沈 朝，杜东海，孙 耀，张乐福，徐雪莲

(1.上海交通大学 核科学与工程学院，上海 200240；2.上海核工程研究设计院，上海 200233)

为了提高先进核反应堆的发电效率，在第4代超临界水冷堆(SCWR)中，冷却剂出口温度被提高到550 ℃，压力提高到25 MPa，这样其热效率由目前第2代轻水反应堆(LWR)的33%提高到约44%[1]。SCWR运行在水的临界点(374 ℃，22.1 MPa)以上，此时冷却剂对金属材料的腐蚀性极强，现有LWR堆芯构件和包壳材料不再适用，材料的腐蚀因而已成为开发SCWR的一关键问题[2]。

人们对应用于超临界火电站和压水堆燃料组件等高温环境下的材料进行了初步筛选与评估，提出了一系列SCWR燃料包壳候选材料，其中包括铁素体-马氏体(F/M)钢、奥氏体不锈钢、镍基合金及氧化物弥散强化(ODS)钢[3]。镍基合金不但具有优良的机械性能，同时还具有优良的抗腐蚀性能，因此是一类特别有应用前景的SCWR燃料包壳候选材料[4-7]。本文拟研究镍基合金825在550、600和650 ℃，25 MPa超临界水(SCW)环境下的应力腐蚀开裂倾向，及其在不同条件(650 ℃/25 MPa，290 ℃/15.2 MPa)下的均匀腐蚀性能，旨为SCWR燃料包壳选材提供相关的数据支持。

1 实验材料及试样制备

实验所用825由中国核动力研究设计院提供，其组成为0.035%C、0.44%Mn、3.4%Mo、39.5%Ni、20.5%Cr、1.0%Ti、2.35%Cu、0.2%Al、0.14%Si，其余为Fe。拉伸实验所用材料尺寸如图1a所示，标准段尺寸为15 mm×4 mm×2 mm。试样在磨抛机上依次用180#、400#、800#和1000#SiC水砂纸打磨，随后在丙酮中超声波清洗去污，再用超纯水冲洗，最后用游标卡尺测量拉伸段尺寸。均匀腐蚀试样尺寸如图1b所示，将材料切割成50 mm×20 mm×2 mm的片状试样(试样一端中心带孔，直径为3 mm)，在磨抛机上依次用180#、400#、800#和1200#SiC水砂纸进行打磨，接着采用氧化铝抛光粉进行抛光。……