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304NG奥氏体不锈钢在超临界水环境中的（de）腐蚀行为是怎样的

为（wéi）了（le）提高（gāo）先（xiān）进核反应（yīng）堆的发电（diàn）效率，在第四代超临界水冷堆（SCWR）中，冷（lěng）却剂出口温度被提高到550℃，压力（lì）提高（gāo）到25MPa，其热效率由目前的第二（èr）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（shàng），此时冷却剂对（duì）金属材料（liào）的（de）腐蚀性极强，现有的LWR堆芯构件和包壳材料已（yǐ）不再适用，结构材料（liào）的腐蚀已成为（wéi）开（kāi）发SCWR的一个（gè）关键问题。

上海交通大学核科学（xué）工程学院的研究者们对应（yīng）用于超临界火电站和压（yā）水堆燃料组件等高温环境中的材料进行了初步筛选（xuǎn）与评估，提出（chū）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（gāng）、镍基（jī）合金及氧化物弥散强化钢。其中，奥氏（shì）体不锈钢因具有优良的（de）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（de）一种奥氏体不锈钢，常用于（yú）反应堆的堆内（nèi）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（gāng）具（jù）有更加优良的耐（nài）均（jun1）匀腐蚀性能。为了研究304NG钢在SCW中（zhōng）的（de）均匀腐蚀性（xìng）能以及温度对（duì）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（yàn）在高温高压循环（huán）水（shuǐ）回路腐蚀系统中进行。该设备主要（yào）包括一台容（róng）积为1.5L的高（gāo）压釜，为（wéi）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（shì）验产生干扰，所用高压釜（fǔ）釜体、斧盖、热电偶套管以及斧内（nèi）配件均采用625镍基合金作为原材（cái）料，设备的低温管路部分采用316L不锈钢，设（shè）备中的温度测量单元和压力测量单元分别为K型热电偶（ǒu）和4～20mA输出的高精度的压力传感器。试验（yàn）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（jù）有较好的抗腐蚀性能，但是当温度升高（gāo）到650℃时，其腐蚀增重速率急剧升高。

（2）304NG钢在SCW中出现疖状（zhuàng）腐蚀（shí），并且温度能够极大地加剧疖（jiē）状腐蚀。

（3）304NG钢在SCW中（zhōng）的疖状腐（fǔ）蚀氧化膜（mó）为典型的两层结构，外层富铁贫铬，而（ér）内层富铬贫铁，并且内层氧化膜的厚度要大于外层氧化（huà）膜的。随着腐蚀（shí）时间的延（yán）长，腐蚀向周围发展（zhǎn），最终导致不同（tóng）的疖状腐蚀区（qū）域相互（hù）融合。

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