郑中成
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郭立平
,
唐睿
原子核物理评论
doi:10.11804/NuclPhysRev.34.02.211
超临界水冷堆(SCWR)是第四代核电站的主力堆型之一,高温、高压、超临界水环境下的辐照损伤问题是其燃料包壳材料面临的最大挑战.SCWR燃料包壳候选材料主要包括锆合金、奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体不锈钢、镍基合金、ODS合金五大类,奥氏体不锈钢是最有希望的候选材料.介绍了近年来在这个领域国际上的主要研究进展.作者所在团队也对多种SCWR的候选材料进行了辐照损伤研究,包括:镍基合金C-276和718、铁素体/马氏体钢P92、奥氏体不锈钢AL-6XN和HR3C.对AL-6XN的氢离子辐照实验发现,辐照产生的缺陷主要是间隙型位错环,伯格斯矢量为1/3<111>,在较高剂量(5～7 dpa)辐照下,出现空洞肿胀.在氢滞留的影响下,位错环有着独特的演化规律,总结提出了位错环的四阶段演化过程.
关键词:
超临界水冷堆
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燃料包壳材料
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辐照损伤
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中子辐照
