在能源需求与环境保护双重压力作用下,未来日趋合理的能源结构中核电所占比例将日益上升。由于第二代、第三代压水堆提供了成熟的技术和超临界火电厂的技术支撑,作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆--超临界水冷堆(SCWR)备受世界关注。超临界水冷堆的热效率可达45%(目前压水堆约为33%),而且具有堆芯结构简化、建设运行成本低等优点。超临界水冷堆运行在超高压力、高温和强中子辐照条件下,常规压水堆包壳及结构材料的力学性能及化学性质已不能满足要求,因此,包壳及结构材料的选择已成为超临界水冷堆的关键技术之一。目前,研究候选材料在超临界水中的腐蚀行为是超临界水冷堆研发的热点之一。铁素体-马氏体钢(F/M)具有优异的抗辐照肿胀能力、较低的热膨胀系数、很高的热传导率,在高温条件下较好的抗腐蚀能力,并且在超临界火电厂具有使用经验,因而成为超临界水冷堆极有希望的候选材料。本文研究了国产铁素体-马氏体K1、K2钢在温度500℃,压力25Mpa超临界水环境下的腐蚀行为,腐蚀时间分别为200h、400h、600h、800h、1000h。所有腐蚀试样都形成了一层稳定的氧化膜。对氧化膜表面及截面的扫描电镜(SEM)观察及能谱(EDS)和X射线衍射(XRD)分析,结果表明:氧化膜为双层结构,外层为多孔的磁铁矿(Fe3O4),内层为致密的铁、铬复合氧化物且具有尖晶石结构的FeCr2O4。腐蚀动力学结果显示两种材料的腐蚀行为遵循抛物线规律,K2钢的腐蚀氧化速度较K1钢快。K1、K2钢超临界环境中腐蚀后氧化膜的多孔性与外层氧化膜Fe3O4的缺陷类型有关,富氧Fe3O4中缺陷主要类型为氧空位,在超临界状态下,当氧空位浓度达到一定程度后,空位坍塌即形成小孔。K1钢中的含铬及含钨量均较K2钢高,含碳量较低,基体组织中的铁素体含量较多,所以腐蚀速率较慢,抗氧化性能较好。