中国科学院核用材料与安全评价重点实验室
联系我们  了解金属所
当前栏目:科研进展 回到首页
高温长时条件下含Mo高Si奥氏体不锈钢中的析出行为
2023-08-11  |          【 】【打印】【关闭

  铅冷快堆是第四代核能系统中候选堆型之一,为了满足铅冷快堆结构材料对高温力学性能和耐液态铅铋腐蚀能力的严苛要求,设计了一种新型含MoSi奥氏体不锈钢。然而,Si元素会促进奥氏体不锈钢中的复杂析出相在高温服役过程中析出。研究发现:实验钢在650时效3000h后,一种富Mo的金属间化合物χ相,不仅沿晶界析出,还以先析出的纳米NbC为形核质点呈条状析出。χ相的析出降低了实验钢的塑韧性,但对强度损害较小。热力学与动力学计算结果表明,Si元素不仅会在χ相中富集,而且会扩大χ相的析出温度区间,加速χ相的析出。该研究加深了对高Si奥氏体不锈钢在高温长时极端条件下组织演变规律的认识,相关结果已发表:Journal of Materials Research and Technology, 23 (2023) 4280–4292 

图1 χ相在晶界及晶内析出形貌

 

图2 力学性能及热力学与动力学计算

 

(核能系统用耐热钢研究组 供稿)

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

版权所有 中国科学院金属研究所 辽ICP备05005387号
地址: 沈阳市沈河区文化路72号 邮编: 110016