先进核反应堆用高温（＞650℃）铁素体/马氏体钢的相关基础研究

本项目是为适应国际上发展第四代先进反应堆的趋势，并结合我国核电技术可持续发展的材料自主化需求而开展的基础研究。针对在极端工况下先进反应堆材料所面临的科学挑战，本项目拟通过高温（＞650℃）铁素体/马氏体钢的成分优化设计与制备、高能重离子辐照试验、微结构稳定性分析、力学及腐蚀性能试验及理论分析，对新开发的及现有的先进高温铁素体/马氏体钢展开深入研究。通过本项目研究，揭示优化的材料组织结构及合金设计原理，揭示高温铁素体/马氏体钢的辐照肿胀行为和微结构演化规律与机理，深刻认识辐照对高温铁素体/马氏体钢拉伸性能、硬化行为、蠕变持久性能、应力腐蚀开裂倾向的影响特征和规律，探索辐照缺陷对蠕变的加速作用，综合提出高温铁素体/马氏体钢在先进反应堆环境下的微结构稳定性、性能特征及可应用性评价，为我国核电材料自主研发、为先进反应堆材料技术的发展提供技术依据与基础科学成果储备。

第四代反应堆发展所面临的最严重的挑战就是燃料包壳及堆芯结构材料。高铬（9-12%Cr）铁素体/马氏体钢被认为是最有希望用于第四代反应堆燃料包壳和堆芯结构的候选材料。然而，现有铁素体/马氏体钢在温度高于550-600℃时，其拉伸和蠕变性能显著下降，无法适应第四代反应堆燃料包壳650-700℃的设计工况。本项目是针对第四代反应堆燃料包壳材料的科学挑战和瓶颈问题而开展的基础研究。研究内容包括：1）高温（＞650℃）用高铬铁素体/马氏体钢的设计与制备；2）辐照诱发高铬铁素体/马氏体钢微结构演化的特征；3）辐照对高铬铁素体/马氏体钢力学性能的影响；4）辐照对高铬铁素体/马氏体钢在超临界水中的腐蚀行为影响。本研究获得如下重要结果：1）研制出低活化高性能9Cr铁素体/马氏体钢，其高温（＞650℃）拉伸及蠕变性能、微结构特征、在超临界水中的耐腐蚀性均显著优于先进商用P92耐热钢；2）研制出形变热处理强化P92钢，显著提高高温蠕变性能，强化机理主要是高密度弥散纳米M2X析出相强化；3）首次发现高铬铁素体/马氏体钢在高温（600-700℃）的辐照硬化现象及应力锯齿流变行为，并提出其形成机理；4）首次发现微尺度辐照损伤表层对钢的宏观高温蠕变性能的重要影响，对科学预测反应堆部件的使用安全性和寿命具有重要的实际应用价值；5）发现高温（700℃）辐照诱发高铬铁素体/马氏体钢新析出相，及高温高强度、高塑性；6）首次发现由于气体离子辐照气泡导致高铬铁素体/马氏体钢超临界水腐蚀氧化层的过早剥落现象，为超临界水堆包壳及聚变堆超临界水冷包层的选材，防止部件过早腐蚀破坏，提供重要参考；7）首次在钢中发现富钴析出相，确立了钴在钢中析出相内的存在形式，并提出其形成机理，对添加钴的耐热钢成分设计具有重要的指导意义；8）首次在正火回火态高铬铁素体/马氏体钢中发现M5C2相、Sigma有害相、2种有害Z相、1种富钕MX相，提出了铬含量对改变相结构和析出动力学的重要作用及这些相的形成机理；9）获得大量辐照对高铬铁素体/马氏体钢微结构、力学性能、超临界水腐蚀行为影响的源头数据。