摘要 介紹了中國核電機組的現狀和發展，討論了成分、制備工藝等對核電機組用高溫合金Inconel690組織和性能的影響。

關鍵詞 高溫合金，成分，組織，強度，核電

ABSTRACT ThisparermakesabriefintroductiononthepresentstatusofnuclearpowerinChina，theeffectofcomposition，preparationtechnologyonmicrostructureandpropertiesofthesuperalloysInconel690usedinthefieldofnuclearpowerwasdiscussed.

KEYWORDS superalloy，composition，microstructure，strength，nuclearpower

電力工業是國民經濟可持續發展的先行工業，隨著國民經濟發展和人民生活水平的提高，對電力的需求越來越大。目前，火力發電仍然是我國電力生產的主體。火電用煤是煤炭消耗的大戶，能源和環境問題一直是中國經濟發展過程中的熱點和難點。因此，逐步改變中國的能源結構，并且提高煤電轉換效率，是我國應對全球氣候變化，實現節能減排目標的重要舉措。表1為中國近年電源構成。

表1中國近年電源構成

核電是一種安全、清潔、經濟、可靠的能源。用核電替代部分化石燃料發電，可以節約化石燃料的消耗，有利于環境保護，對實施可持續發展戰略、改善人民生活質量大有益處。在煤電、氣電還有核電的能量轉換過程中都需要使用高溫結構材料。性能優異的耐熱鋼和高溫合金材料已經成為電力工業發展的技術關鍵。

1中國核電的現狀和發展

近年來由于能源總需求量猛增、燃煤產生的環境污染問題及對國外資源過度依存的能源供應安全問題，為核電在中國的發展提供了前所未有的契機。從目前在建和擬建核電項目來看，預計2016年將有4256萬千瓦核電機組投產，核電裝機容量將達5163萬千瓦。預計到2020年國內核電運行裝機容量有望達到約8000萬千瓦。目前，我國在沿海地區在建和擬建的核電機組包括秦山二期擴建工程兩個機組，方家山核電項目兩個機組，廣東大亞灣兩個機組，遼寧紅沿河四個百萬千瓦的核電機組，福建寧德和福清的六個機組，還有2009年開工的浙江三門、山東海陽、廣東臺山、山東榮成、海南昌江。此外，湖北大畈、湖南桃花江、江西彭澤這幾個項目已獲得批復，我國是世界上目前在建核電機組最多的國家。

2 核電機組用材

核工業用材主要指反應堆用高溫合金。這些合金主要用作蒸汽發生器傳熱管、元件格架和壓緊彈簧以及高溫氣冷堆和部分快堆的過熱器與再熱器傳熱管零部件。

在壓水反應堆（PWR）核電站中，最關鍵的材料是蒸汽發生器中的傳熱管用高溫合金。蒸發器是壓水堆核電站中一、二回路熱量交換的關鍵設備，其傳熱管管材的服役條件惡劣，既有管內外一、二回路工作介質問的壓力差，又有高溫水介質中包括均勻腐蝕、點腐蝕、縫隙腐蝕、晶問腐蝕和應力腐蝕破裂（SCC）在內的綜合腐蝕。而其中尤以應力腐蝕破裂為蒸發器傳熱管最主要的破裂形式，許多反應堆都出現過此類問題，有的甚至發生部分機組更換發生器管子的情況。蒸發器傳熱管損傷會影響反應堆的正常運行，造成被迫降低功率、甚至停堆事故，帶來巨大的經濟損失，還可能威脅到核電站的安全運行。

早期的傳熱管是使用304不銹鋼或316不銹鋼材料。在使用過程中由于出現嚴重的應力腐蝕開裂，造成多次停堆事故。以后，改為Inconel600或Incoloy800合金，使用效果較好，但耐蝕性能仍不夠理想。由于Inconel690具有較好的抗應力腐蝕性能，被認為是最適用壓水堆核電機組蒸汽發生器的傳熱管材料而受到重視。在20世紀80年代末，法國先采用抗腐蝕性能優異的Inconel690代替Inconel600制作新一代蒸汽發生器傳熱管，以后美國和日本也相繼仿用，收到很好效果。

從前，我國核電廠建設全部依靠進口這種鋼管。2007年成立的寶銀特種鋼管有限責任公司可生產這種鋼管。2012年，東方電氣（廣州）重型機器有限公司使用由寶鋼制造的國產核電690U形管，在廣西防城港核電1號機組1號蒸汽發生器上成功實現穿管。這是核電690U形管國產化以來在我國核電機組上的首次安裝應用。目前，寶鋼生產的690U管售價在每噸7O～80萬元左右，比直接進口便宜2／3。據了解，一個蒸汽發生器在使用國產化690U管后成本將減少至約0.9億元。國家計劃至2020年，核電總裝機容量達到7000萬千瓦，如果按每臺百萬千瓦機組用150t傳熱管的用量計算，市場需求量巨大。我國要實現從核電大國向核電技術強國跨越，自主開發傳熱管用690合金是無法回避的重大課題。

3 Ineonel690合金

Inconel690合金是一種奧氏體型高鉻（3O%）鎳基耐蝕合金，690合金以其優異的耐蝕性能及較高的強度逐漸取代了對晶問腐蝕（IGA）及晶間應力腐蝕開裂（IGSCC）敏感的Inconel600合金和18—8型奧氏體不銹鋼，成為理想的核電蒸汽發生器管材用料。

690合金屬于低層錯能的面心立方結構。在一個很寬范圍的腐蝕性水介質和高溫氣氛環境中具有優異的抗蝕性；具有高強度，好的冶金穩定性，優良的制造性能。在高溫下有好的蠕變斷裂強度，在長時間高溫、輻照情況下，不產生脆化相。在高溫氣體環境下，Inconel690合金有好的抵抗氧化和硫化的能力。耐高溫硫腐蝕，也是其一個亮點。

此外，它不僅在含氯化物溶液和氫氧化鈉溶液中，具有比304不銹鋼、Incoloy800合金、In—conel600合金優異的抗應力腐蝕開裂能力，特別是在各種類型的高溫水中，Inconel690合金也顯示出了低的腐蝕速率和優異的應力腐蝕開裂抗力。由于Inconel690合金有顯著的抗氧化能力及具有優異的抗應力腐蝕能力，因而被廣泛應用于核電蒸汽機組中。

Inconel690合金平衡態主要析出相為富鉻M23C6和富TiM（CN）?；瘜W元素中碳含量變化對M26c5相析出行為影響顯著，鉻、鐵次之，鈦、鋁影響較小。隨著碳含量增加，Mz。Cs最大析出量明顯增加，其完全溶解溫度升高。

Inconel690與Inconel600合金在化學成分上的主要區別為Inconel690將Cr含量從15.5提高到28～3O％（質量分數），相應降低了Ni含量（>58%（質量分數））。相對于Inconel600合金而言，Inconel690具有成分不復雜且性能優異的特點。表2為三種蒸發器傳熱管用材料的主要化學成分。

表2 Inconel600 690和Incoloy800合金的化學成分（質量分數，％）

3.1 Inconel690合金的生產加工

Inconel690合金的重要性能是抗晶應力腐蝕的能力。而晶界的鉻貧化、雜質向晶界的偏析、品問碳化物及對應力集中的力學效應。都是引起材料腐蝕的原因。

核電蒸發器傳熱管表面質量要求高。寸控制嚴格，需要對制管的工藝進行優化研究，包括擠壓、冷拔、冷軋、彎管的制造工藝及中間產昌的退火工藝。

3.1.1 Inconel690合金的冶煉

690合金含有高達約3O%（質量分數）的鉻，給冶煉超純凈、均質合金帶來許多困難。高鉻含量的690合金在凝固過程中容易產生嚴重的鉻偏析，析出有害相。即使s含量很低，但在稍低于液相線1370℃的凝固溫度下，690合金存在有強烈的Cr，Ti凝固正偏析。而在接近固相線的1355℃，晶界處殘余液相中不僅存在Cr，Ti凝固正偏析，S，C，N也產生了明顯的富集。同時還析出了細小的Ti4C2S2,(Cr，Ti)S或CrS等有害相。這些析出的有害相極可能會影響合金的高溫、室溫力學性能和抗腐蝕性能。S嚴重降低合金的熱塑性，當合金的S含量為5pprn的超純凈時，整個加工溫度區間的熱塑性都超過70％。但隨S含量的增加，合金在950～1050℃出現熱塑性區（面塑率小于50%）。斷口呈現由韌性的穿晶斷裂向脆性的沿晶斷裂的轉變趨勢。

中國科學院聯合江蘇精密合金有限公司開發出一種CaO坩堝真空感應（VIM）加保護氣氛電渣重熔新技術。確保雙聯技術冶煉690合金實現了[S]，[O]含量為幾個ppm的超純凈（小于1Oppm），且合金的夾雜物明顯低于國外進口傳熱管的水平[1]。

為降低大噸位690合金坯料的凝固偏析，提高坯料的高溫鍛造性能，以及合金的室溫塑性，通過重溶渣系，以及燃氣加保護氣氛電渣重熔（ESR）新技術的自主研發，使得電渣重熔690合金基本不增[0]和Is]。表3列出了真空感應冶煉690合金電渣重熔后元素的成分對比。

表3 真空感應冶煉690合金電渣重熔后元素的成分對比（質量分數,％）

為了滿足核動力裝置對材料質量越來越高的要求，在合金的冶煉中普遍追求高純潔度，尤其是極低氧、硫含量的控制工藝。硫含量較高時，將嚴重影響該合金的加工性能。較高氧化物夾雜含量通常是鎳合金零件疲勞裂紋的萌生地及擴展的通道，從而降低鎳基合金Inconel690高溫持久性能和高溫蠕變強度，使材料功能失效。

趙鴻燕[2]在冶煉690合金時中使用3種不同材質坩堝（鎂質（%：97.60MgO，1.34CaO）、鈣質（%：98.70CaO，0.55MgO）和鋁鎂質（%：85.57A12O3，11.36MgO，2.47CaO）），分析研究了爐襯材質對真空感應爐冶煉Inconel690合金氧、硫含量的影響。

實驗結果表明，鋁鎂質坩堝冶煉的合金中氧含量最低，為（10～15）×10-6]和（50～60）×10-6]；CaO坩堝冶煉的合金中硫含量最低，為10×10-6[S]和（27~48）×10[O]。

鋁鎂質爐襯由于在真空下Al2O3不易分解，穩定性比鎂質和鈣質爐襯高且無吸水性，產品中[O]，[S]平均含趕分別在13×10-6。，55×10-6 平均脫氧率、脫硫率分別為91.3%，8.3％。鋁鎂質爐襯對產品中氧含量的控制最好，但硫含量的控制較差。

3.1.2 Inconel690合金的熱加工

由于Inconel690合金較高的合金含量，熱變形過程中的元素擴散更加困難，變形溫度區間窄、熱塑性差、變形抗力大。其熱變形過程中的組織和塑性規律與普通的不銹鋼材料有很大的差異，熱加工控制難度比普通不銹鋼大得多，熱加工變形一般可在1040~1200℃間進行，最低的熱變形溫度應不低于900℃。

鋼鐵研究總院的豐涵[3]研究了固溶處理工藝對Inconel690合金組織和力學性能的影響。將Inconel690合金的試樣分別在T一950，1000，1050，1100和1150℃下進行215rain的固溶處理。將另一組試樣在1050℃下，分別進行t一2.5，5，10，15和20min固溶處理，以觀察固溶溫度與時間對組織和力學性能的影響。

試驗結果表明，固溶處理對Inconel690合金晶粒尺寸影響很大。在950～1150℃溫度范圍內固溶處理時，晶粒正常長大，在1050~1100℃之間固溶保溫時間與Inconel690合金平均晶粒尺寸的關系符合Beck公式（D=Ctη，式中，D為某固溶時問下的平均晶粒尺寸，C是與溫度有關的系統常數，t為固溶時間，η為動力學時間指數）。在1050℃固溶處理時，當固溶時間從2.5min延長到20min時，晶粒尺寸從19μm增長到54μm。

Inconel690合金經950～1000℃溫度范圍內固溶處理時，組織中仍存在未溶富鉻碳化物。這說明該固溶溫度下組織固溶不夠充分。進一步觀察發現，晶內有部分未溶碳化物聚積在冷軋時期形成的條狀原始晶界（新晶粒內）上。這有可能引起固溶處理后新晶界處碳化物的析出減少，從而減輕晶界貧鉻程度，這將對其耐蝕性產生影響。隨固溶溫度升高，合金元素擴散速度加快。當固溶溫度升高到1050℃時，合金晶界處富鉻碳化物基本完全溶解，晶內僅存在少量鈦的碳氮化合物。

在950～1150℃之間，隨著固溶溫度的升高，Inconel690合金室溫及350℃的抗拉強度、屈服強度下降，斷后伸長率增加（隨固溶溫度的提高，合金的室溫抗拉強度從787.5MPa下降到642.5MPa，屈服強度從452.5MPa下降到245.0MPa，伸長率從45.2%升到53.0%。合金的高溫抗拉強度從702.5MPa下降到527.5MPa，屈服強度從385.0MPa下降到164.5MPa，伸長率從37.5%上升到54.0%）。1050℃固溶保溫不同時間，合金平均晶粒尺寸與室溫力學拉伸性能之間符合Hall—Petch關系，但保溫時間的影響比固溶溫度小。

考慮到合金組織的固溶程度及晶粒尺寸長大對力學性能的影響，建議Ineonel690合金的固溶處理溫度范圍為1050～1100℃。

北京科技大學朱紅[4]等在研究固溶處理對Inconel690合金組織影響時也得到了類似的結論：（1）固溶溫度對硬度影響比較明顯。固溶溫度達1130℃時，Ineonel690合金硬度下降至固溶前的75；（2）固溶溫度對晶粒度影響很大。溫度從1030℃升高到1130℃，Inconel690合金晶粒的平均尺寸從36m增加到60m，而且溫度超過1070℃時，發生晶粒顯著長大現象；（3）從理論計算和試驗分析得出Inconel690合金中（Fe，Cr，Ni）……C碳化物的完全溶解溫度范圍為1070～1090℃。

由于鎳基高溫合金無法用熱穿孔等方法進行制坯，因此，熱擠壓成為高溫合金管材制坯的主要手段。而高速熱擠壓可以使坯料在高溫下短時間內完成變形，從而實現擠壓制坯。

王彬[5]等在Gleeble3800熱模擬機上，采用熱壓縮實驗研究了不同變形條件下Incond690合金的高溫變形。變形溫度為1000～1200℃，變形率為70%，變形速率為1.0～80.0S一。結果表明，變形溫度對Ineonel690合金組織的影響很大，隨溫度的升高，動態再結晶百分數逐漸增加，伴隨有晶粒的長大；而提高應變速率，變形的時間縮短，位錯密度迅速增大。動態再結晶的驅動力增加，也可以使再結晶后的晶粒細化。合金的熱變形過程是由變形溫度和變形速率共同控制的，為了得到均勻的細晶組織需要綜合考慮這兩方面的影響，Ineonel690合金的熱變形應控制在溫度1150℃左右，應變速率為50~80S-1之間。

3.1.3 Inconel690合金的冷加工

超純凈690合金熱擠壓管坯在擠壓態和退火

態都具有良好的室溫塑性，其面縮率全部超過7O，因此，可以對其實施冷變形。通過對690合金施加不同的變形量（分別為6%，11%，15%，20%和4O%），研究對材料力學行為和組織的影響，并利用Hollomon方程和Ludwigson模型對其真應力一真應變曲線進行分析。

研究結果表明，（1）Inconel690合金有顯著的加工硬化特性，冷軋變形使合金的強度、硬度和屈強比得到大幅度提高，塑性降低。Inconel690合金的相對加工硬化率和單位變形量的線性加工硬化率在冷軋變形率為2O%以下時，隨著變形量的增加，材料的強化能力減弱，當變形率達到2O%以后，材料的強化能力又增加。（2）不同變形量下Inconel690合金的真應力一真應變曲線符合Ludwigson模型，相關系數為0.99以上。變形率在2O%時，真應力一真應變曲線的變化趨勢符合傳統的Hollomon方程，相關系數為0.99345。（3）在不同變形量下冷軋時，各晶粒間出現不均勻性變形。在15和2O之間存在一個臨界變形量，小于臨界變形量時，變形主要是單滑移，加工硬化主要來自單個位錯間的長程應力場。大于臨界變形量時，開始出現交滑移，40變形率的金相組織中出現了滑移帶的相互交割，位錯滑動和位錯交割的短程交互作用占主導地位。（4）冷軋變形率在15%時，微觀組織中出現了微變形帶。冷軋變形率在15%到40%之間時，隨著變形的增加，微變形帶寬變小，體積增加。冷軋變形率大于4O%時，微觀組織中出現了大的位錯胞，部分退火態原始晶粒碎化。

3.1.4 晶間腐蝕和應力腐蝕開裂

690合金傳熱管普遍采用固溶+TT熱處理工藝，TT熱處理可以改善由于晶界碳化物的形成所引起的晶界貧鉻程度，提高晶界處的最低鉻濃度。該處理對690合金晶界貧鉻區、析出物長大、耐蝕性能有重要影響。

（1）晶問腐蝕

晶間腐蝕是一種常見的局部腐蝕。腐蝕發生在金屬或合金的晶粒邊界或鄰近區域，致使晶粒間的結合力顯著減小，嚴重時會造成設備的突然破壞，容易釀成重大事故。不銹鋼、鎳基合金、鎂合金、鋁合金等金屬都對晶間腐蝕敏感性很高。以晶間腐蝕為起源，在介質和應力的共同作用下，還可使一些合金誘發晶間應力腐蝕開裂，所以晶間腐蝕有時是應力腐蝕的先導。

（2）應力腐蝕開裂

應力腐蝕開裂（SCC）是電化學腐蝕與應力機械破壞相互作用而產生的。

電站運行主回路焊接部位的應力腐蝕開裂與環境疲勞、壓力容器的輻照脆化與環境疲勞、蒸汽發生器傳熱管的腐蝕與應力腐蝕開裂、二回路的流動加速腐蝕及主管道的熱老化等是影響電站運行安全性與經濟性的主要材料環境損傷模式。影響SCC的材料因素包括晶界化學與碳化物、晶界結構、屈服強度和殘余應力／應變的分布等。核電結構材料最常見的SCC模式是沿晶開裂（IGSCC）。由于偏析，材料晶界處的化學成分和塊體中可能有顯著的不同。對于氧化性水環境和還原性水環境，晶界偏析、沉淀和碳化物的分布對于材料SCC的影響也各不相同。

C在固溶體中的存在會在很大程度上降低SCC敏感性；P在固溶體中會阻礙位錯運動，從而輕微降低合金的SCC敏感性；Cr的貧化對還原性水環境中的抗SCC能力并無影響，在氧化性水環境中，輕微的Cr貧化會明顯地促進沿晶開裂。

晶界結構對IGSCC行為有顯著影響。晶界結構分為隨機大角晶界、重合位置點陣（CSL）晶界與小角晶界等。研究表明，小角晶界和CSL晶界SCC抗性較好，而隨機大角晶界易發生SCC。

一般在鎳基600和690合金所含的CSL晶界中，有很大一部分是∑3孿晶界。由于∑3晶界的晶界能很低（約為隨機晶界的1／50），因而幾乎不發生沿晶開裂現象。雖然具有大量∑3孿晶界的材料對SCC抵抗性能好，但由于∑3孿晶界不處于晶界主要網絡上，未阻斷大角晶界的連通性，因而其改善并不是一定直接由于∑3孿晶界的作用。∑3孿晶界與大角度晶界作用，在相交處生成CSL晶界，當這些具有良好抗SCC的CSL晶界處在主要晶界網絡上時，阻斷了大角晶界的連通性，因而材料的抗SCC性能得到了改善。

此外，CSL晶界的偏差角也是一非常重要的參數。偏差角存在的原因是在一定的范圍內引入位錯調整界面上原子的排列，使原子位置盡可能少的被擾亂。這種位錯是晶界位錯（重合位置點陣的位錯），相當于原來的CSL晶界上疊加了小角度晶界。在鎳基合金和不銹鋼等材料中，偏差角較大的∑3晶界也會發生SCC。

殘余應力和應變的存在會增加材料的SCC敏感性，是誘發SCC的主要因素之一。殘余應力／應變主要產生在焊接和冷加工過程中。在晶界附近的殘余應變等微觀結構損傷是分析殘余應變分布的一項重要參數，這是因為奧氏體合金的SCC裂紋在很多條件下沿晶界擴展。冷加工可以增加材料的屈服強度，進而增加材料的SCC敏感性。冷加工會在材料中造成應變的不均勻性，尤其會在晶界處產生應變集中，這種應變集中可能是影響IGSCC敏感性的主要機制。

3.1.5 690合金的TT處理

690合金最顯著的特點是優良的抗應力腐蝕開裂能力，但也存在晶界Cr的貧化、晶問碳化物及其引起的應力集中、雜質向晶界的偏聚等影響其耐蝕性能的因素。為進一步提高Inconel690合金的抗應力腐蝕的能力，要對該材料進行TT（ThermalTreatment）處理。TT處理（又稱為特殊熱處理、敏化處理、脫敏處理）是在固溶處理之后，再在一定的溫度保溫一定時間的一種處理方法。對Inconel690合金施以TT處理，目的在于通過時效脫敏，改善晶界碳化物的分布和形貌，提高晶界貧鉻區的含鉻量。可顯著增加合金的耐應力腐蝕開裂性能。

在處理溫度較高時，由于合金元素擴散速度較快，晶界附近貧鉻區的回填速度增加。因此從動力學角度考慮，敏化處理溫度越高越好。但是從盡量保證合金中游離碳以M23C6形式析出角度考慮，敏化處理溫度應當在700～750℃以下。結合兩方面考慮，推薦690合金合適的脫敏制度為700℃×（10~20）h。

鄭磊等[6]對經1020℃／15min固溶處理后空冷的690合金，在650℃，715℃和800℃進行了不同時間的TT熱處理。試驗結果表明，690合金經1020℃／15min固溶處理后的晶粒尺寸在20～60μm之間，其平均晶粒尺寸為30.7μm，同時，也可以看到有碳化物主要在晶界析出，晶內也能觀察到碳化物析出。

690合金在TT熱處理過程中析出的晶界碳化物為面心立方結構的M23C6。在650℃熱處理1h時碳化物的析出數量較少，顆粒較小，雜亂分布在晶界上。經20h和30h處理后發現，碳化物析出量增加，尺寸逐漸增大。在715℃和800℃處理不同時間后晶界碳化物的析出與長大過程大體與在650℃相同。等溫熱處理初期碳化物優先在位錯纏結處形核是由于在位錯上形核可以松弛一部分位錯畸變能，使形核功減小。另外，位錯附近的溶質原子可以借助位錯快速擴散，易于產生富溶質的形核核心。

從晶界碳化物的形態看，晶界碳化物可分為不連續型、半連續型和連續型。連續型碳化物將導致合金晶界脆性升高，容易使應力腐蝕裂紋擴展；同時Cr元素會高度聚集在碳化物內，加重晶界附近貧Cr程度，降低合金抗應力腐蝕性能。不連續型分布是在晶界遷移時碳化物沿晶界移動方向伸長而出現的。晶界遷移后的過飽和單相奧氏體基體轉變成由碳化物沉淀和貧Cr奧氏體組成的熱力學更穩定的交替片層狀混合物。

半連續型晶界碳化物主要出現在650℃／5～40h，715℃／1～20h，800℃／1～20h范圍內。在650℃熱處理時，碳的過飽和度高，合金碳化物形核位置多。但由于溫度較低，溶質擴散速度慢，使得長大速度降低，最終形成了半連續型分布。在800℃等溫熱處理時，碳的過飽和度減小，碳化物形核能力降低，因而生成半連續型碳化物。在715℃熱處理時，存在一定的碳過飽和度，可在較短的保溫時間內（1～2Oh）析出一定量的晶界碳化物。此時，析出的碳化物既不能充分長大，也不能完全覆蓋晶界，故也出現半連續型分布。半連續碳化物可以緩解晶界區域的應力，阻礙應力腐蝕裂紋擴展；還可引起裂紋偏轉，起韌化作用。

綜合晶界碳化物的析出行為和貧Cr區的演化狀況可以發現，650℃／10h，715℃／10h以及800℃／10h的長期時效都能形成半連續形態的碳化物。在800℃／10h時效過程中出現碳化物的析出復雜化，使晶界碳化物附近的貧鉻程度增加。在715℃／10～20h的等溫熱處理，不僅可以形成半連續型碳化物，而且使晶界附近的貧cr程度最小，既可以獲得較好的力學性能，也可以獲得最佳耐腐蝕性能。因此，合金的熱處理制度應為715℃／10h為宜。

4 結 語

核電機組建設是我國優化電源結構和實現國家節能減排戰略目標的最重要措施。材料是發展核電機組的關鍵，沒有高性能的電站材料，就沒有新一代高效發電機組。關鍵材料不實現國產化，就不可能實現核電機組的自主研發與制造。

目前，我國已經基本具備了超超臨界機組材料和當代核電關鍵材料的制造能力，但要實現穩定批量生產，還需要進一步的努力。我國應優先采用國外新材料開發的成果，待條件成熟之后逐步國產化，從而帶動國內材料技術的發展。

要在現有基礎上深化研究、掌握強化機理、優化成分、改進制造工藝以提高國產材料質量；開展更長時問的高溫長時性能試驗，研究材料在試驗和電廠服役過程中組織與性能的變化規律，為自主設計與制造提供可靠依據。

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