在海洋移动式核电站中,核电站构件长期遭受恶劣的腐蚀环境（反应堆冷却剂—铅铋共晶合金（LBE）的腐蚀以及海洋环境对材料表面的腐蚀）,传统奥氏体不锈钢中Ni元素会在LBE中优先溶解,加速材料的腐蚀进程。含氮奥氏体不锈钢利用N、Mn代替Ni元素,避免了Ni元素在LBE中的溶解,提升了表面钝化膜的稳定性,提高材料在环境中的耐腐蚀性,满足海洋移动式核电站构件苛刻的使用要求,因此研究含氮奥氏体钢在LBE中的腐蚀行为以及在不同浓度的Na Cl溶液中的电化学腐蚀行为具有重要的理论意义和实际应用价值。本文选用四种不同氮含量的奥氏体不锈钢N1、N2、N3、N4分别在400、500℃LBE中试验500、1000、1500h,利用扫描电子显微镜（SEM）、X射线衍射仪（XRD）、电子万能试验机等试验设备研究了试样腐蚀行为及力学性能变化;使用电化学工作站对四种材料分别在不同浓度的Na Cl溶液中进行动电位极化测试以及在3.5%Na Cl溶液中的进行电化学阻抗（EIS）测试,研究了含氮奥氏体不锈钢耐电化学腐蚀性能。获得以下主要结论:在LBE腐蚀中,当试验温度为400℃时,随着腐蚀时间的增加,试样的溶解与氧化腐蚀程度加剧。N1奥氏体不锈钢耐腐蚀性较差,在500h即发生表面氧化腐蚀,生成单层氧化物,1000h后表面生成双层氧化物,1500h表面氧化物脱落,形成较大腐蚀坑;试样N2在腐蚀时间为1500h时,试样表面形成双氧化层结构,腐蚀层未发生剥落;试样N3、N4腐蚀1500h时,表面以溶解腐蚀为主,氧化腐蚀轻微,表现出良好的耐铅铋腐蚀性。当试验温度升至500℃后,元素扩散速度增大并且合金元素在LBE中的溶解度增加,故腐蚀进程加速。N1、N2、N4在腐蚀500h后均发生氧化腐蚀,并且随腐蚀时间的增加,氧化层厚度随之增长,溶解腐蚀表现不明显;试样N3在腐蚀500h后发生溶解腐蚀,随腐蚀时间的增长发生氧化腐蚀,且生成氧化层厚度较小表现出良好的耐高温腐蚀性。在400℃LBE腐蚀环境中,随着腐蚀时间的增长,拉伸断口断面收缩率及冲击韧性均呈下降的趋势,抗拉强度有所升高。氮含量对拉伸断口断面收缩率及冲击韧性影响不大,抗拉强度随合金中氮含量的升高呈先升后降的趋势。试样N3具有最高的抗拉强度,拉伸与冲击均为韧性断裂,断口的韧窝随腐蚀时间的延长由深变浅。当温度为500℃时,在相同腐蚀时间下,N1具有较强的温度敏感性,断面收缩率、抗拉强度以及冲击韧性明显下降。腐蚀温度对试样N2、N3、N4力学性能影响不大,与在400℃LBE中力学性能相差无几且变化趋势相同。试样N1冲击与拉伸断口形貌均表现出脆性断裂的特征,试样N2随腐蚀时间的增长,冲击断口形貌由韧性断裂转变为韧脆混合断裂的特征,N3、N4断口形貌随腐蚀时间增长仍保持塑性断裂的特征,表现出良好的耐高温老化性。电化学试验表明,当Cl-浓度低于4.5%时,材料的腐蚀电位（Ecorr）较高,电化学腐蚀倾向较低,但当Cl-浓度超过一定范围后,Ecorr迅速降低,材料自腐蚀倾向增大。试样N2点蚀电位（Eb）几乎不受Cl-浓度的影响,均大于1.2V,表现出较高的耐腐蚀性。在3.5%的NaCl溶液中,随着氮含量的升高,电荷转移电阻（Rct）和钝化膜厚度（LSS）先升后降,N2具有最高的Rct和LSS(4.222×10~5Ω·cm~2、6.688×10-8m),表现出良好的耐电化学腐蚀性。