近期,中国科学院固体物理研究所内耗与固体缺陷研究室核材料研究团队在核反应堆结构材料——氧化物弥散强化(Oxide
Dispersion
Strengthened,ODS)铁素体钢研究方面取得新进展,相关研究成果发表在《合金与化合物》(Journal
of Alloys and Compounds, 2017, 691, 653-658),《核材料》(Journal of
Nuclear Materials, 2015, 465, 268-279 & 2014, 455,
407-411)和《材料与设计》(Materials and Design, 2016, 89,
1171-1180)上。

ODS钢由于具有优异的高温力学性能、低的辐照肿胀率、良好的抗氧化性,有望用作新一代先进核反应堆包壳管的候选材料以及未来聚变堆的结构材料。而在各种反应堆中,包壳材料处于高温、高压和强中子辐照、液态金属腐蚀等恶劣工况条件,这就需要结构材料具有更加优异的表面热负荷承载能力,抗腐蚀能力和抗辐照损伤性能。

为此,中科院固体所的研究团队通过研究,获得了组分及热处理工艺对弥散相尺寸及样品相对密度的影响规律,结合溶胶凝胶法、热等静压以及热锻/热轧等方法,对制备工艺进行探索和优化,制备了10公斤级ODS钢材,所获得的ODS钢具有纳米级的晶粒结构(尺寸小于400
nm晶粒占总数的65%),并表现出优异的高温强度和塑性(在600°C下,抗拉强度:
611MPa;总延伸率:
23%)。同时根据ODS钢在加速器驱动次临界系统中的应用需求,设计并制备了抗液态金属腐蚀的含微量Al、Zr元素的新型ODS钢。该ODS钢在600℃的静态高温铅铋合金中腐蚀长达1000小时后,仅在表面出现8微米厚的致密氧化铝膜,表现出了优异的抗液态铅铋腐蚀性能。

在此研究基础之上,研究团队通过He离子辐照实验来模拟ODS钢的抗辐照能力,基于SRIM软件及Nix-Gao模型拟合,利用透射电镜、纳米压痕仪及正电子湮灭技术等手段,对比研究了普通及新型ODS钢的辐照硬化程度及辐照缺陷种类,得出了含铝/锆-ODS钢在He离子轰击下近表面主要以空位型缺陷为主并造成更严重辐照硬化这一结论,这对评估ODS钢的辐照损伤程度具有指导意义。此外,研究团队将3D打印技术应用于核结构材料的开发和制备,利用先进的电子束区域熔炼技术,优化熔池温度、扫描速度等工艺参数,制备出了含有与堆积方向平行的柱状晶的ODS钢锭。因为熔化及冷却的过程非常快,弥散相并未发生聚集和长大,保持了原有纳米级尺寸,使得试样在平行于堆积方向的力学性能更为优异。该项工作为制备新型的阻氚、抗腐蚀的梯度涂层打下基础。

上述研究工作得到了国家磁约束核聚变专项、国家自然科学基金及合肥大科学中心精进用户等项目资助。

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图1. 10公斤级钢锭及热处理后合金内部晶粒和弥散相形貌。

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图2. 利用SRIM软件及Nix-Gao模型来分析新型ODS钢的抗辐照性能。

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