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超临界水冷堆（SCWR）具有高热效率、高核燃料利用率、结构简化等诸多优势，是我国近、中期以压水堆为主的核电技术进一步发展的自然选择。SCWR核-热结合的特点对燃料包壳材料的长期服役性能（耐腐蚀性能、力学性能以及应力腐蚀开裂敏感性等）提出了苛刻的要求，而常规水冷堆锆合金燃料包壳材料由于其较低的高温强度和过快的氧化速率无法满足SCWR的运用要求，因此SCWR燃料包壳材料的选择便成为关键研究问题之一。基于现有的知识和已经得到运用的材料对SCWR燃料包壳候选材料进行初步的评估和筛选，现有的研发工作主要集中于奥氏体不锈钢、镍基合金和铁素体/马氏体钢（F/M钢）这三类材料。本文通过动态腐蚀实验研究了奥氏体不锈钢TP347HFG、镍基合金825以及F/M钢12Cr低活性钢在650℃/25MPa超临界水环境中的均匀腐蚀行为。实验结果表明，F/M钢的腐蚀增重率比相同实验条件下的奥氏体不锈钢TP347HFG和镍基合金825的腐蚀增重率要要高出很多，而TP347HFG和12Cr钢的腐蚀较为严重且分别在实验1200h和600h后发生氧化膜剥落现象，其中只有825合金的腐蚀增重小于50mg/dm~2。本文通过慢应变速率拉伸（SSRT）实验研究了奥氏体不锈钢HR3C、镍基合金825和800H、低活性F/M钢12Cr3WVTa在550、600、650℃/25MPa超临界水环境中的应力腐蚀行为，SSRT实验的应变速率为1×10-6s-1。实验结果表明，高铬、镍含量的不锈钢HR3C、825和800H合金表现出了比低铬、镍含量的F/M钢12Cr3WVTa更好的力学性能，其中镍基825合金的抗拉强度和延伸率最优，但在650℃时四种材料的抗拉强度均低于300MPa。HR3C和12Cr3WVTa在550℃时同时存在韧性断裂和沿晶脆性断裂特征，具有最大的应力腐蚀敏感性；HR3C和800H合金分别在650℃和600℃是为完全韧性断裂，在此工况下它们的应力腐蚀敏感性最小。