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文档摘要

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超临界水堆中氧化物弥散强化奥氏体钢：特性、挑战与前景

一、引言

1.1研究背景与意义

随着全球能源需求的持续增长以及对清洁能源的迫切追求，核能作为一种高效、低碳的能源形式，在能源结构中占据着愈发重要的地位。超临界水堆（SCWR）作为六种第四代核反应堆中唯一以轻水做冷却剂的反应堆，凭借其系统简单、装置尺寸小、热效率高、经济性和安全性更好等显著优势，成为极具发展潜力的先进核能系统。

超临界水堆运行在超临界状态，其冷却剂的压力和温度超过水的临界点（22.1MPa，374°C）。在这种极端工况下，超临界水堆对材料性能提出了极为苛刻的要求。包壳材料作为直接与高温、高压、高辐照的超临界水接触的关键部件