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304NG奥氏体不锈钢在超临界水环境中的腐蚀行为是怎样的

为了提高先进核反应堆的发电效率，在第四代超临界水冷堆（SCWR）中，冷却剂出口温度被提高到550℃，压力提高到25MPa，其热效率由目前的第二代轻水反应堆（LWRs)的33%提高到44%左右。SCWR运行在水的临界点（374℃,22.1MPa)以上，此时冷却剂对金属材料的腐蚀性极强，现有的LWR堆芯构件和包壳材料已不再适用，结构材料的腐蚀已成为开发SCWR的一个关键问题。

上海交通大学核科学工程学院的研究者们对应用于超临界火电站和压水堆燃料组件等高温环境中的材料进行了初步筛选与评估，提出了一系列SCWR候选材料，其中包括铁素体-马氏体钢、奥氏体不锈钢、镍基合金及氧化物弥散强化钢。其中，奥氏体不锈钢因具有优良的耐蚀性、加工性能、可焊性和高温力学性能，在核电站结构件中被大量应用。

304NG奥氏体不锈钢（简称304NG钢）是使用最广且价格相对低廉的一种奥氏体不锈钢，常用于反应堆的堆内构件中，铬含量约为20%（质量分数，下同），镍含量约为9%。与普通的低铬奥氏体不锈钢相比，铬含量超过18%的304NG钢具有更加优良的耐均匀腐蚀性能。为了研究304NG钢在SCW中的均匀腐蚀性能以及温度对其腐蚀性能的影响，研究工作分别在550℃和650℃的低容氧（＜10μg/L)SCW中对304NG钢进行腐蚀增重试验。

均匀腐蚀试验在高温高压循环水回路腐蚀系统中进行。该设备主要包括一台容积为1.5L的高压釜，为了降低试验过程中其他物质由于氧化释放出杂质离子对试验产生干扰，所用高压釜釜体、斧盖、热电偶套管以及斧内配件均采用625镍基合金作为原材料，设备的低温管路部分采用316L不锈钢，设备中的温度测量单元和压力测量单元分别为K型热电偶和4～20mA输出的高精度的压力传感器。试验结果如下：

（1）304NG钢在550～650℃、25MPaSCW中的腐蚀增重遵循幂指数规律，在550℃的SCW中具有较好的抗腐蚀性能，但是当温度升高到650℃时，其腐蚀增重速率急剧升高。

（2）304NG钢在SCW中出现疖状腐蚀，并且温度能够极大地加剧疖状腐蚀。

（3）304NG钢在SCW中的疖状腐蚀氧化膜为典型的两层结构，外层富铁贫铬，而内层富铬贫铁，并且内层氧化膜的厚度要大于外层氧化膜的。随着腐蚀时间的延长，腐蚀向周围发展，最终导致不同的疖状腐蚀区域相互融合。

（4）304NG钢中铬沿晶界和在晶粒内部扩散速率的不同，导致疖状腐蚀在远离晶界处形核，并且最终发展为疖状腐蚀。