304NG奥氏体不锈钢在超临界水环境中的腐蚀行为是怎样的（de）
为了提高先进核反应堆的发（fā）电效率（lǜ），在（zài）第四代超临界水冷堆（SCWR）中，冷却（què）剂出口温度被提高（gāo）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（zài）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（qiáng），现有的LWR堆芯构件和包壳材料已不再（zài）适用（yòng），结构材料的（de）腐蚀已成为开发SCWR的（de）一个关（guān）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（yú）超临界火电（diàn）站和压水堆燃（rán）料组件等高温（wēn）环境中的材料进行（háng）了初步筛选与评估，提出了一系列SCWR候选材料，其中包（bāo）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（qiáng）化钢。其中，奥氏体不锈钢因具有优良的（de）耐蚀性、加工性能、可焊性和高温（wēn）力学性能，在核电站结构件（jiàn）中被大量（liàng）应用。
304NG奥氏体（tǐ）不锈钢（简称304NG钢）是使用最广且价格相对低廉的一种（zhǒng）奥（ào）氏体（tǐ）不锈钢，常用（yòng）于反应堆的（de）堆内构件（jiàn）中，铬含量约为20%（质量（liàng）分数，下同），镍含量约为9%。与普（pǔ）通的低铬奥氏体不锈钢相比，铬含（hán）量超过18%的304NG钢具有更加优良的耐均匀腐蚀性能。为（wéi）了研究304NG钢在SCW中的均匀腐蚀性能以及温度对其（qí）腐蚀性（xìng）能的影响，研（yán）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（shí）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（zhōng）其他（tā）物质由于氧化释放出杂质离子对试（shì）验产生干扰，所用高（gāo）压釜釜体、斧盖、热电偶套管以（yǐ）及斧内（nèi）配件均采（cǎi）用625镍基合金作为原材料（liào），设备的低温管路部分采用316L不锈钢，设（shè）备（bèi）中的温（wēn）度测量单元和压力测量单元分别为K型（xíng）热电偶和4～20mA输出的高精度的压力传感（gǎn）器。试验结果如下：
（1）304NG钢在550～650℃、25MPaSCW中的腐蚀增重遵（zūn）循幂指数规律，在550℃的SCW中具有较好（hǎo）的（de）抗腐蚀性能，但是当温度升高到650℃时，其腐蚀增重（chóng）速（sù）率急（jí）剧升（shēng）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（liǎng）层结构，外（wài）层富铁贫铬，而内层富铬贫铁，并（bìng）且内层氧化膜的（de）厚度要大于外层氧化膜的。随着（zhe）腐蚀（shí）时间的延长，腐蚀向周（zhōu）围发（fā）展，最终导致不同（tóng）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（jiè）处形核，并且最终发展为疖状腐蚀。