SCWR用镍基合金综述  

作　　者：熊茹[1] 唐睿[1] 

机构地区：[1]中国核动力研究设计院燃料与材料重点实验室,成都610041

出　　处：《国外核动力》2010年第3期1-17,共17页Foreign Nuclear Power

摘　　要：在超临界水冷堆（SCWR）的设计中，运行温度、压力、燃耗和辐照损伤都非常高。本文结合堆内材料的运行环境，综合论述了对SCWR系统材料（燃料包壳材料和堆芯零部件结构）拟采用的Ni合金的理解，包括力学性能、腐蚀性能、应力腐蚀性能和辐照特征，并描述了可能的水化学技术，讨论了已有Ni合金的改性研究。基于现有的研究数据和分析，以及关于辐照下材料行为的可得信息表明，Ni合金具有较好的力学稳定性和抗氧化性能，但容易发生应力腐蚀开裂，受到中子辐照时会发生辐照脆化、肿胀和相的不稳定性，可用于辐照较少的部位；在辐照高的部位使用，尚需要开展更多的研究以评价其适应性。

关 键 词：镍基合金 超临界水冷堆 应力腐蚀性能 辐照损伤 包壳材料 综述 NI合金 应力腐蚀开裂 

分 类 号：TL4[核科学技术—核技术及应用]