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與現有壓水反應堆相比，第四代核電反應堆面臨著(zhù)服役溫度更高、強腐蝕介質(zhì)、輻照劑量更大的苛刻服役工況。堆容器、堆內構件作為承載冷卻劑和傳熱介質(zhì)的重要屏障，是設計壽期內不可更換的關(guān)鍵部件，其安全可靠性是反應堆安全運行的基礎。奧氏體不銹鋼大量用于鈉冷快堆、鉛鉍快堆等四代核電堆容器堆內構件的制造，其在服役工況下的穩定性直接決定了設備服役壽期，探究高溫組織穩定性機制是長(cháng)壽命奧氏體鋼研發(fā)的關(guān)鍵。

近期，中國科學(xué)院金屬研究所特種合金研究部在前期高溫δ鐵素體演變行為對奧氏體不銹鋼力學(xué)性能和腐蝕性能影響研究的基礎上（Metall. Mater. Trans. A,51 (2020) 2998; J. Mater. Sci. Technol.,114 (2022) 7;Mater. Charact.,211 (2024) 113930），進(jìn)一步揭示了服役溫度下新型硅增強奧氏體不銹鋼中高溫δ鐵素體分解的新機制。與傳統奧氏體不銹鋼中高溫δ鐵素體快速分解的現象不同，硅增強奧氏體不銹鋼中高溫δ鐵素體分解被抑制，取而代之的是誘發(fā)了相鄰奧氏體的分解（圖1）。首先，二次M₂₃C₆碳化物的優(yōu)先形成在消耗C含量的同時(shí)，會(huì )將Si排斥至周?chē)鷬W氏體，誘導富Si貧C微區內奧氏體向α鐵素體的轉變（圖2）。其次，二次M₂₃C₆碳化物粗化過(guò)程導致Ni和Si原子被逐漸排斥至M₂₃C₆/γ和M₂₃C₆/α界面，Ni和Si之間的強烈吸引作用，促進(jìn)了M₆C碳化物和G相的析出（圖3）。隨著(zhù)奧氏體分解的進(jìn)行，M₆C/α界面上較高的應變不相容導致脆性解理斷裂，顯著(zhù)降低合金沖擊韌性。這一新機制的澄清為耐強腐蝕介質(zhì)的長(cháng)壽命奧氏體不銹鋼研制提供了理論基礎。

相關(guān)結果以“Austenite decomposition behavior adjacent to δ-ferrite in a Si-modified Fe-Cr-Ni austenitic stainless steel during thermal aging at 550 °C”為題發(fā)表于A(yíng)cta Materialia 272 (2024) 119948。博士生謝昂為第一作者，陳勝虎研究員和戎利建研究員為共同通訊作者。該研究工作得到了國家自然科學(xué)基金、中核集團領(lǐng)創(chuàng )科研項目和中核集團青年英才項目的資助。

圖1. 高溫δ鐵素體相鄰奧氏體的分解過(guò)程

圖2. 高溫δ鐵素體周?chē)鶰₂₃C₆優(yōu)先形成導致富Si貧C微區的形成

圖3. M₂₃C₆粗化排斥Ni和Si原子誘導 M₆C的析出