氧化物彌散強化鐵素體鋼研制取得新進展

　　近期，中國科學院合肥物質科學研究院固體物理研究所內耗與固體缺陷研究室核材料研究團隊在核反應堆結構材料——氧化物彌散強化（Oxide Dispersion Strengthened，ODS）鐵素體鋼（以下簡稱ODS鋼）研究方面取得新進展，相關研究成果發表在《合金與化合物》（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《材料與設計》（Materials and Design, 2016, 89, 1171-1180）上。

　　ODS鋼由于具有優異的高溫力學性能、低的輻照腫脹率、良好的抗氧化性，有望用作新一代先進核反應堆包殼管的候選材料以及未來聚變堆的結構材料。而在各種反應堆中，包殼材料處于高溫、高壓和強中子輻照、液態金屬腐蝕等惡劣工況條件，這就需要結構材料具有更加優異的表面熱負荷承載能力、抗腐蝕能力和抗輻照損傷性能。

　　為此，固體所的研究團隊通過研究，獲得了組分及熱處理工藝對彌散相尺寸及樣品相對密度的影響規律，結合溶膠凝膠法、熱等靜壓以及熱鍛/熱軋等方法，對制備工藝進行探索和優化，制備了10公斤級ODS鋼材，所獲得的ODS鋼具有納米級的晶粒結構（尺寸小于400 nm晶粒占總數的65%）（圖1），并表現出優異的高溫強度和塑性（在600°C下，抗拉強度: 611MPa；總延伸率: 23%）。同時根據ODS鋼在加速器驅動次臨界系統中的應用需求，設計并制備了抗液態金屬腐蝕的含微量Al、Zr元素的新型ODS鋼。該ODS鋼在600℃的靜態高溫鉛鉍合金中腐蝕長達1000小時后，僅在表面出現8微米厚的致密氧化鋁膜，表現出了優異的抗液態鉛鉍腐蝕性能。

　　在此研究基礎之上，研究團隊通過He離子輻照實驗來模擬ODS鋼的抗輻照能力，基于SRIM軟件及Nix-Gao模型擬合（圖2），利用透射電鏡、納米壓痕儀及正電子湮滅技術等手段，對比研究了普通及新型ODS鋼的輻照硬化程度及輻照缺陷種類，得出了含鋁/鋯-ODS鋼在He離子轟擊下近表面主要以空位型缺陷為主并造成更嚴重輻照硬化這一結論，這對評估ODS鋼的輻照損傷程度具有指導意義。此外，研究團隊將3D打印技術應用于核結構材料的開發和制備，利用先進的電子束區域熔煉技術，優化熔池溫度、掃描速度等工藝參數，制備出了含有與堆積方向平行的柱狀晶的ODS鋼錠（圖3）。因為熔化及冷卻的過程非常快，彌散相并未發生聚集和長大，保持了原有納米級尺寸，使得試樣在平行于堆積方向的力學性能更為優異。該項工作為制備新型的阻氚、抗腐蝕的梯度涂層打下基礎。

　　上述研究工作得到了國家磁約束核聚變專項、國家自然科學基金及合肥大科學中心精進用戶等項目資助。