不锈钢由于具有良好的机械性能和应力腐蚀抗性，广泛应用于核电站关键设备的制造。但不锈钢长期在288-340℃的核电高温高压水环境中服役，同时又有中子辐照的作用，其微观组织可能会发生变化，出现脆化硬化以及应力腐蚀抗性降低等问题，即核电站的热老化问题，材料的脆性增加导致部件具有潜在的突然断裂失效的问题，从而会影响核电站的安全运行。目前已有关于核用不锈钢因为热老化脆化而发生断裂的相关报道。近期，重点实验室与上海核工程研究设计院合作，在中国科学院青年创新促进会（2022187）、中科院人才计划和重大工程材料服役安全研究评价设施开放项目基金（MSAF-2020-003）的联合支持下，研究了热老化对控制棒驱动机构用410S铁素体不锈钢微观结构和力学性能的影响。对410S在400℃空气环境开展了长达10000h的加速热老化实验，对老化后试样的微观结构和力学性能进行了表征。结果表明，材料中的M₂₃C₆碳化物在早期（<3000 h）比较稳定，而在后期（3000-10000 h）发生奥斯瓦尔德熟化。随着热老化时间的延长，富铬α′相首先在晶界附近形核，然后转向晶粒内部。在热老化时间小于3000h时，由于晶界附近α相的数量比例较低，材料的硬度和强度基本不变，但α′相析出引起的晶界局部脆化却导致冲击功和延伸率降低。热老化时间长达10000 h时，由于α′相所占数量比例升高，使硬度和强度略有提高。α′相的持续析出和长大以及碳化物的粗化共同导致冲击功和延伸率持续降低。此外，α′相的形核与长大导致410S中自由Cr原子的浓度降低，也使得动态应变时效（DSA）的类型从B型转为A型并增加了DSA的孕育时间和降低了DSA范围。以上研究结果表明，与其他核用不锈钢相比，410S不锈钢的拉伸性能和硬度具有较高的热老化稳定性。相关研究结果已在材料科学领域权威期刊《Materials Science and Engineering: A》上发表：Effect of thermal aging on the microstructure and mechanical property of 410S ferritic stainless steel，Materials Science and Engineering: A, 856, 2022, 143952。