低放射性Fe_Cr_Mn_W_V_奥氏体钢抗辐照损伤特性研究

低活化铁素体/马氏体钢的中子辐照损伤机制研究的开题报告题目：低活化铁素体/马氏体钢的中子辐照损伤机制研究一、研究背景随着今后核能技术的快速发展，新一代核电站和核聚变反应堆需要材料来承受主要的压力和辐射损伤。

在此背景下，低活化铁素体/马氏体钢成为了候选材料，但目前仍然存在许多问题需要解决。

二、研究内容本研究旨在研究低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照过程中的损伤机制，具体包括以下内容：1. 通过中子辐照实验对比分析低活化铁素体/马氏体钢的微观结构变化，以及物理、机械性能的变化；2. 利用计算机模拟方法，研究中子辐照对低活化铁素体/马氏体钢微观形貌和力学性能的影响；3. 进行分析低活化铁素体/马氏体钢中的各类缺陷，以及评估其在中子辐照后对材料性能的影响。

三、研究意义研究低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照过程中的损伤机制，有助于我们更好地了解该材料的本质特征和应用范围。

同时，也可以为新一代核电站和核聚变反应堆的材料选择提供重要的参考。

四、研究方法1. 中子辐照实验法通过对低活化铁素体/马氏体钢进行中子辐照实验，记录和分析其在中子辐照过程中的微观结构和物理、机械性能变化，从而得出材料在中子辐照下的损伤特征。

2. 计算机模拟法在材料科学中，计算机模拟是一个常用且有效的方法，本研究将利用计算机模拟法模拟低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下的微观形貌和力学性能变化，通过模拟数据分析低活化铁素体/马氏体钢的损伤特征。

3. 其他分析方法在实验和模拟的基础上，本研究将进行各种分析方法，包括电子显微镜、激光剥蚀质谱、硬度测试和拉伸等测试方法，评价和分析不同缺陷对低活化铁素体/马氏体钢性能的影响。

五、预期成果通过本研究，我们预计将获得以下研究成果：1. 确定低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下的损伤机制；2. 描述低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下的物理、机械性能变化；3. 建立低活化铁素体/马氏体钢在中子辐照下缺陷对材料性能的影响评估方法。

抗辐照合金的发展与纳米结构ODS钢的抗辐照性能吕铮;刘春明【摘要】简要介绍了抗辐照合金的发展,合金微观结构对合金抗辐照性能的影响,先进堆核心部件结构材料最佳的备选材料纳米结构氧化物弥散强化钢的特征性微观结构及其抗辐照性能.【期刊名称】《材料与冶金学报》【年(卷),期】2012(011)001【总页数】7页(P47-53)【关键词】抗辐照合金;纳米结构ODS钢;微观结构【作者】吕铮;刘春明【作者单位】东北大学材料各向异性与织构教育部重点实验室,沈阳110819;东北大学材料与冶金学院材料研究所,沈阳110819【正文语种】中文【中图分类】TL341辐照损伤导致反应堆结构材料中发生一系列复杂的微观结构和力学性能的改变，使材料性能严重恶化，包括辐照硬化和脆化，高温氦脆和辐照蠕变，孔洞和气泡的形成引起的材料尺寸的不稳定和强度降低，点缺陷数量的增加及溶质偏析引起的相沉淀或溶解，腐蚀裂纹的萌生与晶界弱化效应等.抗辐照材料的发展是与反应堆的发展同步的.近年随着反应堆从二代/三代堆向四代堆的发展以及未来聚变堆研究的加速，对材料抗辐照性能提出了更高的要求，在合金种类的选择、成分调整、加工工艺改进、微观结构控制等方面取得了长足的进步，材料的抗辐照性能不断提高［1］.抗辐照合金的发展大致经历了如下过程:(1)Zr合金过去和现在都是重要的核反应堆结构材料，在300～400℃的高压水和蒸汽中有很好的抗蚀和抗中子辐照性能，已经被普遍用作水冷堆的核燃料包壳管和结构材料(如压力管，容器管，定位格架等)，一些新开发的Zr合金如ZIRLO、M5、E635等用作压水堆和沸水堆的高燃耗燃料组件的包壳和结构部件.但在先进堆的工作温度(500～1 000℃)下，Zr合金不具备所需的力学性能.(2)奥氏体不锈钢由于良好的抗腐蚀和抗热蠕变能力成为第一代快堆的包壳材料.一些铁素体和奥氏体合金的抗肿胀能力示于图1.316 (17Cr－13Ni－2.5Mo，质量分数%)或304型(18Cr－8Ni)奥氏体不锈钢在英国、美国和法国用作最初的原型或验证性快中子增殖堆的核心部件材料，但这些奥氏体钢有严重的辐照肿胀问题.研究发现通过添加稳定化元素(Ti，S和P等)和适度冷变形可以减小肿胀的程度［2］，发展出15/ 15Ti、316Ti等燃料包壳材料.但当辐照剂量较高时会出现明显的辐照肿胀，因此不能在高辐照的先进堆中使用.(3)铁素体/马氏体钢被考虑作为第四代反应堆中快堆设计的包壳主要候选材料.他们具有高热导率和低热膨胀系数，有比奥氏体钢优越的抗肿胀性能和小而稳定的肿胀速率，特别是在低He和低He/dpa比值时，原因是体心立方结构的材料有较小的位错钉扎作用和较高的自扩散系数，合金不含Ni避免了在中子作用下Ni嬗变产生He，因而有较低的He浓度，且He在亚微米条状结构的位错上形成纳米尺度的He泡分布，有利于抑制氦泡长大［4］.实验发现含Cr的质量分数为8%～9%的的铁素体－马氏体钢显示了最高的抗肿胀能力，低肿胀是这一类铁素体合金的普遍具有的性能(图1)［5］.因此这类合金成为快中子增殖堆理想的备选材料，但它们在～550℃以上强度的降低限制了它们用作先进堆的关键材料如六角管和包壳. (4)在聚变堆材料研发中提出了减(低)活概念，要求材料在服役后的放射性要在100年内下降到再循环的限制水平(10 mSv/h)，以满足聚变堆作为清洁能源的要求［6］.与裂变反应不同，聚变堆的优点是不产生来自燃料的长寿命放射性废料，但因为受到D－T反应产生的14 MeV中子的轰击，面向等离子体的结构件将产生很强的放射性.发展减(低)活材料的目标是:通过合金成分的选择与控制，使结构件不含有长半衰期的放射性核素，在退役后允许在地表下面浅埋，便于维护和能够再循环使用.另外，由于He在高含量时是影响聚变堆第一壁材料韧脆转变温度DBTT 向高温移动的主要因素，合金必需避免含有在辐照下通过嬗变形成He的元素以尽量延缓He含量的增加.根据模拟计算获得的钢中主要元素受中子辐照(9 MW%·a/m2)后诱导的放射性强度随时间的变化规律(图2)，可以对满足减(低)活要求的合金元素、微量元素及必需排除的元素作出预测.某些具有长半衰期和/或高诱导放射性的元素Ni，Cu，Mo，Nb等被认为是有害的或不应含有的，不过就合金的制备而言并非所有元素都可以完全去除.最初发展的聚变堆低活结构材料有低活铁素体/马氏体(RAFM)钢、以V－4Cr－4Ti为基的V合金和纤维增强并具有适当力学性能的SiC/ SiC陶瓷.这一首先在聚变堆研究中提出的低活性概念，后来在裂变堆材料研究中也获得了认可，即新的裂变堆关键材料应当遵循低活的原则.RAFM钢是以Fe－/(8～12)Cr－/(1～2)Mo钢的成分为基础，用W、V、Ta取代Mo、Ni、Nb以达到低活的目的，后者在高辐照条件下会诱导产生高放射性.Fe－Cr－Mo曾用作液态金属快中子增殖堆的包壳备选材料，有大量的辐照数据可以用来与Fe－Cr－W钢进行对比.进一步的实验发现w［Cr］为8%～9%的钢具有最佳低温抗辐照性能，Fe－Cr－W的性能与Fe－Cr－Mo钢类似或更好［8］，特别是就DBTT表征的辐照脆性而言，在同等辐照条件下低活的w［Cr］为8%～9%的CrWVTa钢比非低活的w ［Cr］为9%的CrMoVNb钢更抗辐照.日本、欧洲、美国从上世纪80～90年代分别发展了各自的以9Cr钢为基础的低活抗辐照钢候选材料，已具备工业规模生产的两种重要的低活铁素体－马氏体钢是日本的F82H(公称成分质量分数%):Fe－8Cr－2W－0.2V－0.04Ta－0.1C)［9］和欧盟的EUROFER 97:Fe－9Cr－1W－0.2V－0.07Ta－0.03N－0.1C)［10］.EUROFER 97比F82H的W含量低而Ta高，减少W的目的是降低形成Laves相的敏感性，Laves相的出现会引起材料脆化.其他低活材料还有欧盟的OPTIFER Ia、OPTIFER II［11］、美国的 ORNL 9Cr－2WVTa［12］，中国的CLAM钢［13］等.它们在300～550℃具有良好的导热性能和抗中子辐照损伤能力，缺点是只能在350～550℃之间使用，低于350℃时出现明显的辐照脆化，高于550℃时强度不足和发生DBTT向高温的移动.具有代表性的低活铁素体/马氏体钢EUROFER 97达到的性能如下:①550℃的屈服强度和断裂强度分别是330和350 MPa;②由缺口冲击试验Cv测得的韧脆转变温度DBTT为－90℃，在300℃辐照至0.35 dpa后DBTT升高约20℃，而在20℃辐照至2.7 dpa后升高约70℃;③辐照前的蠕变性能满足100 MPa、550℃、20 000 h的示范堆的运行条件要求;④280至600℃回火，对于室温至750℃温度区间内3 300 h的蠕变拉伸强度和延伸率没有显著影响;⑤在流动的450～500℃液态Pb－17Li合金中的腐蚀速率为～40 μm/a.低活铁素体/马氏体钢有较好的综合力学性能，但工作温度低于另两种低活材料.为此通过成分调整和改善热机械处理的工艺以提高高温力学性能，主要是蠕变和蠕变疲劳强度.不过，后来发现W的增加虽然提高了蠕变强度，却使韧脆转变温度DBTT升高..V－4Cr－4Ti因良好的低活性和高温强度成为聚变堆包层的备选材料.限制其使用的关键问题是辐照和He的生成对低温断裂性能、中温至高温的蠕变变形行为、高温蠕变和蠕变疲劳的影响明显，以及性能对杂质敏感.SiC/SiC陶瓷最早是为航空和裂变堆而发展起来的，具有良好的高温强度、质量比强度和抗蚀性能.由于它显著提高工作温度的上限，如作为聚变堆包层材料将显著提高热效率.限制其发展的关键问题是大尺寸部件的制备，密封连接，明显的辐照肿胀和蠕变强度及热导率的下降.总之，需要大力改进V合金和SiC/SiC陶瓷的性能使之能够达到RAFM钢目前的综合性能水平.(5)通过热机械处理发展出的纳米氮化物强化的马氏体钢［14］，具有比传统的9Cr合金高得多的蠕变强度，使用温度可以提高50～100℃.虽然它们显示出抗辐照损伤所需要的微观结构特征，但在高温和中子辐照条件下，氮化物不稳定、易粗化，不能满足先进核反应堆的抗辐照要求.(6)在EUROFER97基础上采用传统的粉末冶金技术制备了用添加的氧化物(Y2O3，20～30 nm)作为强化相的弥散强化钢，强化相通过球磨弥散分布在钢的基体中［15］，工作温度可以提高到600℃，同时保持了原有的抗辐照性能，但在更高的温度下强度仍然不足，存在氦脆等问题.(7)纳米结构氧化物弥散强化钢(纳米结构ODS钢)，包括铁素体钢、马氏体钢和马氏体/铁素体双相钢，是先进堆抗辐照材料研究的重要技术进步，它与普通氧化物弥散强化钢的关键区别是:其强化相不再是直接添加的氧化物，而是在制备过程中通过机械合金化实现稀土氧化物Y2O3在合金基体中的固溶，然后在热固体化过程中再析出形成高度弥散、尺度为几个纳米的非平衡Y－Ti－O强化相.纳米结构ODS钢由机械合金化和粉末热固化至接近理论密度制成.把雾化母合金粉或高纯金属粉与Y2O3、Ti混合、机械合金化，然后热固化(通常用热挤压或热等静压)，再通过低温或中温热机械处理和后续再结晶处理，即可得到纳米结构ODS 钢.上述工艺过程并不复杂，但影响因素颇多，关键步骤是实现Ti和Y2O3在机械合金化过程中的固溶和过饱和固溶体在后续的热固化过程中析出高度弥散的亚稳态富Y－Ti－O相.另一关键是必须保持Ti和O的适量及匹配，Ti对在固化过程中形成纳米尺度的亚稳Y－Ti－O相是必需的;在不含Ti时，同样成分和工艺制备的钢中，氧化物析出相远比纳米尺度粗大，强度和抗辐照性能严重不足.过量的氧还会形成粗大的TiO2.成分和工艺条件对纳米氧化物的析出有显著影响.在一项基本成分为Fe－14Cr－0.25Y2O3－0.4Ti－3W(14YWT)的研究中，成分的影响包括Ti、W和Y有选择的缺失(14Y，14YW，14YT，14WT)，工艺过程的影响则选择了超微球磨机与高能SPEX球磨机的对比、挤压和热等静压的对比以及热等静压温度参数的影响.这些研究结果使人们了解了能够形成纳米析出相的工艺过程，成分及工艺参数对纳米析出相的特征参数(尺度、体积分数、数量密度、分布等)的影响等［16］.例如，含有质量分数～0.25%Y2O3，0.4%Ti和0～3%W的12%～14%Cr纳米结构ODS铁素体钢，可以得到具有高密度富Y－T－O相和/或其他纳米结构的复杂的氧化物，数量密度N约1023～3× 1024m－3，氧化物大小r大约1～2 nm，体积分数f约0.4%～2%以上，N比普通弥散强化钢高出3～4个数量级.研究发现，对于指定的合金成分，固体化处理的温度和时间是控制溶解的Y、Ti、O从过饱和固溶体中团聚和析出的主要工艺参数.缓慢升温导致低温沉淀，使纳米析出相比高温等温热处理过程形成的析出相更为偏离平衡状态;当热等静压的温度从1 150℃降低到850℃时，得到更大体积分数的纳米析出相，同时r从1.7 nm减小到1.25 nm，f从0.65%增加到2.2%，N则从3×1023m－3增加到26×1023m－3.高密度的纳米析出相有助于晶粒和位错结构的稳定.因此，通过简单地改变固体化温度就可以在很宽范围内对微观结构的调控，从而调整材料的综合性能.研究表明，纳米结构ODS钢的特征性微观结构使其具优异的抗辐照能力，可以满足先进堆核心材料的抗辐照要求(特别是高He情况下的抗He胀能力)，可满足或接近满足650℃使用温度的强度(包括蠕变强度)要求，成为先进堆核心部件最佳的备选材料.出于效率和安全性的考虑，人们期望更高的材料强度和更高的使用温度;最新的研究表明，进一步细化纳米结构ODS钢的晶粒有可能大幅提高其高温蠕变强度，从而具有更高的工作温度［17］.抗辐照合金的发展史表明，微观结构对抗辐照性能有重大影响.已经发现奥氏体钢中的微细沉淀对氦原子是有效的陷阱，在各种合金中，辐照过程中形成的碳化物TiC，磷化物FeTiP和γ＇－(Ni3(Si，Ti))都起着类似作用.按照孔洞生长的临界尺寸概念［18］，孔洞含有氦原子的数目少于临界数目(或孔洞尺寸小于临界尺寸)时增长缓慢，超过临界数目后的增长速率受He原子流动的控制.如果合金中有足够多的俘获氦原子的陷阱，则将使氦原子广泛弥散地分布在各类陷阱中，从而延缓其向初始孔洞移动和富集，推迟He达到临界数目，有效延缓孔洞长大，抑制材料肿胀.在铁素体/马氏体钢中，其微观结构特征显示出更多的抑制肿胀的因素.除微细沉淀是捕获He的有效陷阱外，间隙原子如C和N在体心立方结构中的四角形应变场，与点缺陷和位错都有强烈作用，成为点缺陷的陷阱和形成称为Cottrell气体的位错结构.Cr质量分数为8%～12%Cr的马氏体钢的条板状晶界对点缺陷也是重要陷阱，它们都抑制孔洞的形核和长大［5］.此外，快中子辐照还在铁素体－马氏体材料中生成Burgers矢量为a＜100＞为主的位错环，它对于Burgers矢量为a/2＜111＞的位错环的运动有明显的阻止作用，后者是空位陷阱，在形成后不断收缩，抑制了空位过饱和及孔洞萌生.实验快堆的数据表明，在铁素体－马氏体钢中孔洞的孕育期接近或超过～100 dpa，然后是很低的孔洞增长速率.总之，微细的沉淀相，高密度的位错和晶界，对于抑制孔洞的生成和长大，具有重要作用.在广泛研究和深入了解微观结构对抗辐照性能影响的基础上，近年来发展出抗辐照性能极其优异的纳米结构氧化物弥散强化钢(纳米结构ODS钢)，列入欧盟、日本和美国的聚变堆和第四代裂变堆研究计划.纳米结构ODS钢的成分和微观结构是针对先进堆关键材料的使用环境设计的，即必需满足抗辐照及高温强度、蠕变、韧－脆转变等方面的要求以适应长期的严酷使用环境，以及低(减)活性要求.它们的微观结构有两个关键特征:①数量巨大而稳定的纳米沉淀相和微细的缺陷陷阱(位错，微细晶界等)，能把He俘获在微细尺寸的He泡中以避免肿胀和保护晶界;②有很高的温度和辐照稳定性，从而在发生移位损伤的温度以上，合金仍有高的蠕变强度.这种特征来自纳米结构ODS钢特殊的制备工艺.ODS钢的细晶粒和高度弥散的纳米沉淀相在有效提升材料的高温强度、高温蠕变强度和高温持久强度的同时，韧性和延展性没有明显降低，保持着足够低的韧－脆转变温度;而高密度的纳米尺度沉淀相和位错是最有效的抗辐照损伤的结构，它们是He泡在基体中的形成位点，数目巨大但尺寸微小的He泡能够以较高的毛细管压力容纳中子辐照产生的He，从而避免大量He到达晶界并被深度俘获形成较大He泡，成为蠕变空洞的形成位点.大量纳米尺度的He泡能够减小甚至防止辐照引起的材料中的空洞肿胀，赋予合金不同寻常的抗辐照能力.否则，晶界He泡的形成和长大将引起蠕变和持久强度、韧性和延展性的恶化以及韧－脆转变温度的升高.对比研究表明，非ODS钢在高辐照温度(＞0.4 Tm)，高He量导致空洞在晶界更快更多地形成，大大缩短了蠕变断裂时间和大幅减少断裂发生前的应变量［19］;在较低的辐照温度，晶界的高He浓度导致断裂韧性的严重降低(脆化)和快速穿晶断裂.纳米结构ODS钢的优异抗辐照性能使其成为先进堆核心部件最佳备选材料.美国增殖堆计划的大量研究表明，纳米结构ODS MA957钢具有高拉伸强度和蠕变强度，以及不同寻常的抗辐照损伤能力［20］;日本试验快堆TOYO的试验表明，纳米结构ODS 9Cr铁素体钢的拉伸强度和延展性在辐照后基本不变［21］，甚至在150 dpa的Ni离子辐照后其强化析出相仍基本保持稳定［22］;ODS钢作为U－Pu氧化物核燃料元件的包壳正在俄罗斯试验快堆BOR－60中进行辐照［23］，也是日本原型快中子增殖堆MONJU最具应用前景的高燃芯燃料元件包壳备选材料，和国际第四代快堆最具前景的备选材料，并有望用于未来聚变堆的包层系统［24］.辐照对ODS钢的影响简介如下:纳米结构ODS MA957钢在370℃到750℃的中子辐照直到40 dpa，和在500℃和700℃之间中子辐照直到100 dpa，MA957钢的纳米析出相、位错和晶粒结构没有明显的改变［25］，其他研究有类似的结果，包括670℃直至150 dpa的重离子辐照［26］.虽然在许多合金中发现辐照引起的新的沉淀相，如χ和α’相［27］，但在纳米结构ODS钢辐照性能的试验中未观察到.在高能电子辐照或快(堆)中子谱辐照下，可能在纳米结构ODS钢中形成空洞和多种多样的很低程度的肿胀.孔洞主要出现在低密度的缺陷区域，说明高密度的析出相和位错能强烈抑制空洞的形成.用重离子(带电粒子)和He离子在高He/dpa条件下对纳米结构ODS马氏体钢进行双重辐照没有引起明显的肿胀，而在相对应的非ODS钢(正火回火9Cr马氏体钢)中出现严重肿胀［28］.原位He离子注入后进行的中子辐照有相同的结果［29］.纳米结构ODS钢的辐照硬化在高辐照温度时很小，在550℃以下随辐照温度降低而增加［30］.辐照硬化在低于400℃时主要是由位错环的形成引起，在更高辐照温度时由α＇－富Cr相引起［31］.纳米结构ODS MA957钢在325℃ 的辐照硬化远低于相对应的9Cr马氏体钢［32］，可能是由于ODS钢的超高密度的纳米析出相抑制了位错环的形成.辐照引起的韧－脆转变温度DBTT升高与硬化趋势一致［33］.ODS钢的抗辐照硬化性能可以通过制备工艺进行调整.辐照硬化引起应变均匀性降低和总伸长减小［33］.对于在制备过程中因采用中温压力加工而具有各向异性微观结构的纳米结构ODS钢管材，在400～575℃、约15 dpa辐照后，延伸率的均匀性大幅降低，其径向延伸率降低到＜1%，但压力加工后经再结晶处理的纳米结构ODS钢(包括铁素体钢及其变体钢)的径向延展性都没有明显变化［30］.总的看来，辐照在ODS钢中引起的延展性的降低要小于对应的正火回火钢，如纳米结构ODS MA957钢在325℃经过6 dpa至42 dpa的辐照后仍有2%的均匀应变，而对应的正火回火钢仅2 dpa的辐照就使相应的值＜1%.从硬化的微观机制分析，几乎在所有的金属和合金中辐照都会引起原子微观流动的局域化即变形的不均匀性，但在ODS钢中没有观察到这一现象.纳米结构ODS MA957钢在反应堆内的蠕变速率显著低于奥氏体钢，低的蠕变速率可以保持到600℃以上，优于非ODS的正火回火马氏体钢［34］.反应堆内的辐照蠕变试验表明，ODS铁素体钢及其变体钢在700～725℃直到3 dpa，破断时间与非辐照的单纯热破断时间相近［35］.随着合金中He量的增加(聚变堆中子在200 dpa剂量末期甚至可生成的He原子浓度可达2000 appm)，He泡在位错、沉淀相界面和晶界上形成.He泡在低辐照温度时是空洞形成位点，在高温辐照和应力作用下成为晶界上的蠕变孔洞.在T＞0.5 Tm时，主要的辐照损伤是He在晶界的积累引起的蠕变脆化.晶界上的He也导致低温下高脆性的晶间快速断裂.因此在先进堆条件下，必需通过微观结构的控制，防止He对晶界的危害，纳米结构ODS钢的特征性微观结构在很大程度上解决了这一问题.在MA957 ODS钢中注入原子浓度为380 appm的He，在500℃辐照至约9 dpa，用带有能量过滤装置的透射电镜(EFTEM)观察He泡分布，发现半径≤1 nm的小He泡的数量密度达≈3×1023m－3，主要位于纳米析出相的界面上，没有形成大的He泡，因此，高He含量的ODS钢中纳米析出相在500℃直至9 dpa的辐照是稳定的.而在正火回火的Eurofer97类马氏体钢中He泡尺寸较大(半径≈4.3 nm)而密度较低(≈1.5×1022m－3).重离子/He离子双重辐照实验也表明，ODS钢中He泡明显比相应的非ODS钢细小，肿胀受到抑制［36］.正火回火的T91马氏体钢和纳米结构ODS MA957钢都在320℃经散裂质子辐照至剂量19 dpa和He原子浓度1 700 appm时，前者的拉伸试验断口呈现完全脆性的晶间断裂，而ODS钢仍显示为韧性断裂模式，说明其特征性的微观结构能够防止严重的He脆发生［37］;而正火回火马氏体钢经过低于350℃的散裂质子辐照生成He原子浓度从800～1 600 appm，试验结果表明其韧－脆性断裂方式的转变温度DBTT大幅提高，清楚说明ODS钢的微观结构对于控制He的存在形态和保护晶界的重要作用.纳米结构ODS钢的出现已成为抗辐照材料发展的重要技术进步，其优异的抗辐照抗He脆能力受到高度重视.但目前的工作温度仍只能在650℃以下，对于先进堆仍然偏低，由于提高工作温度可以直接提高反应堆效率，人们期望有更高强度尤其是高温蠕变强度的纳米结构ODS钢.另外由于采用热挤压作为制备ODS钢的固体化工艺，纳米结构ODS钢普遍存在性能各向异性，影响其作为管材、板材的使用.提高高温蠕变强度和避免材料结构和性能的各向异性，是纳米结构ODS钢需要重点研究的问题.在纳米结构ODS钢的制备工艺、微观结构演化与控制、结构与性能对应关系等方面，还有诸多技术问题需要解决，一些理论问题有待阐明.【相关文献】［1］Was G S.Fundamentals of radiation materials science:metals and alloys［M］.New Springer－Verlag，York，2007.［2］Lee E H，Mansur L K J.A mechanism of swelling suppression in phosphorous－modified Fe－Ni－Cr alloy［J］.J Nucl Mater，1986，141－143:695－702.［3］Yann de Carlan，Jean Henry.Nuclear systems of the future Generation IV －Metallic materials，one of the keys for the fourth generation［M］.Clefs，CEA No.55，2007. ［4］Odette G R.On mechanisms controlling swelling in ferritic and martensitic alloys ［J］.J Nucl Mater，1988，155－157: 921－927.［5］Little E A.Microstructural evolution in irradiated ferriticmartensitic steels:transitions to high dose 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低活化铁素体马氏体钢的中子辐照损伤机制研究的
开题报告
一、研究背景
低活化铁素体马氏体钢作为一种重要的结构材料，广泛应用于核电站中的核反应堆压水容器、核燃料装置等重要核设施中。

然而，在核反应堆中，由于长期受到高能中子的辐照，材料会发生辐照损伤，导致材料性能的变化和脆性断裂等问题，进而影响设施的正常运行和安全性。

因此，深入研究低活化铁素体马氏体钢的中子辐照损伤机制，对于提高核设施的耐辐照性和保障核安全具有重要意义。

二、研究内容
本研究拟从以下几个方面展开：
1. 中子辐照损伤对低活化铁素体马氏体钢组织和性能的影响。

首先，通过中子辐照实验，研究材料在辐照过程中的组织演变和性能变化情况，分析因中子辐照对材料的影响导致材料性能发生变化的机理和规律。

其次，通过金相显微镜、透射电镜、X射线衍射等多种手段对辐照后的材料进行微观结构表征，探究各种缺陷（如位错、空位、位错环等）在材料中的形成、演化以及对材料性能的影响。

2. 中子辐照损伤对低活化铁素体马氏体钢断裂行为的影响。

通过断裂力学等手段，研究中子辐照对低活化铁素体马氏体钢的断裂韧性、断裂模式等方面的影响，以及缺陷对断裂行为的作用机理，并尝试建立缺陷与断裂行为之间的定量关系模型。

3. 中子辐照损伤后的材料较短期自愈复原。

通过调控材料的组成和处理方式等方法，研究中子辐照后低活化铁素体马氏体钢的自愈复原能力，探究其机制和影响因素。

三、研究意义
本研究将深入探究低活化铁素体马氏体钢的中子辐照损伤机制，为提高核设施的耐辐照性和保障核安全提供科学依据，同时也为相关材料的研发及应用提供理论和实验基础。

《Fe-Mn-Al-C系低密度钢的组织演变及力学性能的研究》篇一摘要：本论文对Fe-Mn-Al-C系低密度钢的组织演变和力学性能进行了深入的研究。

首先通过介绍相关领域背景，提出了研究的必要性和意义。

然后通过对该类钢的制备工艺、组织结构、以及力学性能进行实验研究，得出了重要的结论。

本文旨在为该领域的研究人员提供有关Fe-Mn-Al-C系低密度钢的新知识，同时也为优化材料性能提供了新的方向。

一、引言随着现代工业的快速发展，对于材料性能的要求也越来越高。

Fe-Mn-Al-C系低密度钢作为一种新型的轻质高强材料，在汽车、航空航天等领域具有广泛的应用前景。

其独特的组织结构和优异的力学性能使其成为研究的热点。

然而，关于其组织演变及力学性能的研究尚不够深入，因此，本论文旨在对该类钢的组织演变及力学性能进行系统的研究。

二、Fe-Mn-Al-C系低密度钢的制备工艺与实验方法本实验采用的Fe-Mn-Al-C系低密度钢，通过熔炼、轧制、退火等工艺流程制备而成。

在实验过程中，我们采用了金相显微镜、扫描电子显微镜（SEM）、X射线衍射仪等设备对材料的组织结构进行观察和分析。

同时，通过拉伸试验、硬度试验等手段对材料的力学性能进行了测试。

三、Fe-Mn-Al-C系低密度钢的组织演变1. 显微组织观察：通过对不同热处理条件下样品的显微组织观察，发现随着退火温度的提高，钢材中的相组成逐渐趋于稳定。

同时，由于碳含量的影响，观察到马氏体和奥氏体相的存在。

2. 晶粒结构分析：研究表明，在合适的热处理条件下，钢材的晶粒尺寸可以显著减小，从而有效提高材料的强度和韧性。

3. 合金元素分布：通过对合金元素的分布进行研究，发现Mn、Al等元素在钢材中均匀分布，有效地改善了钢材的机械性能。

四、Fe-Mn-Al-C系低密度钢的力学性能研究1. 拉伸性能：实验结果表明，该类钢具有较高的抗拉强度和良好的塑性变形能力。

随着退火温度的提高，材料的延伸率有所提高。

钨对中锰奥氏体钢耐磨性的影响厚汝军,吕博,张福成,张明,王天生(燕山大学亚稳材料制备技术与科学国家重点实验室,河北秦皇岛066004)摘要: 研究了合金元素W (0 . 5 %～1 . 5 %) 对中锰钢常规力学性能和耐磨性的影响。

试验结果表明, W改变了C 在中锰奥氏体钢中的分布状态,从而使中锰钢的抗拉强度、冲击韧性和耐磨性均得到了有效提高。

当W 含量为11 5 %时,水韧处理中锰钢的冲击韧性提高40 % ,抗拉强度提高10 % ,耐磨性提高40 % ,铸态中锰钢的耐磨性提高50 % 。

关键词: 中锰钢;耐磨性;钨文章编号:100120777 (2008) 0420006204中图分类号: T G113 文献标识码: AE ff e ct of W on W ear R esistance of M edium ManganeseAusten i tic L U Bo , Z H A N G Fu2c h e n g , SteelZ H A N G Mi n g , WA N G Tia n2s he n gHO U Ru2j u n ,( Key Stat e L a b o r ato r y of Met a s t a b le Mat erial s S cience and Tech nolo g y ,Ya n sha n U n iver s it y ,Qinh ua n gdao 066004 , Hebei ,China)Abstract : The eff e ct of t u ngst en o n t h e mecha n ical p r opertie s a n d wear re s i s t a n ce of medium ma n ga n ese st eel ha s been i nve stigat ed. The re sult s sho w t hat t ungst en cha nged t he di st ri butio n of car b o n in medi um ma ng a n e s e steel , t herefo re t he t en sile st rengt h , to ugh ne ss and wea r re si st ance of t h e st eel increa sed o bvio usly. Co m p ari n g w it h t h e medium ma nga ne se st eel wit ho ut t ungsten , t he to ugh ne ss of medium ma nga nese st eel wit h 1 . 5 % W af t er w ater quenching increa sed by 40 % , t he ten sile st rengt h increa sed by 10 % , a nd t he wea r re si st a nce increa sed by 40 % , t h e wea r re s i s t a n ce of a s2ca s t medi u m ma n ga n e s e st eel increa s ed by 50 %.K ey w ords : medium ma n ga n ese st eel ; w ea r re s i st a n ce ; t u ngst en高锰奥氏体钢在低、中冲击载荷磨损条件下加工硬化能力发挥不足使其耐磨性较低[ 1 ] 。

辐照蠕变寿命外推方法胡靖东;轩福贞;张效成;刘长军【摘要】奥氏体不锈钢材料被广泛用于的第四代液态金属快中子增殖反应堆核心构件中,辐照和蠕变损伤耦合作用是影响其寿命的主要模式.为了建立短时辐照蠕变寿命外推的合理方法,在参考用于材料蠕变寿命外推的时间-温度参数法的基础上引入一个量纲一的辐照影响系数,根据辐照-时间-温度参数法推导出了含辐照影响系数的Lason-Miller参数方程和Dorn参数方程,并通过快堆内辐照蠕变数据进行了验证.新定义的辐照影响系数基本呈随温度上升先降后稳的趋势.【期刊名称】《中国机械工程》【年(卷),期】2018(029)024【总页数】6页(P3014-3019)【关键词】快中子增殖反应堆;奥氏体不锈钢;辐照蠕变;寿命外推方法【作者】胡靖东;轩福贞;张效成;刘长军【作者单位】华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室,上海,200237;华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室,上海,200237;华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室,上海,200237;华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室,上海,200237【正文语种】中文【中图分类】O3450 引言核电是人类获得低碳清洁能源的重要来源之一。

以提供更安全、可持续和更经济的核能为目标，核电技术至今已发展成熟至第四代。

在第四代核电反应堆中，液态金属快中子增殖反应堆(liquid metal fast breeder reactor, LMFBR)(下称“快堆”)技术较为成熟，是最有可能进行大规模商业化建造的四代反应堆之一。

核电技术的革新带来核能利用率的提升，同时对结构材料提出了更高要求[1]，辐照影响就是其中的重要一项。

针对不同辐照环境下结构材料的损伤和可承载能力变化的研究[2-3]是保证核设施安全的重要部分。

奥氏体不锈钢材料以其优异的高温服役性能，以及相对低廉的制造成本，成为快堆内结构件及燃料包壳材料的首选[4]。

钒-氮微合金化超低碳贝氏体钢的连续冷却转变特性杜江;尹桂全;杨才福;苏航【期刊名称】《安徽工业大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2007(024)004【摘要】研究N含量不同的2种超低碳Fe-Mn-Mo贝氏体钢的连续冷却转变特性.采用热膨胀法测试试验钢不同冷速下的连续冷却转变曲线,用40MAT型激光显微镜观察相应的显微组织转变特征,并进行硬度及强度测试.试验结果表明,Fe-Mn-Mo系超低碳贝氏体钢中添加V和N对贝氏体相变具有显著的影响.贝氏体相区明显扩大.其中高氮钢的贝氏体转变区更宽,晶粒大小为相同冷速下低氮钢的1/3左右,维氏硬度值高出低氮钢40HV,强度高出100 MPa.V-N微合金化超低碳贝氏体钢中析出的V(C,N)粒子促进了贝氏体转变、扩大了贝氏体相区.【总页数】5页(P369-373)【作者】杜江;尹桂全;杨才福;苏航【作者单位】安徽工业大学,材料科学与工程学院,安徽,马鞍山,243002;安徽省金属材料与加工重点实验室,安徽,马鞍山,243002;安徽工业大学,材料科学与工程学院,安徽,马鞍山,243002;安徽省金属材料与加工重点实验室,安徽,马鞍山,243002;北京钢铁研究总院,北京,100081;北京钢铁研究总院,北京,100081【正文语种】中文【中图分类】TF142.33【相关文献】1.气体增氮法冶炼钒氮微合金钢 [J], 康伟;康磊;赵坦;廖相巍2.钒和钼对微合金化贝氏体钢第二相析出的影响 [J], 陈昕;刘春明3.析出相对超低碳钒钛微合金钢氢渗透及抗鳞爆性的影响 [J], 徐春;饶德怀4.钒氮微合金化对Si—Mn系弹簧钢热处理特性的影响 [J], 董雅君5.P510L钒微合金化钢连续冷却转变特征 [J], 余万华;周李泉;韩静涛;张中平;刘勇;佘广夫因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

VCN在奥氏体中析出动力学研究报告低合金钢会议摘要：本篇报告以探讨VC、N在奥氏体中的析出动力学为主题，针对低合金钢的会议进行了研究。

通过实验和分析，展示了VC和N在低合金钢奥氏体中的形成、析出和演变过程，从而为低合金钢的改性和优化提供了理论依据。

同时，还介绍了将VC和N在奥氏体中的析出动力学与低合金钢的力学性能和耐磨性能等参数进行关联的研究成果。

关键词：VC、N、奥氏体、析出动力学、低合金钢、力学性能、耐磨性能引言：低合金钢作为一种重要的结构材料，广泛应用于机械制造、汽车制造和航空航天等行业。

合金元素在低合金钢中的添加可以改善其性能和耐久性。

VC和N是常见的合金元素，在低合金钢中起到强化和稳定奥氏体的作用。

因此，研究VC、N在奥氏体中的析出动力学对于低合金钢的性能提升具有重要意义。

实验方法：本次实验选取一种低合金钢样品，采用热处理的方法，包括预处理、固溶处理和时效处理。

通过SEM观察、XRD分析和热电偶测温等手段，研究VC和N在奥氏体中的析出行为及其与合金钢力学性能和耐磨性能的关系。

实验结果与分析：实验结果显示，VC和N的析出行为极大地影响了低合金钢的性能。

随着固溶处理时间延长和时效处理时间增加，VC和N在奥氏体中的析出量逐渐增加，并形成了一定的析出相。

析出相的形态、尺寸和分布对低合金钢的力学性能和耐磨性能有重要影响。

进一步的分析表明，VC和N的析出行为是一个复杂的过程。

随着固溶处理温度的升高，VC和N的析出速率加快，但析出相尺寸变大。

此外，低合金钢的冷却速率对VC和N的析出也产生了显著影响。

快速冷却可以有效抑制N的析出，进而提高合金钢的强度和硬度；而较慢的冷却速率有利于VC的细小析出，提高耐磨性能。

结论：综上所述，VC、N在奥氏体中的析出动力学研究对低合金钢的改性与优化起到了关键作用。

通过合适的固溶处理和时效处理，可以控制VC和N在奥氏体中的析出量和形态，以调控低合金钢的力学性能和耐磨性能。