核能时代的材料挑战 第四代核裂变反应堆和未来聚变反应堆等结构材料,需要承受长期高温、高应力、强中子辐照等极端环境。传统的铁素体/马氏体钢难以胜任高达到700 ℃的高温及强中子辐照。 氧化物弥散强化(ODS)钢通过在钢基体中弥散分布大量纳米级氧化物颗粒,显著提高了高温强度和抗辐照能力,成为最有前景的候选材料之一。 然而,现有ODS钢普遍存在一个问题:强度高但韧性差。例如,许多ODS钢的室温抗拉强度可达900 MPa以上,但归一化冲击功(冲击功J/截面面积cm²)往往只有30 J/cm²左右,甚至更低。这种“强而脆”的特点一定程度上限制了其工程应用。 此外,在长时间高温服役过程中,当纳米氧化物钉扎力不足而容易导致晶粒粗化且位错发生显著回复,导致性能下降。如何同时获得高强度、高韧性和优异的高温稳定性,是ODS钢设计的核心难题。 设计思路:给纳米颗粒穿上“外衣” 研究团队提出了一种全新的设计策略:在纳米氧化物外面包裹一层稳定的氮化物外壳,形成核壳结构。 具体方案: 超低碳设计:碳含量仅0.019 wt.%,避免晶间形成粗大且高温易粗化的M₂₃C₆碳化物,提高材料的塑韧性。 核心氧化物:添加Y₂O₃和Ta,经热等静压后形成Y₃TaO₇氧化物。Y、Ta和O的结合力最强,优先成核。 外壳氮化物:添加V和N,在后续回火处理中,VN依附氧化物表面析出以降低形成能,形成外壳。 完全共格:通过精确的成分与工艺控制,使核壳颗粒与铁素体基体原子排列完全匹配(共格界面),界面能极低。 为什么选择VN作为外壳?计算表明,VN的形成焓(绝对值)较高,且V与N的亲和力强。VN外壳具有高热稳定性,并且能有效阻挡核心元素向外扩散。 微观揭秘:核壳结构长什么样? 经过粉末机械球磨、热等静压、热轧、正火和回火处理后的9Cr-ODS钢,微观组织呈现典型的回火马氏体结构,晶粒尺寸约0.89 μm,位错密度高达1.6×10¹⁵ m⁻²。 关键的是,基体中均匀分布着大量纳米颗粒。通过高分辨透射电镜和能谱分析,可以清晰看到: 核:直径约4-5 nm,富含Y、Ta、O,晶体结构为Y₃TaO₇(三方晶系)。 壳:厚度仅1-2 nm,富含V、N,晶体结构为VN(面心立方)。 整体尺寸:平均直径6.5 nm,数密度约1.0×10²³ m⁻³。 界面关系:核壳颗粒与基体完全共格,即使在直径25 nm的大颗粒上也是如此(通常氧化物在超过5 nm时就可能失去共格性)。 这种完美共格界面,是材料获得高韧性及高稳定性的关键。 性能实测:强韧兼得,高温不“腿软” 室温性能 屈服强度:932 MPa 抗拉强度:1028 MPa 总延伸率:14.8% 夏比V冲击功:87.5 J/cm² 与文献中报道的其他ODS钢相比(如EUROFER-0.3Y₂O₃冲击功约36 J/cm²,14Cr-ODS冲击韧性仅6.6 J/cm²),本研究的9Cr-ODS钢在保持高强度的同时,夏比V冲击功提高了2到10倍,实现了优异的强韧性平衡。 高温性能 在700 °C下进行拉伸测试,屈服强度和抗拉强度分别为196和261 MPa,延伸率15.2%,仍具有可用强度。 为什么这么稳?——核壳结构的秘密 为了检验高温长期稳定性,将材料在700 °C下老化15000 h(相当于连续运行近两年)。结果令人惊叹: 晶粒尺寸:老化前0.89 μm,老化后0.90 μm,几乎不变。 位错密度:从1.61×10¹⁵降至1.55×10¹⁵ m⁻²,仅轻微降低。 纳米颗粒:平均尺寸从6.5 nm变为6.7 nm,数密度从1.04×10²³变为0.99×10²³ m⁻³,无显著粗化。 核壳结构:老化后依然清晰可辨,成分和晶体结构保持不变。 力学性能:硬度和拉伸强度(室温及700 °C)几乎无衰减,延伸率也保持稳定。 相比之下,传统铁/马耐热钢在超过550 ℃会发生明显回复软化,而国内大部分报道ODS钢在类似700 ℃条件下强度会下降20%-30%。为何本研究中的材料如此稳定?主要有两个原因: 1. VN外壳的扩散屏障作用 计算表明,Y、Ta、O原子在VN中的扩散系数远低于在铁素体基体中。VN外壳像一层“盔甲”,阻碍了核心氧化物中的原子向外扩散,从而抑制了颗粒粗化。 2. 共格界面的低界面能 共格界面的界面能远低于非共格或半共格界面,吉布斯-汤姆逊效应弱,热力学上更不易长大。 此外,高密度、高稳定性的纳米颗粒强烈钉扎晶界和位错,阻止了晶粒长大和位错回复,从而保证了高温力学性能的稳定性。 展望:为下一代核反应堆保驾护航 这项研究首次在9Cr-ODS钢中成功实现了完全共格的Y₃TaO₇/VN核壳纳米颗粒,并验证了其卓越的强韧性匹配和超常的高温稳定性。 核壳结构带来的多重优势: 强韧兼得:共格界面避免应力集中,优化塑韧性,同时提供强化。 热稳定:氧化物和氮化物本身均具有高稳定性,而VN壳进一步阻挡扩散,降低粗化驱动力。 抗辐照潜力:高密度且弥散分布的纳米氧化物和氮化物本身都具有良好的抗辐照性能,共格界面的核壳结构进一步有效捕获辐照缺陷。初步离子辐照实验显示极低的肿胀率(0.004% at 70 dpa)。 未来,这种核壳纳米颗粒设计策略有望推广到其他ODS钢体系,为第四代核裂变反应堆、加速器驱动次临界系统及聚变反应堆等极端环境下的结构材料提供全新解决方案。 图片解析 图 7:老化后9Cr-ODS钢的TEM图像:(a-c) 晶粒/亚晶形貌,(d-f) 纳米颗粒,(g-i) 纳米颗粒钉扎位错或晶粒/亚晶界。(a, d, g) 700°C/3000 h,(b, e, h) 700 °C/12,000 h,(c, f, i) 700 °C/15,000 h。 作者简介 李艳芬(通讯作者):中国科学院金属研究所研究员、博士生导师、“海外引进优秀学者”,担任中国核学会辐照效应分会理事等。曾在日本国立核聚变科学研究所及东北大学金属材料研究所留学工作10年。长期从事核用高性能结构材料的基础与应用研究,材料包括ODS合金、铁/马钢及奥氏体钢等,内容涉及合金优化设计、制备关键技术、微观组织演化、服役性能(力学、特殊介质腐蚀和辐照损伤)测试评价及产品研发等。主持/参与承担国家自然科学基金项目、国家磁约束核聚变能发展研究专项、国家科工局核技术开发项目、中国科学院先导A类项目及中核集团横向项目等二十余项。在Acta Materialia、Journal of Materials Science & Technology、Materials Science and Engineering: A、Journal of Nuclear Materials等学术期刊发表论文100余篇,授权国家发明专利20余项。研发的聚变堆用低活化ODS钢经受500℃/14dpa入堆中子辐照后力学性能优异达到国际先进水平,研发的特种耐蚀奥氏体不锈钢实现了国产化并预期在乏燃料后处理关键领域得到应用。 联系方式:yfli@imr.ac.cn 引用本文 Yaozhi Li, Qitao Wang, Xinle Li, Mengjie Yin, Xiang Rui, Kepeng Song, Yanfen Li, J. Mater. Sci. Technol. 255 (2026) 33-46. https://doi.org/10.1016/j.jmst.2025.08.035.
图 2:EBSD分析结果:(a) IPF图,(b) GND图,(c) 晶粒尺寸分布直方图,(d) 位错密度直方图。
图 3:9Cr-ODS钢经正火+回火处理后的TEM图像:(a) 晶粒和位错形貌,(b) 纳米颗粒,(c) 由(b)中更高放大倍数显示的纳米颗粒对晶界的钉扎作用。
图 4:9Cr-ODS钢经正火+回火处理后典型纳米颗粒的分析:(a) TEM图像,(b) 来自(a)的HRTEM图像,(c) 相应的带标定的FFT滤波图像,(d) EDS元素面分布图,(e) 沿(a)中红线的EDS元素线分布图。
图 5:EBSD分析结果:(a–c) IPF图和(d–f) GND图。(a, d) 700 °C/3000 h,(b, e) 700 °C/12,000 h,(c, f) 700 °C/15,000 h。
图 6:微观结构参数在老化过程中的演变:(a)平均晶粒尺寸;(b)晶粒尺寸分布;(c) 晶界密度变化;(d) 位错密度变化。
图 8:700 °C老化过程中纳米颗粒平均尺寸和数密度的演变。
图 9:700 °C老化15,000 h后纳米颗粒的化学成分分析:(a) 纳米颗粒的STEM显微照片和EDS元素面分布图;(b) 沿(a)中红线对两个纳米颗粒的EDS元素线分布图。
图 10:700 °C老化15,000 h后纳米颗粒的HRTEM分析:(a, d) HRTEM图像,(b, e) 从(a, b)中选取的局部放大图像及测量结果,(c, f) 相应的带标定的FFT滤波图像。
图 11:力学性能随老化时间的变化:(a) 硬度,(b) 室温和700 °C下的抗拉强度,(c) 室温和700 °C下的总延伸率。
图 12:本工作中的9Cr-ODS钢与文献中典型钢的拉伸性能热稳定性比较:(a, b)室温;(c, d)高温。(a, c) 老化后与老化前抗拉强度之比;(b, d) 老化后与老化前总延伸率之比。
图 13:典型纳米颗粒的形成焓:(a) 氧化物,(b) 氮化物。
图 15:本工作中的9Cr-ODS钢与文献中其他ODS钢在室温强度及冲击功方面的对比。
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