第三代核电站冷却泵采用屏蔽式核主泵,而水润滑推力轴承承载了核主泵的全部推力,安全、可靠和稳定性是推力轴承服役的关键。新型平衡环式支承结构具有平衡核主泵各推力瓦之间的高度差,确保推力瓦所受载荷均匀分布,防止发生轴系偏载的能力,且其一体化的设计,降低了支承系的统复杂程度,显示了新型平衡环式支承结构的设计优势。该支承结构服役环境复杂,服役过程中既要受到核主泵内55℃⁸5℃的硼酸-硼酸钠溶液冷却剂的长期腐蚀,又受到拉-压载荷循环作用,所以腐蚀疲劳是平衡环支承结构失效的主要威胁。17-4PH不锈钢具有强度高、耐蚀性优良和易加工等特点,已被发达国家大量应用在核电设备结构零部件上。本文以17-4PH不锈钢为研究对象,以核主泵推力轴承新型平衡环式支承结构为应用背景,通过对17-4PH不锈钢的微观组织分析、力学性能检测,重点对其腐蚀疲劳性能与腐蚀性能进行研究,以考察17-4PH不锈钢作为平衡环式支承结构备选材料的可能性。通过对实验用17-4PH不锈钢的微观组织与力学性能,室温（约20℃）下硼酸-硼酸钠溶液中腐蚀疲劳性能,以及在室温、55℃和85℃的硼酸-硼酸钠溶液中腐蚀性能的检测与分析,得到研究结果如下:（1）实验用17-4PH不锈钢显微组织为板条马氏体,晶粒细小且均匀,尺寸为20³0μm,马氏体基体中大量分布着20⁵0 nm的ε-Cu颗粒沉淀相。实验用17-4PH不锈钢的显微维氏硬度在3.5⁴ GPa之间,屈服强度为900 MPa,抗拉强度为1130 MPa,总延伸率为23.4%,断面收缩率为63.2%,拉伸断口具有典型的韧性断裂特征。（2）室温下,实验用17-4PH不锈钢在空气中疲劳极限σ_air-1为565 MPa,在硼酸-硼酸钠溶液中疲劳极限σ_corr-1为555 MPa。腐蚀疲劳断口有疲劳源区、裂纹稳定扩展区和瞬断区三个典型区域。腐蚀疲劳源萌生于表面刀痕或磨痕、表面腐蚀坑和内部夹杂物等缺陷处,腐蚀疲劳裂纹扩展区与瞬断区的形貌同空气中的疲劳相似。17-4PH不锈钢腐蚀疲劳断裂机理与形变过程活化和点蚀加速疲劳裂纹产生的两种理论叠加较为符合。（3）实验用17-4PH不锈钢在硼酸-硼酸钠溶液中,室温（约20℃）时年腐蚀速率为1.20μm/a,55℃时为3.32μm/a,85℃时为6.84μm/a,随着腐蚀温度的升高,腐蚀速率加快;其中55℃与85℃时的腐蚀类型均为局部腐蚀,腐蚀形貌为近似圆形的腐蚀坑,85℃的钢表面腐蚀坑尺寸约为55℃的2倍。电化学腐蚀结果表明,室温下实验用17-4PH不锈钢在硼酸-硼酸钠溶液中为均匀腐蚀,且其抗腐蚀性与Stellite合金相当,而在3.5 wt.%NaCl水溶液中为点腐蚀,17-4PH不锈钢在NaCl溶液中的耐蚀性较差。