SIMP系列耐热钢组织结构与热处理制度的研究(2)
结论40
致谢41
参考文献42
1 绪论
1.1 核电的发展
自1951 年 12月美国实验增殖堆 1 号（EBR-1）首次利用核能发电以来，世界核电迄今为止已有60 多年的发展历史[1]。核电具有清洁、经济、可靠等优点，
是可大规模持续供应的重要能源。截止到 2005 年年底，全世界核电运行机组共有 440 多台， 其发电量约占世界发电总量的16%[1]
。 根据国家中长期规划， 至 2020
年，我国核电的总装机容量将达到 36~40GW，占总发电量的 4~6%，至 2050 年将达 240GW，占总发电量的 20%[2]
。由此可见，核电的发展前景十分可观。
核废料是核电系统的两大难题之一。为了解决该难题，国际上提出了加速器
驱动次临界系统（ADS=Accelerator Driven System）的构想。其工作原理是利
用加速器加速后的质子流轰击靶材产生的高通量中子流作为中子源， 注入次临界
堆中，使核废物嬗变成短寿命的核素并释放出大量能量。
1.2 ADS 候选材料马氏体耐热钢的性能要求
加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Subcritical)主要由高能质
子加速器、靶材和铅铋冷却次临界反应堆构成。在已有核能系统的基础上，ADS
系统在靶材料方面进行了新的设计，即用液态Pb-BI（45%Pb-55%Bi）合金替换
普通靶材。 因而 ADS 系统结构材料不仅需具备传统核能系统结构材料所具备的耐
高温、抗高通量中子辐照的性能，还需同时具备优异的抗液态金属腐蚀的性能。
目前还没有一种可以同时满足这种性能要求的理想材料， 设计同时具有三种性能
的铁素体系结构材料是本课题研究所面临的一个巨大挑战。针对该领域，国际上
很多国家已经开展了研究，并对候选材料进行了初步选择，如欧洲和美国在研究
ADS 相关系统时，对于高负载部分，选用T91、HT9 马氏体钢，对于容器及其内
部结构件，则选用316L 奥氏体钢[3]。国际上着力于研究9~12%Cr 马氏体耐热钢作为 ADS系统候选结构材料[4]。
因此ADS 候选马氏体耐热钢应当具备以下性能：
1.抗辐射。能抗辐照肿胀、抗辐照脆化；2.低活化。中子半衰期短、活化截面小、吸收界面小；
3. 耐腐蚀。耐（液态金属、压水、氦气、熔盐等介质）的腐蚀、抗高温氧化等；
4. 力学性能优异。在高温应力条件下强度较高、韧塑性较好以及蠕变持久性能良好；
5. 加工性能良好。具有良好冶炼、加工、焊接等性能；
6. 成本低。
1.3 铁素体/马氏体耐热钢的发展
铁素体/马氏体耐热钢的发展历程如图 1.1 所示[5]
。其典型的化学成分如表
1.1 所示[5,6,7,8,9,10]
。 铁素体/马氏体耐热钢中主要含Cr、Mo、W、V、Nb、Ta、B、
Co 等合金元素。目前，世界上广泛研究的就是 2.25%Cr、9%Cr 和 12%Cr 这三个
系列的铁素体/马氏体耐热钢， 因为它们相比于其他系列的铁素体/马氏体耐热钢
具有更高的耐腐蚀性能和高温蠕变性能[11,12]
。9~12%Cr 系列马氏体耐热钢的发展实质主要是提高其持久强度，图 1.1 概
括了铁素体/马氏体耐热钢持久强度逐渐增高的发展历程[5]。第一阶段是通过增
强析出强化的效果来提高持久强度，主要方法是引入微合金化元素V、Nb 等形成
微细碳化物、碳氮化物，该措施使得蠕变断裂强度（或持久强度） （600℃/105h）
提高至100MPa；第二阶段通过增强固溶强化的效果来实现，措施是降Mo 增 W 或用 W 替代 Mo，该措施使得持久强度增至 140MPa；第三阶段是在增加强固溶强化
元素 W 的同时添加 Co、B，该措施使得铁素体/马氏体耐热钢的持久强度增至
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