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超临界水冷堆(SCWR)是第四代核电站的主力堆型之一，其高温、高压、高辐照、超临界水环境对燃料包壳材料的综合性能提出了苛刻的要求，燃料包壳候选材料主要有锆合金、奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体不锈钢、镍基合金、ODS 合金五大类，辐照损伤问题是燃料包壳材料研发中的关键问题之一，辐照损伤会严重影响材料的机械性能和耐腐蚀性能。