超临界水冷堆候选包壳材料研究进展与思考

来源：核动力工程杂志2025年第1期北京时间：

作者：张乐福, 黄涛, 苏豪展, 高阳, 郭相龙, 沈朝, 陈凯

单位：1.上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240；2.中国原子能科学研究院，北京，102413；3.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都，610213；4.上海交通大学材料科学与工程学院，上海，200240；

摘要：超临界水冷堆（SCWR）具有热效率高、结构简单等技术优势，是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。 本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战，然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回顾。铁素体/马氏体（F/M）钢、奥氏体不锈钢及镍基合金均存在某方面的性能不足。最后，介绍了近年来新兴的SCWR候选包壳材料，包括新型含铝奥氏体不锈钢、氧化物弥散强化钢、梯度材料及其他组织改进技术的研究进展。

关键词：超临界水冷堆, 燃料包壳材料, 均匀腐蚀, 应力腐蚀开裂

基金资助：国家重点研发计划（2018YFE0116200）