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超临界水堆（SCWR）相比现有轻水反应堆（LWR）具有更高的热效率与设备简化等诸多优势,被选为第四代核反应堆概念设计之一。然而,超临界水温度高、且对金属材料有极强的腐蚀性,SCWR核燃料包壳的选择面临着巨大的困难。堆压水堆中广泛使用的锆合金燃料包壳材料由于高温强度不足、且氧化速度过快,无法在超临界水堆中作为包壳材料使用。人们对用于超临界火电、航空发动机、压水堆核电站、聚变堆以及快堆的材料进行了筛选,得到了一系列候选材料,但其在超临界水堆堆环境的适用性,尤其是耐腐蚀性能,需要进行深入的研究。本文完成了奥氏体不锈钢800H、HR3C、316Ti和镍基合金718在650。C/25MPa超临界水中的腐蚀实验。实验结果表明,316Ti在超临界水中均匀腐蚀严重,表面氧化膜发生剥落现象,而HR3C、718、800H在3000小时实验后的腐蚀增重均小于50mg/dm2,在抗均匀腐蚀性能方面性能优异。本文还研究了表面处理（盐浴复合处理、电镀Cr和磁控溅射Cr）对9Cr、12Cr和改进型12Cr铁素体/马氏体（F/M）钢在550。C/25MPa超临界水中的抗腐蚀性能的影响。结果表明,经过1000小时的腐蚀实验后,未经任何表面处理的F/M钢在超临界水中表现出很高的腐蚀速率,而盐浴复合处理并不能改善F/M钢的抗腐蚀性能,电镀Cr和磁控溅射Cr处理则能大大降低F/M钢的腐蚀速率。其中经过磁控溅射Cr处理的9CrF/M钢、磁控溅射Cr和电镀Cr处理的改进型12CrF/M钢这三种试样的腐蚀增重均低于50mg/dm2。本文通过应变速率为1×10-6s-1的慢应变速率拉伸实验研究了奥氏体不锈钢AL-6XN（未辐照和辐照过）、316Ti、HR3C、TP347HFG和镍基合金718在550。C、600。C、650℃/25MPa超临界水中的应力腐蚀开裂敏感性。在这五种候选材料中,AL-6XN表现出最好的塑性,并且在550。C时的应力应变曲线中观察到了动态应变时效现象,主要原因是溶质原子和位错之间的相互作用。随着温度从550。C升高到650℃,316Ti由于材料的软化屈服强度和抗拉强度下降同时延伸率上升,而HR3C和TP347HFG则因为发生应力松弛强度和延伸率均同时下降。镍基合金718则表现出高于之前四种奥氏体不锈钢的屈服强度与抗拉强度,但是延伸率却是所有材料里最低的。在本次实验中,AL6XN在650℃、HR3C和TP347HFG在550。C、718在550。C和650。C超临界水中的断口表面均观察到有沿晶断裂。