赵熹等：一种铅基快堆用高硅不锈钢的热处理工艺优化及铅铋相容性研究 ·1489 (SSRT)in LBE.The heat treatment results show that 11Cr-1Si steel obtains a good combination of high strength and toughness after quenching at 950 C and tempering at 750 C.11Cr-1Si steel was found to have good LBE corrosion resistance after exposure in static LBE for 3368 h,with a sufficiently low oxidation rate and a continuous and compact surface oxide layer,which protect the base metal of 11Cr-1Si from LBE penetration.The SSRT results show that the ductility of 11Cr-1Si in contact with LBE is sensitive to temperature, with loss of ductility observed at350℃and400℃，but not at450℃. KEY WORDS LFR:ferritic/martensitic steel;heat treatment;LBE corrosion;liquid metal embrittlement 铅基快堆(Lead-cooled fast reactor,,LFR)是第 种具有良好耐腐蚀性能和高温力学性能的铅基快 四代核能系统六种堆型之一，有望率先达到工业 堆包壳结构材料11Cr-1Si铁素体/马氏体不锈钢 示范阶段川.LFR堆芯结构特别是燃料包壳面临苛 本文将对11Cr-1Si不锈钢的热处理组织、力学性 刻的服役环境，高温、高辐照损伤、高流速液态重 能和铅铋相容性进行研究 金属腐蚀等因素的综合作用会导致材料在服役过 程中遭到严重的损伤破坏，从而对快堆系统的安 1材料制备及研究方法 全稳定运行造成严重影响.因此，研究适用于铅 1.1成分设计 基快堆的堆芯结构材料成为国际上LFR项目相关 液态重金属环境中结构材料腐蚀过程为包含 的各核能研究机构重点攻关的研究方向之一 合金元素溶解、表面氧化、侵蚀和磨蚀等表现形 目前铅基快堆结构材料选型主要针对以下三 式的物理或物理化学过程.有研究表明，在含氧环 个方向：以316L、15-15Ti为代表的奥氏体不锈 境中Sⅰ元素能够与氧结合形成致密的连续氧化 钢、以T91、EP823为代表的铁素体/马氏体不锈钢 膜，将结构材料与冷却剂隔离，降低材料氧化速 和基于传统不锈钢研制的氧化物弥散强化不锈钢 率，抑制基体合金元素向液态重金属中溶解，大幅 (Oxide dispersion strengthened steel,ODS)1351. 提升钢的抗腐蚀能力)但是Sⅰ元素是铁素体形 体不锈钢具有良好的抗腐蚀性能、高温力学性能 成元素，大量添加会导致合金强度下降，脆性和焊 和可加工性能，此前已被广泛应用于石油、化工和 接热裂倾向增加，并且在辐照后可能析出含Si的 核电领域.但是由于含有较高比例的Ni元素，在 有害相，因此一般需要控制Si元素的质量分数不 超过550℃的液态重金属环境内会发生严重的溶 超过2% 解腐蚀(N元素在高温液态重金属中具有很高的 根据此前的研究结果，912 Cr CNS系列不锈 溶解度)，并且抗辐照肿胀性能较差.铁素体/马氏 钢在液态铅铋中存在氧化速率较快，表面氧化膜 体不锈钢具有优良的抗辐照性能，并且合金组分 强度和结合力较低等问题本文采用的11Cr-1Si 中Ni元素含量较少，因此相比奥氏体不锈钢具有 不锈钢是在9/12 Cr CNS不锈钢的基础上优化成分 更好的抗严重溶解腐蚀的特性，但是存在高温强 后通过真空熔炼制备而成.成分设计主要包括提 度偏低、液态金属致脆和辐照导致的韧脆转变温 升了Si元素含量，同时适当调整了Cr、Ni、Mo、W、 度(DBTT)上升等问题.在铁素体/马氏体不锈钢 Mn等合金元素比例，在提升抗腐蚀性能的同时希 基础上采用粉末冶金工艺开发的ODS钢，具有优 望保持良好的力学性能和抗辐照性能，具体合金 良的高温蠕变强度和抗辐照肿胀性能，但目前还 元素对照如表1所示 处于早期研发阶段，制备工艺复杂、成本高昂且仍 然存在铁素体/马氏体不锈钢的一些缺陷问题，距 表19/12 Cr CNS和11Cr-1Si不锈钢主要合金元素对照 离实际应用还有一段距离.针对未来铅基快堆 Table 1 Chemical composition of 9/12Cr CNS and 11Cr-1Si steels 600℃以上的堆芯环境，总体来讲铁素体/马氏体 Chemical composition(mass fraction)/% 不锈钢及其ODS钢具有更大的研发潜力，通过调 Material Fe Cr Ni Mo W Mn V Si Ti 整合金成分组成和制备工艺，能够提升其高温强 11Cr-1 Si Bal.10.870.690.730.610.810.300.910.07 度及与液态重金属的相容性，满足铅基快堆堆芯 9Cr CNS Bal.9.5500.481.210.60.260.050.05 结构材料性能需求 12 Cr CNS Bal.12.001.01.11.0020.150.03 中广核研究院联合北京科技大学，在北京科 技大学9/12 Cr CNS系列铁素体/马氏体不锈钢的 11Cr-1Si钢采用真空感应熔炼铸造工艺制 基础上，通过成分优化与制备工艺改进，制备出一 备，具体工艺流程为：(1)将工业纯铁加入坩埚，抽(SSRT) in LBE. The heat treatment results show that 11Cr−1Si steel obtains a good combination of high strength and toughness after quenching at 950 ℃ and tempering at 750 ℃. 11Cr−1Si steel was found to have good LBE corrosion resistance after exposure in static LBE for 3368 h, with a sufficiently low oxidation rate and a continuous and compact surface oxide layer, which protect the base metal of 11Cr−1Si from LBE penetration. The SSRT results show that the ductility of 11Cr−1Si in contact with LBE is sensitive to temperature, with loss of ductility observed at 350 ℃ and 400 ℃, but not at 450 ℃. KEY WORDS    LFR；ferritic/martensitic steel；heat treatment；LBE corrosion；liquid metal embrittlement 铅基快堆（Lead-cooled fast reactor, LFR）是第 四代核能系统六种堆型之一，有望率先达到工业 示范阶段[1] . LFR 堆芯结构特别是燃料包壳面临苛 刻的服役环境，高温、高辐照损伤、高流速液态重 金属腐蚀等因素的综合作用会导致材料在服役过 程中遭到严重的损伤破坏，从而对快堆系统的安 全稳定运行造成严重影响[2] . 因此，研究适用于铅 基快堆的堆芯结构材料成为国际上 LFR 项目相关 的各核能研究机构重点攻关的研究方向之一. 目前铅基快堆结构材料选型主要针对以下三 个方向：以 316L、 15−15Ti 为代表的奥氏体不锈 钢、以 T91、EP823 为代表的铁素体/马氏体不锈钢 和基于传统不锈钢研制的氧化物弥散强化不锈钢 （Oxide dispersion strengthened steel, ODS） [3−5] . 奥氏 体不锈钢具有良好的抗腐蚀性能、高温力学性能 和可加工性能，此前已被广泛应用于石油、化工和 核电领域[6] . 但是由于含有较高比例的 Ni 元素，在 超过 550 ℃ 的液态重金属环境内会发生严重的溶 解腐蚀（Ni 元素在高温液态重金属中具有很高的 溶解度），并且抗辐照肿胀性能较差. 铁素体/马氏 体不锈钢具有优良的抗辐照性能，并且合金组分 中 Ni 元素含量较少，因此相比奥氏体不锈钢具有 更好的抗严重溶解腐蚀的特性，但是存在高温强 度偏低、液态金属致脆和辐照导致的韧脆转变温 度（DBTT）上升等问题. 在铁素体/马氏体不锈钢 基础上采用粉末冶金工艺开发的 ODS 钢，具有优 良的高温蠕变强度和抗辐照肿胀性能，但目前还 处于早期研发阶段，制备工艺复杂、成本高昂且仍 然存在铁素体/马氏体不锈钢的一些缺陷问题，距 离实际应用还有一段距离. 针对未来铅基快堆 600 ℃ 以上的堆芯环境，总体来讲铁素体/马氏体 不锈钢及其 ODS 钢具有更大的研发潜力，通过调 整合金成分组成和制备工艺，能够提升其高温强 度及与液态重金属的相容性，满足铅基快堆堆芯 结构材料性能需求. 中广核研究院联合北京科技大学，在北京科 技大学 9/12Cr CNS 系列铁素体/马氏体不锈钢的 基础上，通过成分优化与制备工艺改进，制备出一 种具有良好耐腐蚀性能和高温力学性能的铅基快 堆包壳结构材料 11Cr−1Si 铁素体/马氏体不锈钢. 本文将对 11Cr−1Si 不锈钢的热处理组织、力学性 能和铅铋相容性进行研究. 1    材料制备及研究方法 1.1    成分设计 液态重金属环境中结构材料腐蚀过程为包含 合金元素溶解、表面氧化、侵蚀和磨蚀等表现形 式的物理或物理化学过程. 有研究表明，在含氧环 境中 Si 元素能够与氧结合形成致密的连续氧化 膜，将结构材料与冷却剂隔离，降低材料氧化速 率，抑制基体合金元素向液态重金属中溶解，大幅 提升钢的抗腐蚀能力[7] . 但是 Si 元素是铁素体形 成元素，大量添加会导致合金强度下降，脆性和焊 接热裂倾向增加，并且在辐照后可能析出含 Si 的 有害相，因此一般需要控制 Si 元素的质量分数不 超过 2%. 根据此前的研究结果，9/12Cr CNS 系列不锈 钢在液态铅铋中存在氧化速率较快，表面氧化膜 强度和结合力较低等问题[8] . 本文采用的 11Cr−1Si 不锈钢是在 9/12Cr CNS 不锈钢的基础上优化成分 后通过真空熔炼制备而成. 成分设计主要包括提 升了 Si 元素含量，同时适当调整了 Cr、Ni、Mo、W、 Mn 等合金元素比例，在提升抗腐蚀性能的同时希 望保持良好的力学性能和抗辐照性能，具体合金 元素对照如表 1 所示. 11Cr−1Si 钢采用真空感应熔炼铸造工艺制 备，具体工艺流程为：（1）将工业纯铁加入坩埚，抽 表 1    9/12Cr CNS 和 11Cr−1Si 不锈钢主要合金元素对照 Table 1    Chemical composition of 9/12Cr CNS and 11Cr−1Si steels Material Chemical composition (mass fraction) /% Fe Cr Ni Mo W Mn V Si Ti 11Cr−1Si Bal. 10.87 0.69 0.73 0.61 0.81 0.30 0.91 0.07 9Cr CNS Bal. 9.55 0 0.48 1.21 0.6 0.26 0.05 0.05 12Cr CNS Bal. 12.0 0 1.0 1.1 1.0 0.2 0.15 0.03 赵    熹等： 一种铅基快堆用高硅不锈钢的热处理工艺优化及铅铋相容性研究 · 1489 ·