先进核能系统用ODS钢的显微组织设计与调控研究进展

核能是一种重要的清洁能源,目前正在大力发展具有更高安全性和经济性的第四代反应堆及聚变堆,与当前商用反应堆相比,其工作温度更高,辐照剂量更强,传统的锆合金及不锈钢已不能满足未来先进反应堆苛刻的服役环境,具有优异综合服役性能的关键结构材料的研发成为制约先进核能工程应用的瓶颈之一。通过机械合金化等先进粉末冶金方法可以向钢基体中引入数密度极高的超细纳米氧化物粒子,所制备的纳米氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)钢具有比同类熔炼钢更优秀的高温蠕变强度以及优异的抗辐照性能,从而具有更高的服役温度窗口,因而被确定为多种第四代反应堆包壳和未来聚变堆包层结构的重要候选材料,成为核材料领域国际研究的热点。 ODS钢的优异性能源于其成分设计和采用先进粉末冶金工艺形成的独特的显微组织,即亚微米的超细晶粒组织以及在晶内弥散分布平均尺寸仅为几纳米,数密度高达10~(23) m~(-3)以上的氧化物粒子或团簇,这些弥散相具有极高的热稳定性及抗辐照稳定性,可以起到有效的位错钉扎强化作用,从而明显提高材料的高温强度及服役温度上限;而大量的弥散粒子与基体之间形成的界面可以对辐照引起的缺陷及气泡进行有效捕获,显著提高材料的抗辐照肿胀性能。满足服役性能要求的显微组织的设计和有效调控是制备高性能先进材料的核心,而显微组织又明显受控于成分设计和制备技术及工艺参数。虽然近年来关于ODS钢的研究日益活跃,但是由于ODS钢显微组织及制备工艺过程的复杂性,关于成分设计与微纳显微组织的调控及其与服役性能的匹配和相关机理研究依然存在许多制约ODS钢实际工程应用的基础性问题。本文针对制约先进核能系统用ODS钢应用的基础核心问题,把握ODS钢显微组织特点及其与成分设计和制备技术之间的关系这一主线,就国内外关于ODS钢显微组织及其分析手段;氧化物弥散粒子的特点及其高温时效和辐照稳定性;成分设计和制备技术对显微组织的影响等研究内容进行总结和分析,对ODS钢的应用前景和存在的问题进行总结和展望,为满足先进反应堆服役环境的ODS钢的发展提供参考。     

先进核能系统用ODS钢的显微组织设计与调控研究进展

核能是一种重要的清洁能源,目前正在大力发展具有更高安全性和经济性的第四代反应堆及聚变堆,与当前商用反应堆相比,其工作温度更高,辐照剂量更强,传统的锆合金及不锈钢已不能满足未来先进反应堆苛刻的服役环境,具有优异综合服役性能的关键结构材料的研发成为制约先进核能工程应用的瓶颈之一。通过机械合金化等先进粉末冶金方法可以向钢基体中引入数密度极高的超细纳米氧化物粒子,所制备的纳米氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)钢具有比同类熔炼钢更优秀的高温蠕变强度以及优异的抗辐照性能,从而具有更高的服役温度窗口,因而被确定为多种第四代反应堆包壳和未来聚变堆包层结构的重要候选材料,成为核材料领域国际研究的热点。 ODS钢的优异性能源于其成分设计和采用先进粉末冶金工艺形成的独特的显微组织,即亚微米的超细晶粒组织以及在晶内弥散分布平均尺寸仅为几纳米,数密度高达10~(23) m~(-3)以上的氧化物粒子或团簇,这些弥散相具有极高的热稳定性及抗辐照稳定性,可以起到有效的位错钉扎强化作用,从而明显提高材料的高温强度及服役温度上限;而大量的弥散粒子与基体之间形成的界面可以对辐照引起的缺陷及气泡进行有效捕获,显著提高材料的抗辐照肿胀性能。满足服役性能要求的显微组织的设计和有效调控是制备高性能先进材料的核心,而显微组织又明显受控于成分设计和制备技术及工艺参数。虽然近年来关于ODS钢的研究日益活跃,但是由于ODS钢显微组织及制备工艺过程的复杂性,关于成分设计与微纳显微组织的调控及其与服役性能的匹配和相关机理研究依然存在许多制约ODS钢实际工程应用的基础性问题。本文针对制约先进核能系统用ODS钢应用的基础核心问题,把握ODS钢显微组织特点及其与成分设计和制备技术之间的关系这一主线,就国内外关于ODS钢显微组织及其分析手段;氧化物弥散粒子的特点及其高温时效和辐照稳定性;成分设计和制备技术对显微组织的影响等研究内容进行总结和分析,对ODS钢的应用前景和存在的问题进行总结和展望,为满足先进反应堆服役环境的ODS钢的发展提供参考。     

ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子表征的研究进展

先进裂变反应堆及聚变堆要求材料在高温高压、强中子辐照、长服役周期等苛刻服役环境下具有卓越的结构和性能稳定性。氧化物弥散强化(ODS)钢由于具有优异的耐高温及耐辐照性能成为第四代反应堆包壳及核聚变包层最有希望的候选材料。基于材料的中子辐照损伤特性,主要介绍了ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子的表征方面的研究进展。     

ODS铁素体钢中弥散氧化物的研究进展

ODS 铁素体钢具有优异的高温力学性能和抗辐照能力, 有望成为新一代先进反应堆如超临界水堆包壳管的候选材料以及未来聚变堆的结构材料.ODS铁素体钢的这种优异性能主要源于其内部弥散分布的细小氧化物颗粒.回顾了国内外所涉及的关于ODS铁素体钢中氧化物弥散强化颗粒的研究进展,包括氧化物弥散粒子的选择、检测、分解和析出机理、存在形式等,展望了目前ODS铁素体钢的应用前景并总结了存在的问题.     

ODS钢中纳米氧化物析出长大机制的研究进展

纳米氧化物弥散强化(Oxide dispersion strengthened, ODS)钢得益于基体中弥散分布的超高数量密度的纳米氧化物粒子，具有优异的综合服役性能，被视为第四代裂变堆包壳以及未来聚变堆包层的优选结构材料。传统制备ODS钢最主要的方法是机械合金化(Mechanical alloying, MA)等先进粉末冶金技术，且对其制备样品中氧化物粒子性质的研究较为深入。由于机械合金化在工程应用上有一定局限性，近年来提出以液态金属(Liquid metal, LM)路线制备ODS钢。目前液态金属路线中的真空熔炼法是最常用也是相对比较成功的方法，但与机械合金化相比仍有一定的差距。本文主要总结了机械合金化制备的ODS钢中纳米氧化物的析出机制、长大行为以及其他元素的添加对其产生的影响等，同时对液态金属路线的工艺进程及真空熔炼法的研究现状进行概述，并对机械合金化未来所需解决的问题和液态金属路线的后续发展、工艺优化等进行了展望，为液态金属路线的后续研究工作提供参考。     

化学法制备ODS钢的新工艺技术

氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)铁素体钢,由于其优异的高温力学性能和良好的抗辐照能力被认为是快堆与超临界水堆燃料包壳管候选材料之一。传统ODS钢的制备方法是采用机械合金化法向铁素体钢中添加高熔点弥散细小的氧化物Y2O3而具有优良的高温强度,但合金的塑性和冲击韧性较差,热加工中存在严重的组织和性能各向异性,给合金制备或薄壁管带来极大的困难。     

ODS钢研究进展及其在核电领域的应用现状

氧化物弥散强化钢(Oxide Dispersion Strengthened Steel, ODS钢),具有优异的力学性能、高温稳定性及抗辐照性能.本文概要地综述了机械合金化、热等静压固化成形、等离子烧结及转角挤压等ODS钢的制备方法,总结了微观组织及结构对ODS钢性能的影响规律及影响机制,又综述了合金元素对ODS钢性能影响的相关研究进展;并对ODS钢在核电领域中的应用及相关研究进展进行了概括,介绍了激光技术在ODS钢制备及加工领域的应用,讨论了ODS钢在核电环境服役过程中存在的主要问题及进一步的研究方向,为核电站的安全运行提供有力的参考依据,对于核电材料的创新发展具有一定的参考作用.     

15-15Ti ODS奥氏体钢晶粒组织与纳米粒子的透射电镜表征

15-15Ti奥氏体不锈钢由于其优异的耐腐蚀性能和高温力学性能成为钠冷快堆包壳的候选材料,其高温力学性能和抗辐照肿胀能力可以通过氧化物弥散强化(ODS)进行增强。本工作对通过机械合金化以及锻造工艺制备的15-15Ti ODS奥氏体钢和作为参比材料的15-15Ti奥氏体钢的微观结构进行研究,对ODS钢中氧化物颗粒的分布以及强化机制有了较为深入的认识。研究发现氧化物弥散粒子分布总体均匀但有成团聚集倾向。Y-Zr-O粒子的平均粒径为(9.97±0.04) nm,平均粒距为(17.25±0.68) nm,数密度约为4.49×10²²m^-3。在透射电镜明场像下观察到ODS样品中氧化物颗粒对位错的钉扎作用。扫描透射(STEM)结合能谱分析显示ODS样品中有两种氧化物,分别为占比较少的Al₂O₃以及占比较多的Y₄Zr₃O₁₂。高分辨电镜表征发现第二相粒子与基体之间出现共格或半共格界面的迹象,并且少数粒子周围出现非晶化界面。     

核聚变堆包层结构材料研究进展及展望

随着人类对能源需求的增加,核聚变能的发展越来越受到人们的关注。材料问题是目前限制聚变能发展的一个重要因素。包层是实现能量转换、氚自持及辐照屏蔽的主要部件,满足包层结构材料苛刻环境要求的结构材料的开发及性能检测成为目前研究的热点。以低活化铁素体马氏体(RAFM)钢为代表的包层结构材料已发展多年,然而依据中国聚变能发展路线图,CFETR一期包层结构材料的中子辐照水平可达到约10dpa,在二期达到约50dpa,目前没有材料能满足包括抗辐照损伤在内的苛刻环境要求并能满足工程建设需求。低活化铁素体马氏体钢是目前包层结构材料的首选候选结构材料,国内外已开发了多个牌号的低活化品种并具备了丰富的材料基础数据库,然而低活化钢的工作温度区间严重受限,高温蠕变及抗辐照能力无法满足CFETR二期及未来聚变堆的要求。为解决传统RAFM钢的不足,提出了两条思路:一种是添加氧化物弥散相以有效提高高温蠕变强度,其中又以制备过程中是否涉及机械合金化可进行进一步的区分;另一种思路是基于热力学模拟计算,优化RAFM钢化学成分并进行多轮热机械处理以增加MX相密度。其中,机械合金化制作的氧化物弥散强化钢(ODS钢)的性能最佳,但受限于机械合金化法,成本高且效率低。非机械合金化ODS钢与优化的RAFM钢的性能接近机械合金化ODS钢,成本远远低于机械合金化ODS钢且制备效率高,大批量制备技术相对容易。除了铁基材料外,钒合金及碳化硅复合材料在多方面展现了优势,长期以来都是研究人员关注的热点。钒合金的热蠕变和氦脆导致温度上限低并且与氢同位素兼容性不好,碳化硅复合材料的规模化生产及连接技术仍存在困难,这些缺陷限制了钒合金与碳化硅复合材料的发展,使之在现阶段无法满足应用需求。面向更高辐照水平的示范堆及商用堆,目前已有的包层结构材料可能无法满足需求。根据目前很有限的研究数据,非晶材料及高熵合金的工程应用还非常遥远:一方面需要借助材料设计和制备的新理念、新方法不断挖掘现有材料的性能潜力,另一方面应重视具有潜在优势的复合块状非晶材料及低活化高熵合金等新型材料的研发。本文依据中国磁约束聚变材料路线图草稿,对RAFM钢、机械合金化制备的ODS钢,钒合金以及碳化硅复合材料的发展进行了综述,对最近几年兴起的改良RAFM钢、非机械合金化制备的ODS钢等新型候选结构材料进行了介绍,并对具有更佳性能的先进结构材料种类进行了展望。     

辐照过程中He对ODS合金中氧化物的影响EI北大核心CSCD

研究辐照下He在氧化物弥散强化材料中小于5nm的氧化物颗粒的稳定性。在有He环境下,对14YWT氧化物弥散强化材料进行高温离子辐照。采用三维原子探针(APT)对辐照前后样品中的氧化物颗粒的大小、密度、成分以及其空间分布进行分析。结果表明:小于5nm的弥散氧化物颗粒主要是由Y和Ti的氧化物组成,在辐照前后其成分、尺寸和空间分布无明显变化,说明在600℃高温重离子辐照过程中,在有He环境下铁素体ODS材料中弥散氧化物颗粒仍具有良好的稳定性。     

超细晶/纳米晶钨——未来聚变堆面向等离子体材料

钨为未来高参数准稳态运行聚变堆最有前景的面向等离子体材料。超细晶/纳米晶结构有可能提高钨材料的热力学性能和抗粒子辐照性能,因而成为一个很有前途的研发方向。深度塑性变形和粉末冶金均已在制备超细晶/纳米晶钨方面开始了初步探索,深度塑性变形的等通道角挤压法因能制备致密度高、韧脆性能优异、大尺度的块体超细晶/纳米晶钨,极有可能在钨基面向等离子体材料制备方面取得突破。     

扩散连接技术在核聚变反应堆包层模块制造中的应用

国际受控热核聚变实验堆计划是全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一,有望彻底解决能源危机。核聚变反应堆关键部件——包层模块的结构复杂、体积庞大,且服役环境恶劣,焊接接头成为影响反应堆安全运行的薄弱环节。以扩散连接为代表的固相焊接技术对接头性能及组织影响较小,已逐渐取代熔化焊应用于包层模块复杂构件制造。在简要介绍扩散连接及其原理的基础上,对包层模块构件扩散连接的研究进展进行了阐述,包括低活化铁素体/马氏体钢及氧化物弥散强化钢构件的扩散连接,Be,W,Si C等其他先进高温材料的扩散连接等。     

ODS铁素体钢的研究进展

ODS铁素体钢具有优异的抗辐照肿胀性和高温蠕变性能,可用作快反应堆的第一壁和包层材料。本文介绍了ODS铁素体钢的制备工艺和存在的主要问题。重点阐述了Y2O3颗粒的溶解/析出机制、影响残余α-Fe形成的因素(EX.O和Ti的含量)及残余-αFe对高温蠕变性能的影响。分析了在制备薄壁包层管时中间热处理的重要性,并讨论了再结晶热处理、马氏体相变和α→γ相变三种方法来消除ODS铁素体钢的各向异性。     

高温氘离子辐照对低活化钢微观结构的影响

材料问题是可控核聚变能否实现商业应用从而解决人类能源问题的"瓶颈"之一。低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢具有良好的抗辐照性能,被普遍认为是新一代聚变反应堆的候选结构材料之一。在聚变堆环境下,材料不仅会受到高能中子辐照而且氘氚也可能进入材料中。为了研究氘离子以及辐照对低活化钢的微观结构的影响,采用CLAM钢(一种RAFM钢)和FeCr模型合金,在500℃下进行58keV氘离子辐照,利用高分辨透射电镜对比分析辐照前后材料微观结构的变化,研究辐照及氘离子对低活化钢的影响。结果表明:高温氘离子辐照不仅在材料中产生大量的缺陷和缺陷集团,同时还可能产生辐照诱导析出。而CLAM钢中原有的析出物经高温离子辐照后并没有发生非晶化,对其原因进行了讨论。     

不同辐照粒子下钨及钨合金辐照损伤行为的研究进展

研究核聚变、准稳态等离子体下面向等离子体材料的辐照行为,发展适合于先进实验超导托卡马克(EAST)、国际热核聚变实验堆(ITER)和中国聚变工程实验堆(CFETR)长脉冲高参数运行乃至未来聚变反应堆稳态运行的高性能面向等离子体材料是当前核聚变研究一项艰巨而又紧迫的任务。钨因具有高熔点、高导热率、低溅射腐蚀速率、高自溅射阀值以及低蒸气压和低氚滞留等优异性能,被认为是聚变装置最具有前景的面向等离子体材料。综合评述了钨及钨合金在不同辐照粒子下损伤行为的最新研究进展。粒子辐照造成的微观缺陷在钨及钨合金内部累积,辐照造成缺陷的形成和数量与钨基材料颗粒微观结构、第二相成分等密切相关,辐照缺陷情况各异。同时,辐照粒子种类、能量、剂量和温度等辐照条件都会对钨材料辐照后的形貌特征和缺陷产生重要影响。     

核结构材料用多主元合金辐照损伤的研究进展

开发具有优异综合性能的核反应堆结构材料是核能发展的基础,并且是长期以来制约核能推广的难点之一。多主元合金（multiprincipal element alloys,MEAs）因具有良好的抗辐照性能、力学性能而被认为是先进反应堆结构材料的候选材料,为新型抗辐照材料的设计开辟了广阔空间。近年来,有关多主元合金在辐照损伤方面的研究多试图揭示多主元合金一些因素和特性对辐照过程中缺陷形成与演变的影响。例如：主元种类和数目、主元浓度、晶格畸变、化学短程序等。尽管现有的一些研究结果表明以上因素可以提高多主元合金抗辐照损伤能力,但是在不同辐照条件下,以上因素对多主元合金中缺陷形成和演变的影响机制存在较大差异,难以得出普适性的结论。本文围绕FCC和BCC系两类多主元合金的辐照肿胀、氦泡形成、辐照诱导元素偏析和相变、辐照硬化四方面内容,综述了近年来多主元合金在辐照损伤方面的研究进展,总结了多主元合金提高抗辐照性能的作用机制,并在此基础上对核电结构用多主元合金的未来研究方向做出了展望,包括短程序调控、高熵陶瓷、增材制造、高通量结合机器学习加速材料开发等。最后指出必须从合金成分设计的角度出发,基于材料服役的...     

高性能钼合金的微观组织设计制备与性能优化

传统方法制备的稀土氧化物弥散强化钼合金(ODS钼合金)强度有限且塑性较差,导致其变形深加工能力不足,严重制约了其工业应用。分析了ODS钼合金制备工艺-微观组织-力学性能之间的因果关系,提出了钼合金纳米掺杂强韧化的新思路,即纳米尺度稀土氧化物颗粒均匀弥散分布在细晶钼基体晶粒内部、同时部分颗粒分布在晶界上的多层级微观结构优化原则,发展了制备该类新型钼合金的液液掺杂方法,所得到的高性能钼合金在拉伸屈服强度达到800 MPa量时,拉伸延伸率仍近40%,与传统方法制备的ODS钼合金相比,屈服强度提高了约15%,拉伸延伸率提高了逾160%,实现了强度和延性的同步提升。进一步建立了强韧化理论模型,对强度和延性的改善进行了量化描述。这种高性能钼合金由于力学性能优异、加工性能好,已获得了工业应用,其微观组织调控原则以及制备方法对其它难熔金属结构材料的高性能化同样具有借鉴意义。     

聚变堆结构材料SiC/SiC的研究进展

SiC/SiC复合材料具有优异的高温强度、抗蠕变性能、耐腐蚀和热冲击性能、假塑性断裂行为以及在聚变环境下固有的低诱导放射性和放射余热,被公认为是聚变堆结构的候选材料,在国际上很多反应堆概念设计中颇受瞩目.综述了几十年来世界范围内对聚变堆包层结构应用背景下的SiC纤维、SiC单体、纤维一基体界面以及SiC/SiC复合材料的研究进展,阐述了对该复合材料辐照效应的研究现状,并在此基础之上指出了目前SiC/SiC复合材料应用于聚变堆包层结构材料的限制因素.     

铅冷能源系统中液态金属与铁基合金相容性的研究进展

核电是一种可以有效解决能源与环境问题的清洁能源,受到国际上的广泛重视。目前的商用堆以第二代及第三代热中子反应堆为主,存在铀资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在的核安全等问题,故具有更高安全性和经济性的第四代核能系统的研究成为当前的热点。四代堆中采用液态铅或铅基合金作为主冷却剂的反应堆称为铅冷快堆,由于液态铅及其合金具有优异的热工性能及核物理性能,铅冷快堆被认为是最有希望率先得到应用的第四代反应堆之一,液态铅也是加速器驱动次临界系统重要的液态靶材料兼冷却剂。此外,液态铅也被认为是太阳能热电系统最有前景的能量交换介质之一。铅冷堆具有可在较高温度条件下运行、发电效率高等明显优势,但也由于堆内的服役温度和中子辐照强度较高,对关键结构材料的服役性能提出很高要求。尤其是大多数合金在液态铅中都会由于合金元素的选择性溶解带来明显的腐蚀问题,结构材料与液态铅的相容性问题是铅冷能源系统工程应用的重要瓶颈。堆内的腐蚀情况包括材料的溶解和氧化、固液两相的输运以及腐蚀产物和杂质之间的反应等,是一个复杂的过程。腐蚀行为的影响因素包括材料自身特点及外界因素,例如材料类型、微观结构、化学成分和表面状态以及冷却剂类型、温度、氧浓度、流速和腐蚀时间等都会对腐蚀产生重要的影响。本文针对制约铅冷能源系统用结构材料发展的基础核心问题,把握材料成分和显微组织特点与其在液态铅中的溶解和氧化问题之间的关系这一主线,就国内外关于液态铅对合金的溶解腐蚀基础问题,金属及非金属腐蚀抑制剂的发展,不锈钢、氧化物弥散强化(ODS)钢、含Al奥氏体耐热钢(AFA)及FeCrAl合金在液态铅基中的腐蚀行为等研究内容进行总结和分析,对影响腐蚀的因素进行归纳,列举材料的腐蚀过程和机制以及相应的腐蚀产物和结构,分析各元素在腐蚀过程中对氧化层的作用及扩散迁移模式,并对存在的问题进行总结和展望,为满足铅冷能源系统关键结构材料的发展提供依据和参考。     

我国压水堆用材料与异材焊接

轻水反应堆分为压水反应堆及沸水反应堆两种,我国使用的主要为压水堆,而国内部分反应堆已逐渐进入服役中后期。反应堆中的材料与燃料经受着3项严酷的考验:高温、腐蚀环境和裂变过程中释放的高能粒子的破坏,使材料的性能退化、甚至失效。为使材料能够安全运行并具有与其他能源的竞争性,核反应堆的延寿或新建时避免出现目前已经遇到的缺陷,应尽早对现有材料的服役性能和改进措施进行研究和讨论。