核反应堆用奥氏体不锈钢的研究进展

王勇; 陈翠; 杨洋; 李维娟; 庞启航

doi:10.13988/j.ustl.2024.05.004

辽宁科技大学学报 ›› 2024, Vol. 47 ›› Issue (05) : 346 -354. DOI: 10.13988/j.ustl.2024.05.004

核反应堆用奥氏体不锈钢的研究进展

王勇, 陈翠, 杨洋, 李维娟, 庞启航

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摘要

核反应堆作为核电站的核心已历经四代更替，核反应堆用钢的安全性和经济性备受行业瞩目。本文综述核反应堆用钢的性能要求和主要类别；重点分析合金化设计中的几类重要元素、成型工艺中的轧制和锻造、热处理工艺中的固溶处理和稳定化处理对核反应堆用奥氏体不锈钢性能的影响；最后对当前核反应堆用钢的发展趋势进行了展望，旨在为核反应堆用钢的设计和开发奠定理论基础。