核能作为一种绿色环保可持续的清洁能源,正在被越来越多的国家和地区关注应用。第四代核电系统中2.25Cr-1Mo钢是蒸汽发生器主体结构材料,为了应对核电反应堆中复杂苛刻的工作环境,该钢种在的冶炼工艺和性能都有所提高,国内已经开始工业试制。该钢的抗蒸汽氧化性能是评价材料可靠性的重要指标之一,本文研究核电用2.25Cr-1Mo钢的抗蒸汽氧化性能,为该材料的应用提供技术基础。本文在460℃、480℃、500℃,0.1MPa水蒸气条件下,对Cr含量（质量分数,%）为2.37和1.99的2.25Cr-1Mo钢进行蒸汽氧化实验。通过SEM和EDS观察研究了氧化膜表面和截面的形貌结构以及元素分布,采用XRD和EDS分析鉴定了氧化膜的物相组成,通过增重法分析实验钢的氧化动力学规律并计算了材料长时氧化膜厚度。研究了温度和Cr含量对实验钢抗蒸汽氧化性能的影响,并分析了蒸汽氧化机理。实验结果表明:2.25Cr-1Mo钢的氧化动力学曲线符合立方定律,具有较好的长时抗蒸汽氧化性能。氧化膜表面的晶粒由棱块状发育长大,而后表面重新长出一层细小晶粒,部分细小晶粒向须状化发展。氧化膜截面呈双层结构,内层致密由（Fe,Cr）₃O₄尖晶石组成,外层疏松多孔由Fe₃O₄和Fe₂O₃组成。在500℃下,Cr2.37%实验钢氧化膜最厚,但满足设计要求,Cr1.99%实验钢氧化膜厚度大于设计要求,并且氧化膜与基体发生剥离。温度升高,提高了离子在氧化膜中的扩散速率,氧化速率提高,氧化增重增加,氧化膜厚度增加。Cr元素在氧化膜内层形成（Fe,Cr）₃O₄尖晶石,其对Fe、O离子在氧化膜中的扩散有阻碍作用,Cr含量增加氧化速率降低,氧化增重减少,氧化膜厚度减小。氧化膜的生长主要通过Fe、O离子在氧化膜中的扩散传质作用进行。氧化膜中的孔洞主要和外层中Fe₃O₄自身的空位缺陷以及其失稳分解产生的空位缺陷的聚集坍塌有关。氧化膜的剥离和实验过程中,氧化膜内部产生的热应力和生长应力有关。