工程科学学报.第42卷.第11期：1488-1498.2020年11月 Chinese Journal of Engineering,Vol.42,No.11:1488-1498,November 2020 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2019.11.19.002;http://cje.ustb.edu.cn 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 赵 熹，陈映雪2)，曾献2)，龚星)，张勇14四，般振国)，燕青芝) 1)中广核研究院有限公司，深圳5180312)北京科技大学材料科学与工程学院.北京1000833)深圳大学物理与光电工程学院，深圳 5180604)中国科学技术大学物理学院，合肥230026 区通信作者，E-mail:zhangyong_rfc@cgpc.com.cn 摘要针对自行制备的11C-1Si铁素体/马氏体不锈钢开展了热处理制度探索，及力学性能、铅铋环境静态腐蚀和应力腐 蚀行为研究.热处理研究结果表明，11Cr-1Si不锈钢在经过调质热处理后(950℃/60min+750℃/120min)能够在保证较高强 度的同时获得良好的韧性.500℃静态腐蚀结果表明，11Cr-1Si在经过3368h腐蚀后表面形成的氧化膜致密且连续.没有出 现开裂和脱落，并且整体氧化速率较缓慢，没有观察到铅铋向材料基体内的渗透，表现出良好的抗腐蚀性能.应力腐蚀实验 发现.11Cr-1Si不锈钢在350℃和400℃下存在本征脆化，但是在450℃下没有观察到铅铋致脆现象. 关键词铅基快堆：铁素体/马氏体不锈钢；热处理：铅铋腐蚀：液态金属致脆 分类号TG142.7 Heat-treatment optimization and heavy liquid metal compatibility of Si-enriched F/M steel for LFR structure application ZHAOXi,CHEN Ying-xue,ZENG Xian 2),GONG Xing,ZHANG Yong,YIN Zhen-guo,YAN Qing-zhi 1)China Nuclear Power Technology Research Institute,Shenzhen 518031,China 2)School of Materials Science and Engineering,University of Science and Technology Beijing,Beijing 100083,China 3)College of Physics and Optoelectronic Engineering,Shenzhen University,Shenzhen 518060,China 4)School of Physical Sciences,University of Science and Technology of China,Hefei 230026,China Corresponding author,E-mail:zhangyong_rfc@cgnpc.com.cn ABSTRACT The lead-cooled fast reactor(LFR)is one of six reactor concepts selected in the Generation IV Technology Roadmap and is perhaps the first to be applied commercially.Because the heavy liquid metal coolant has a severe corrosion effect on the core structure, the compatibility of the heavy liquid metal coolant and structural materials is recognized as a key limitation in the design and application of the LFR.Corrosion by heavy liquid metals such as liquid lead or lead-bismuth eutectic (LBE)is a physical or physical-chemical process involving surface oxidation,dissolution of material constituents,erosion corrosion,and fretting corrosion.Corrosion by heavy liquid metal can change the microstructure,composition,and surface morphology of structural materials,which will affect their mechanical and physical properties and lead to system failure.Currently,LFR research institutes are devoting great effort to the research and development of structural materials with good high-temperature mechanical properties and excellent corrosion and irradiation resistances.In this study,a series of experiments and analyses were performed on self-developed 11Cr-1Si ferritic/martensitic(F/M) steel,including heat treatment tests,mechanical tests,corrosion tests in static lead-bismuth eutectic (LBE),and slow strain-rate tests 收稿日期：2019-11-19 基金项目：国家自然科学基金大科学装置科学研究联合基金资助项目(U1932166)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 赵    熹1)，陈映雪2)，曾    献1,2)，龚    星3)，张    勇1,4) 苣，殷振国1)，燕青芝2) 1) 中广核研究院有限公司，深圳 518031    2) 北京科技大学材料科学与工程学院，北京 100083    3) 深圳大学物理与光电工程学院，深圳 518060    4) 中国科学技术大学物理学院，合肥 230026 苣通信作者，E-mail：zhangyong_rfc@cgnpc.com.cn 摘    要    针对自行制备的 11Cr−1Si 铁素体/马氏体不锈钢开展了热处理制度探索，及力学性能、铅铋环境静态腐蚀和应力腐 蚀行为研究. 热处理研究结果表明，11Cr−1Si 不锈钢在经过调质热处理后（950 ℃/60 min+750 ℃/120 min）能够在保证较高强 度的同时获得良好的韧性. 500 ℃ 静态腐蚀结果表明，11Cr−1Si 在经过 3368 h 腐蚀后表面形成的氧化膜致密且连续，没有出 现开裂和脱落，并且整体氧化速率较缓慢，没有观察到铅铋向材料基体内的渗透，表现出良好的抗腐蚀性能. 应力腐蚀实验 发现，11Cr−1Si 不锈钢在 350 ℃ 和 400 ℃ 下存在本征脆化，但是在 450 ℃ 下没有观察到铅铋致脆现象. 关键词    铅基快堆；铁素体/马氏体不锈钢；热处理；铅铋腐蚀；液态金属致脆 分类号    TG142.7 Heat-treatment  optimization  and  heavy  liquid  metal  compatibility  of  Si-enriched  F/M steel for LFR structure application ZHAO Xi1) ，CHEN Ying-xue2) ，ZENG Xian1,2) ，GONG Xing3) ，ZHANG Yong1,4) 苣 ，YIN Zhen-guo1) ，YAN Qing-zhi2) 1) China Nuclear Power Technology Research Institute, Shenzhen 518031, China 2) School of Materials Science and Engineering, University of Science and Technology Beijing, Beijing 100083, China 3) College of Physics and Optoelectronic Engineering, Shenzhen University, Shenzhen 518060, China 4) School of Physical Sciences, University of Science and Technology of China, Hefei 230026, China 苣 Corresponding author, E-mail: zhangyong_rfc@cgnpc.com.cn ABSTRACT    The lead-cooled fast reactor (LFR) is one of six reactor concepts selected in the Generation IV Technology Roadmap and is perhaps the first to be applied commercially. Because the heavy liquid metal coolant has a severe corrosion effect on the core structure, the compatibility of the heavy liquid metal coolant and structural materials is recognized as a key limitation in the design and application of the LFR. Corrosion by heavy liquid metals such as liquid lead or lead –bismuth eutectic (LBE) is a physical or physical –chemical process involving surface oxidation, dissolution of material constituents, erosion corrosion, and fretting corrosion. Corrosion by heavy liquid  metal  can  change  the  microstructure,  composition,  and  surface  morphology  of  structural  materials,  which  will  affect  their mechanical and physical properties and lead to system failure. Currently, LFR research institutes are devoting great effort to the research and  development  of  structural  materials  with  good  high-temperature  mechanical  properties  and  excellent  corrosion  and  irradiation resistances. In this study, a series of experiments and analyses were performed on self-developed 11Cr−1Si ferritic/martensitic (F/M) steel,  including  heat  treatment  tests,  mechanical  tests,  corrosion  tests  in  static  lead-bismuth  eutectic  (LBE),  and  slow  strain-rate  tests 收稿日期: 2019−11−19 基金项目: 国家自然科学基金大科学装置科学研究联合基金资助项目（U1932166） 工程科学学报，第 42 卷，第 11 期：1488−1498，2020 年 11 月 Chinese Journal of Engineering, Vol. 42, No. 11: 1488−1498, November 2020 https://doi.org/10.13374/j.issn2095-9389.2019.11.19.002; http://cje.ustb.edu.cn