高性能轻水堆的材料  

作　　者：K. Ehrlich J. Konys L. Heikinheimo 熊茹（译） 张林（译） 蒋有荣（校） 

出　　处：《国外核动力》2007年第6期29-36,共8页Foreign Nuclear Power

摘　　要：为了研究高性能轻水堆（HPLWR）的堆内和堆外材料的运行环境，并评价目前燃料元件、堆芯结构和堆芯外零部件所采用的结构材料的潜在特征，开展了一项技术现状的研究。在HPLWR电站的常规岛部分，可以在给定温度（≤600℃）和压力25MPa下采用超临界燃煤电站（SCFPP）已认可使用的材料。这些材料是商用的铁素体／马氏体或奥氏体不锈钢。考虑了现有轻水堆的条件，基于现有的蠕变-断裂数据，以及对常规蒸汽发电站中腐蚀的广泛分析和关于辐照下材料行为的可得信息，开展了潜力包壳材料的评估。主要的结论是：在设定的最高温度650℃下，不仅Ni合金，而且奥氏体不锈钢都能用作包壳材料。

关 键 词：结构材料 轻水堆 性能 奥氏体不锈钢 堆芯结构 燃煤电站 包壳材料 最高温度 

分 类 号：TL341[核科学技术—核技术及应用] TL421