304NG奧氏體（tǐ）不鏽鋼在超臨界水環境中的腐蝕行（háng）為是怎樣的
為了提高先（xiān）進核反應堆的發電效率，在第四代超臨（lín）界水冷堆（SCWR）中，冷卻劑出口（kǒu）溫度被提高到（dào）550℃，壓力提高到25MPa，其熱效率（lǜ）由目前的第二代輕（qīng）水反（fǎn）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（lěng）卻劑對金屬材料的腐蝕性極強，現有的LWR堆芯構件和包殼材料已不再適用，結構材料的腐蝕已成為開發SCWR的一個關鍵問題。
上海交通大學核（hé）科學工程學院的研究者們對應用於（yú）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（le）初步篩選與評估（gū），提出了一係列SCWR候選材料，其中包（bāo）括鐵素體-馬氏體鋼、奧氏體不鏽鋼、鎳基合金及氧化物彌（mí）散強化鋼。其中，奧（ào）氏體不鏽鋼因具有優良的耐蝕性、加工性能、可焊性和高溫力學性能，在核電站（zhàn）結構件中（zhōng）被大量應用。
304NG奧氏體不鏽鋼（簡稱304NG鋼）是使用最廣且價格相對低廉的一種奧氏體（tǐ）不鏽鋼，常用於反應堆的（de）堆內構件中，鉻含量約為20%（質量分數（shù），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鋼具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（yǐng）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（chóng）試驗（yàn）。
均勻腐蝕（shí）試驗在（zài）高溫高（gāo）壓循環水回（huí）路腐蝕係統中進行。該設備主（zhǔ）要包括一台容積為（wéi）1.5L的高壓釜，為了降低試（shì）驗過程中其他物質由於氧化釋放出（chū）雜質離子對試驗產生幹擾，所（suǒ）用高壓釜釜體（tǐ）、斧蓋（gài）、熱（rè）電偶套管以及斧內配件均采用625鎳基合金作為原材料，設備（bèi）的低溫管路部分采（cǎi）用316L不鏽鋼（gāng），設備中的溫度測量單元和壓力（lì）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。試驗結果如下：
（1）304NG鋼在550～650℃、25MPaSCW中的腐（fǔ）蝕增重遵循冪指數規律，在550℃的（de）SCW中具（jù）有較好的抗腐蝕性能，但是當溫度升高到650℃時（shí），其腐蝕增重速率急劇升高（gāo）。
（2）304NG鋼在SCW中出現癤狀腐蝕，並且溫（wēn）度能夠極大地加（jiā）劇癤狀腐（fǔ）蝕。
（3）304NG鋼在SCW中的癤狀腐蝕氧化膜為典型的兩層結構，外層富（fù）鐵（tiě）貧鉻（gè），而內層富鉻貧鐵，並且內層（céng）氧化膜的厚度要大於外層氧化膜（mó）的。隨（suí）著腐蝕時間的延長（zhǎng），腐蝕向周圍（wéi）發展，最終導（dǎo）致不同的癤狀腐蝕區域相互（hù）融合。
（4）304NG鋼中鉻沿（yán）晶界和在晶粒內部擴散速率的不同，導致癤狀腐蝕在（zài）遠離晶（jīng）界處（chù）形核，並且（qiě）最終發展為（wéi）癤狀腐（fǔ）蝕。