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摘要
用于核反应堆的新候选材料研发是一项重要任务。由于反应堆环境恶劣，堆芯材料在高温下应具有良好的综合性能，如良好的强度、延展性、耐腐蚀性能和耐辐照性能等。此外，还应考虑低中子吸收横截面和中子活化。典型的空间核反应堆核心材料的选择主要由工作温度决定。随着反应堆设计工作温度的升高，一般以316不锈钢、镍基高温合金、氧化物分散强化（ODS）钢、铌合金、难熔金属和Si C陶瓷的顺序来选择设计堆芯材料。此外，高熵合金已经引起核领域的广泛关注。本文综述了以上不同材料体系在辐照过程中的力学性能演变，为进一步提升抗辐照性能提供研究指导。
