SCWR用奥氏体不锈钢综述  

作　　者：熊茹[1] 尹开锯 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》2012年第3期1-10,共10页Foreign Nuclear Power

摘　　要：超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的6种核能系统之一，具有机组热效率高、系统简化、技术基础好、核燃料利用率高等优点，并可以产氢。但同时，SCWR这种核一热结合的特点却为材料研究带来了许多新的科学挑战，而材料研究的结果也将成为SCWR能否最终实现工程应用并达到其预期经济性的一个重要因素。

关 键 词：奥氏体不锈钢 第四代核能系统 综述 超临界水冷堆 机组热效率 燃料利用率 国际论坛 经济性 

分 类 号：TG142.71[一般工业技术—材料科学与工程]