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4.3 本章小结 23
5 热处理对力学性能的影响 25
5.1 不同固溶温度对硬度的影响 25
5.2 热处理对拉伸性能的影响 26
5.3 最佳热处理工艺下的XRD分析 28
5.4 本章小结 28
6 最佳热处理工艺下实验钢的蠕变性能 29
6.1 蠕变曲线 29
6.2 蠕变参数 29
6.3 应力因子的推算 30
6.4 蠕变断口分析 31
6.5 本章小结 31
结论 32
致谢 33
参考文献 34
1 绪论
1.1 研究意义
传统能源的使用让气候环境不断恶化，节能减排势在必行，所以可再生能源和核电越来越得到各国的支持和发展。作为典型清洁能源的核电，已经在欧美和日本广泛发展，我国也不例外。核能的经济和技术可靠性在当前国际上使用反应堆设备中得到验证，因此有非常重要的作用。清洁、经济可行的核能技术，能够大规模的代替燃煤发电，控制温室效应解决我国资源短缺的问题，并且优化能源结构，实现科学发展。
材料问题是制约未来先进核能发展的主要瓶颈之一，决定着核能系统的可行性、安全性和经济性。1946年费米就提出“核技术的成败取决于材料在反应堆强辐射场下的行为”，人类对裂变核能的长期应用研究过程也证明了材料的重要性。因此研究在高温、高压环境中长时间服役的耐热材料是必须的。低活化铁素体-马氏体钢作为耐热钢已经得到应用，但是这种钢，在高温服役时性能的稳定性特别是力学性能的稳定性，是制约其应用的关键因素。因此对于马氏体钢室温条件下组织和性能的以及高温蠕变性能的研究具有重要意义。
下面介绍低活化马氏体钢的发展概况及其性能特点。
1.2 低活化马氏体钢发展概况
低活化材料指的是经过长达几年的辐照，材料的放射性主要来自于寿命较短的放射性核素。这样, 低活化对的合金材料经过放置300年后，其的放射性会减弱，达到人工处置的标准 [1]。低活化钢和普通钢相比的不同点是，添加W、Ta、V或Ti和Mn而不是普通钢中的Mo、Nb和Ni,使其具有低活化特性。另外, 低活化钢具有抗辐照肿胀、耐液态金属（如Pb-Li、Pb-Bi、Na等)腐蚀等特性, 同时其热导性能远优于316不锈钢(即316ss), 疲劳特性与316ss相当, 虽然其高温下抗蠕变特性弱于316ss, 但可通过在其中适量加人nm级氧化物弥散颗粒(如Y2O3)。即可极大地提高其高温下的力学性能, 因此国际上给予了高度重视[2]。
对铁素体马氏体钢的研究最早起于25年前[3]。当时考虑的铁素体马氏体钢是Cr-Mo钢（如改进型9Cr-1Mo钢)。由于长放射性核素 (如Mo、Nb)会造成的不良影响,欧洲、日本、美国在1980年前后开始了对低活化钢的研究, 主要是通过W、V代替合金元素Mo、Nb来改善材料的性能 [4]。目前研究的钢主要有两种Fe- Cr-Mo钢及Fe-Cr-W钢。前者成分主要为Fe- (8-12)Cr-(1-2)Mo, 主要的优化方式是通过改变其中的Mo、Ni、Nb、W、V、Ta含量,改善其的低活化特性。对于Cr含量的控制比较复杂，综合考虑辐照实验的结果和DBTT变化，7%-9%Cr是最优化选择。Fe-Cr-W钢的合金性能类似于或优于Fe- Cr-Mo钢,由辐照引起的变化也比Fe- Cr-Mo钢小[5]。多年的研究结果显示，低活化钢具有的优良的性能，能够满足
未来DEMO示范堆和第一代聚变动力堆的要求，是未来的最佳核反应堆结构材料。
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