中包括鐵素體-馬氏體鋼、奧氏體不鏽鋼、鎳基合金及氧化物彌散（sàn）強化鋼。其中（zhōng），奧氏體不鏽鋼因（yīn）具有優良的耐蝕性、加工性能、可焊性和高溫力學性能，在核電（diàn）站結構件中被大量應用。

304NG奧氏體不鏽鋼（簡稱304NG鋼）是（shì）使用最廣且價格相對低廉的一種奧氏體不鏽鋼，常用於反應堆的堆內構件中，鉻含量約為20%（質（zhì）量（liàng）分數，下同），鎳（niè）含量約為9%。與普通的低鉻奧氏體不鏽鋼相（xiàng）比，鉻含量超過18%的304NG鋼具有更加優良的耐均勻腐蝕性能。為了研究304NG鋼在SCW中的均勻腐蝕（shí）性能以及溫度對其腐蝕性能的影響，研究工作（zuò）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（yàn）。

均勻腐蝕試驗在高（gāo）溫高壓循環水回路腐蝕係統中進行。該設備主要包括一台容積為1.5L的高（gāo）壓（yā）釜，為了降低試驗（yàn）過程中其他物（wù）質由於氧化釋放（fàng）出雜質離子對（duì）試驗產生幹擾，所用高壓釜釜體、斧蓋、熱電偶套管以及斧內配件均采用625鎳基合金（jīn）作為原材料，設（shè）備的低溫管路部分采用316L不（bú）鏽鋼，設備中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（guī）律，在550℃的SCW中具有較好的抗腐蝕性（xìng）能，但是當溫度升高到650℃時（shí），其腐蝕增重速（sù）率急劇升高。

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

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

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