快中子反应堆核裂变主要是由能量约为100kev以上的快中子引起，堆内不需要慢化剂而压水堆需要慢化剂，从而使堆芯内有害吸收减少，日本福岛核电站震后环境污染的原因之一是堆内作为慢化剂的水溢出所致。快中子反应堆核裂变所用的中子能量高，会有更多的中子用于转换新的核燃料，转换比增大，这就意味着除部分中子去维持链式裂变反应外，其余部分中子可转换吸收，一般情况下，当增值比到1.2后，可实现裂变燃料的增值，因此，也称为快中子增值堆。
长祥公司交付的600MW示范快堆核级锻件，其中SA182F316L需要按ASTM A262标准，进行晶间腐蚀试验和敏化处理。
晶间腐蚀是金属材料在特定介质中，沿晶粒晶界附近所发生的腐蚀现象。晶间腐蚀从表面开始逐渐向金属内部扩展，甚至使晶粒间结合力丧失，而表面没有任何征兆，造成材料的突然失效，非常危险。
核级奥氏体不锈钢还有一种和晶间腐蚀类似的失效方式，就是嬗变。嬗变：在反应堆中，受撞原子核吸收一个中子变成异质原子的核反应。高注量的快中子对镍的核反应较明显，因此，堆内构件要防范材料嬗变。
SA182F316L核级锻件中含有氮元素，长祥公司获得了专利，专利号为：ZL202022153926.8。
氮元素的加入，会提高钢中奥氏体的稳定度，减少其在高温铁素体的形成；氮元素的加入还有利于控制固溶处理晶粒度的增长。
欢迎关注微信公众号和工作微信号zt88231。
