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检索条件:作者=郑中成
郑中成 , 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...
关键词: 超临界水冷堆 , 燃料包壳材料 , 辐照损伤 , 中子辐照