超临界水堆材料及部件的腐蚀行为潜在问题分析及预测（第一部分）——引言及腐蚀行为分析  

作　　者：熊茹 赵宇翔 解怀英[2] 唐睿 肖泽军[2] 易伟[2] 

机构地区：[1]反应堆燃料及材料国家级重点实验室,成都610041 [2]中国核动力研究设计院,成都610041

出　　处：《国外核动力》2013年第4期36-42,共7页Foreign Nuclear Power

基　　金：感谢核能开发科研技术研制项目“超临界水冷堆技术研发（第一阶段）”、四川省科技计划项目“超临界核电站燃料包壳材料应用技术研究”以及核安全局项目“超临界水冷堆材料的腐蚀和应力腐蚀行为预测研究”的资助.

摘　　要：1引言 超临界水冷反应堆（SCWR）是第四代核能系统优选的一种堆型，正确选择堆内燃料包壳和结构材料，并对性能老化过程中的潜在问题进行分析和预测，对SCWR的研发和工程应用具有重要意义。根据反应堆材料研发的一般规律，发展SCWR必须首先掌握关键部件材料的关键性能。从部件角度看，需要重点研究的部件材料主要包括：①燃料包壳材料；②堆芯结构材料。该类材料在SCWR中的服役温度比轻水反应堆（LWR）中高200℃，其完整性对反应堆的可靠性非常关键，该类材料在LWR中已发生多起失效。从材料角度看，上述部件的重点候选材料主要是奥氏体不锈钢、铁镍基合金和镍基合金，统称Fe-Cr-Ni合金，均为奥氏体组织，面心立方结构（FCC）。在进行材料筛选和分析论证时，主要的指标是力学性能（拉伸、蠕变和疲劳性能）、均匀腐蚀性能、应力腐蚀开裂（SCC）性能和辐照性能。

关 键 词：结构材料 关键部件 超临界水堆 腐蚀行为 行为分析 预测 FE-CR-NI合金 第四代核能系统 

分 类 号：TL341[核科学技术—核技术及应用]