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异的高温蠕变强度以及抗辐照性能,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,成为国际核材料领域研究的热点。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的平均尺寸仅为几纳米、数密度高达1023m-3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、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,在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方面,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。     

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。     

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述

反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A508-Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点.分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用.     

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.     

反应堆压力容器钢质子辐照研究进展

相较于中子辐照,质子辐照实验具有成本低、周期短、辐照参数可精准控制以及辐照后样品没有放射性以便于后续开展性能测试、微观组织表征等优点,因此采用质子辐照实验的方式开展反应堆压力容器钢(reactor pressure vessel,RPV)辐照损伤效应的研究日益得到广泛应用。介绍了质子辐照实验的研究现状,对比了质子辐照与中子辐照的优缺点,讨论了质子辐照对材料微组织演变与力学及电磁性能的影响,分析了RPV钢质子辐照损伤机理,并评析了目前所取得的研究成果与存在的不足之处。最后提出了现阶段对国产RPV钢开展全面、系统的质子辐照实验研究工作的重要性与必要性。     

基于机器学习的RAFM钢中子辐照脆化预测模型研究

构建低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢的中子辐照脆化预测模型对聚变反应堆的安全运行和优化设计新型RAFM钢具有十分重要的意义。本研究基于收集的RAFM钢中子辐照数据集，采用相关性筛选、递归消除方法识别出影响RAFM钢中子辐照条件下韧脆转变温度(DBTT)的关键特征变量。利用筛选的关键特征变量，构建了具有良好预测能力的RAFM钢中子辐照DBTT预测模型。为进一步实现中子辐照条件下韧脆转变温度变化(ΔDBTT)的预测，首先构建了RAFM钢未辐照DBTT预测模型，然后将辐照前后DBTT预测模型相结合构建了RAFM钢中子辐照ΔDBTT预测模型。通过将模型预测的ΔDBTT与文献收集的数据进行对比发现，该模型具备较好的预测能力。     

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。     

辐照损伤对反应堆压力容器钢硬度的影响

通过监测反应堆压力容器钢服役过程中硬度的变化来表征其辐照损伤程度的方法日益引起研究界的关注。介绍了国内外在反应堆压力容器钢辐照脆化过程中硬度变化规律领域所开展的研究工作,并讨论了目前所取得的研究成果与存在的不足。最后提出了通过探索反应堆压力容器在服役时力学性能、硬度之间的潜在关联,以此为基础形成准无损评估技术,可为反应堆压力容器辐照监督提供一条新的思路。最后指出了对国产反应堆压力容器钢尽快开展辐照硬化研究工作的必要性与重要性。     

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。     

Effect of Laser Shock Peening on the Microstructures and Properties of Oxide‐Dispersion‐Strengthened Austenitic Steels

Oxide‐dispersion‐strengthened (ODS) austenitic steels are promising materials for next‐generation fossil and nuclear energy systems. In this study, laser shock peening (LSP) has been applied to ODS 304 austenitic steels, during which a high density of dislocations, stacking faults, and deformation twins are generated in the near surface of the material due to the interaction of laser‐driven shock waves and the austenitic steel matrix. The dispersion particles impede the propagation of dislocations. The compressive residual stress generated by LSP increases with successive LSP scans and decreases along the depth, with a maximum value of ?369 MPa. The hardness on the surface can be improved by 12% using LSP. In situ transmission electron microscopy (TEM) irradiation studies reveal that dislocations and incoherent twin boundaries induced by LSP serve as effective sinks to annihilate irradiation defects. These findings suggest that LSP can improve the mechanical properties and irradiation resistance of ODS austenitic steels in nuclear reactor environments.

     

Die Entwicklung von Strukturmaterialien für die Kernfusion

The Development of Structural Materials for Fusion Reactors Structural materials for the First Wall and breeding blankets of future fusion reactors will be exposed to intense neutron irradiation and thermal wall loading. Fusion‐specific selection criteria for the proper choice of materials are primary damage parameters, a minimum of produced radioactivity (low activation materials) and also conventional properties like strength and corrosion resistance. Three major material groups are under discussion: ferritic‐martensitic 7–12%Cr steels, SiC‐fiber‐enforced compound materials of type SiC_f/SiC and specific vanadium‐based alloys. A short status of development and a survey on necessary further research work is given to fulfil the material requirements for the construction of the next fusion reactor devices. Finally the necessity for an appropriate 14 MeV neutron source as test bed for the material development is mentioned.     

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.     

The Phase Transformation Wave and Conditions of Its Realization in Deformable Austenitic Steels Irradiated in a BN-350 Reactor

Experimental data on the influence of neutron irradiation on the plasticity characteristics of chromium–nickel austenite steels have been analyzed. Special attention is devoted to detection of anomalously high plasticity levels attained at some parameters of irradiation and deformation, which is explained by the formation and propagation of a “phase transformation wave” in the metastable steel. Necessary and sufficient conditions for the realization of this wave are formulated.     

Atomic structure of nanoclusters in oxide-dispersion-strengthened steels

Oxide-dispersion-strengthened steels are the most promising structural materials for next-generation nuclear energy systems because of their excellent resistance to both irradiation damage and high-temperature creep. Although it has been known for a decade that the extraordinary mechanical properties of oxide-dispersion-strengthened steels originate from highly stabilized oxide nanoclusters with a size smaller than 5 nm, the structure of these nanoclusters has not been clarified and remains as one of the most important scientific issues in nuclear materials research. Here we report the atomic-scale characterization of the oxide nanoclusters using state-of-the-art Cs-corrected transmission electron microscopy. This study provides compelling evidence that the nanoclusters have a defective NaCl structure with a high lattice coherency with the bcc steel matrix. Plenty of point defects as well as strong structural affinity of nanoclusters with the steel matrix seem to be the most important reasons for the unusual stability of the clusters at high temperatures and in intensive neutron irradiation fields.     

Fatigue life predictions for irradiated stainless steels considering void swellings effects

The objective of this study is to estimate fatigue life of irradiated austenitic stainless steels types 304, 304L, and 316, which are extensively used as structural alloys in the internal elements of nuclear reactors. These reactor components are typically subjected to a long-term exposure to irradiation at elevated temperature along with repeated loadings during operation. Additionally, it is known that neutron irradiation can cause the formation and growth of microscopic defects or swellings in the materials, which may have a potential to deteriorate the mechanical properties of the materials. In this study, uniaxial fatigue models were used to predict fatigue properties based only on simple monotonic properties including ultimate tensile strength and Brinell hardness. Two existing models, the Bäumel–Seeger uniform material law and the Roessle–Fatemi hardness method, were employed and extended to include the effects of test temperature, neutron irradiation fluence, irradiation-induced helium and irradiation-induced swellings on fatigue life of austenitic stainless steels. The proposed models provided reasonable fatigue life predictions compared with the experimental data for all selected materials.     

Impact of friction stir welding on recrystallization of oxide dispersion strengthened ferritic steel

Oxide dispersion strengthened (ODS) steels can be used as the structural materials in the future fusion reactors and the fuel cladding materials in the advanced fission reactors. However, the weldability of ODS steels is a severe problem. In the present study, defect-free joints of the 15Cr-ODS ferritic steel were achieved by friction stir welding at different rotation speeds. The recrystallization, hardness and tensile properties are highly related with the rotation speed of the stir tool. The higher rotation speed results in coarser grains in the top SZ, while the grain size exhibits more complicated relation with the rotation speed in the SZ center. The joint welded at 250 rpm exhibits a maximum tensile strength of 974 MPa that reaches about 84% of that of the base metal.     

Embrittlement and fracture toughness of highly irradiated austenitic steels for vessel internals of WWER type reactors. Part 2. Relation between irradiation swelling and irradiation embrittlement. Physical and mechanical behavior

The mechanical test results and fractographic observations reported in Part 1 are discussed from the standpoint of possible fracture mechanisms in austenitic steels subjected to intensive neutron irradiation. We put forward the mechanisms that relate the γ →α-transformation to the occurrence of a ductile–brittle transition in the irradiated austenitic steels and presents a criterion that defines the irradiation conditions whereby the γ →α-transformation leads to the ductile–brittle transition. Some possible reasons for the deterioration of the material ultimate strength at a very high (above 20%) level of swelling are discussed.     

ODS ferritic steel engineered with bimodal grain size for high strength and ductility

An attractive way to enhance the ductility of ODS ferritic steels is to develop an alloy with a bimodal grain size distribution, in which the micron-sized coarse grains provide high ductility. The nanometer-sized fine grains enhance the tensile strength. The microstructures were obtained by blending the gas-atomized powders and mechanical alloyed powders, followed by hot forging and annealing. The homogeneously distributed nanometer-sized oxide nanoparticles can also be detected. Mechanical properties tests revealed a great improvement in ductility in comparison with other ODS ferritic steels, and high strength over the whole range of test temperatures, owing to the fine grains and oxide nanoparticles. The combination of high ductility and high strength makes this ODS ferritic steel much promising in high-temperature application.