SCWR用镍基合金综述 |
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引用本文: | 熊茹,唐睿.SCWR用镍基合金综述[J].国外核动力,2010,31(3):1-17. |
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作者姓名: | 熊茹 唐睿 |
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作者单位: | 中国核动力研究设计院燃料与材料重点实验室,成都610041 |
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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。
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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 |
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