第36卷第6期 北京科技大学学报 Vol.36 No.6 2014年6月 Journal of University of Science and Technology Beijing Jun.2014 用于先进核能系统的12Cr一ODS铁素体钢的显微组 织和力学性能 李少夫”，周张健”四，孙永铎》，户赫龙”，王曼”，张广明”，邹雷”， 张丽伟) 1)北京科技大学材料科学与工程学院，北京1000832)中国核动力研究设计院，成都610041 ☒通信作者：E-mail:chouzhangjianustb@163.com 摘要以12C0.5Ti1W的气雾化粉和纳米Y,0,粉末为原料，通过对预合金粉末的机械合金化和热等静压烧结成型的方 法制备了12C0DS铁素体钢，然后运用锻造和热处理等方法实现对材料力学性能的提高.在透射电子显微镜下观察到组织 中弥散分布的纳米氧化物颗粒，能谱分析确定氧化物弥散颗粒为Y一T0的复杂氧化物.利用抗拉强度测试和超声无损检测 等方法对12 Cr-ODS铁素体钢的力学性能进行了分析. 关键词铁素体钢：机械合金化：热等静压：微观组织：力学性能 分类号TG142.23:TF124.32 Microstructure and mechanical properties of 12Cr-ODS ferritic steel for advanced nuclear energy systems LI Shaofu》,ZHOU Zhang jian'》,SUN Yong-duo2》,HU He-Hong',WANG Man'',ZHANG Guang-ming'”,Z0ULei', ZHANG Li-ei) 1)School of Material Science and Engineering,University of Science and Technology Beijing,Beijing 100083,China 2)Nuclear Power Institute of China,Chengdu 610041,China Corresponding author,E-mail:zhouzhangjianustb@163.com ABSTRACT Taking 12Cr-0.5Ti-W gas atomized powders and nona-Y2 O,as pre-alloyed powders,12Cr oxide dispersion strength- ened (ODS)ferritic steel was fabricated by mechanical alloying (MA)and hot isostatic pressing (HIP).The properties of the ferritic steel were improved by forging and heat treatment.Nano-oxide particles were observed in the microstructure by transmission electron microscopy,and these precipitated particles were identified to be Y-Ti-O complex compounds by energy dispersive X-ray spectroscopy. The mechanical properties of the ferritic steel were analyzed by tensile strength test and ultrasonic non-destructive test. KEY WORDS ferritic steel;mechanical alloying:hot isostatic pressing;microstructure:mechanical properties 核能的发展己经到了第四代，超临界水冷堆作 材料学界带来巨大的挑战回.反应堆包壳管材料 为第四代先进核能系统中唯一的水冷堆，具有非常 需要具备很好的抵抗中子辐照脆化的能力和较低 大的发展潜力，但是材料是实现第四代核反应堆高 的辐照肿胀性，同时在高温环境下也需要具有很 能运行的一个关键性问题口.超临界水冷堆需要 好的力学性能B-. 运行于较高压力(25MPa以上)、较高温度(500 目前，国内外对于第四代核反应堆包壳材料的 ℃)和强烈的中子辐照环境下，这种极端的条件给 研发工作主要集中在奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体 收稿日期：2013-03-24 基金项目：国家重点基础研究发展规划资助项目(2007CB209800) DOI:10.13374/j.issn1001-053x.2014.06.009:http://journals.ustb.edu.cn第 36 卷 第 6 期 2014 年 6 月 北京科技大学学报 Journal of University of Science and Technology Beijing Vol． 36 No． 6 Jun． 2014 用于先进核能系统的 12Cr--ODS 铁素体钢的 显 微 组 织和力学性能 李少夫1) ，周 张 健1) ，孙 永 铎2) ，户 赫 龙1) ，王 曼1) ，张 广 明1) ，邹 雷1) ， 张丽伟1) 1) 北京科技大学材料科学与工程学院，北京 100083 2) 中国核动力研究设计院，成都 610041  通信作者: E-mail: zhouzhangjianustb@ 163． com 摘 要 以 12Cr--0. 5Ti--1W 的气雾化粉和纳米 Y2O3粉末为原料，通过对预合金粉末的机械合金化和热等静压烧结成型的方 法制备了 12Cr--ODS 铁素体钢，然后运用锻造和热处理等方法实现对材料力学性能的提高． 在透射电子显微镜下观察到组织 中弥散分布的纳米氧化物颗粒，能谱分析确定氧化物弥散颗粒为 Y--Ti--O 的复杂氧化物． 利用抗拉强度测试和超声无损检测 等方法对 12Cr--ODS 铁素体钢的力学性能进行了分析． 关键词 铁素体钢; 机械合金化; 热等静压; 微观组织; 力学性能 分类号 TG142. 23; TF124. 32 Microstructure and mechanical properties of 12Cr-ODS ferritic steel for advanced nuclear energy systems LI Shao-fu1) ，ZHOU Zhang-jian1)  ，SUN Yong-duo 2) ，HU He-long1) ，WANG Man1) ，ZHANG Guang-ming1) ，ZOU Lei 1) ， ZHANG Li-wei 1) 1) School of Material Science and Engineering，University of Science and Technology Beijing，Beijing 100083，China 2) Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China  Corresponding author，E-mail: zhouzhangjianustb@ 163． com ABSTＲACT Taking 12Cr-0. 5Ti-1W gas atomized powders and nona-Y2O3 as pre-alloyed powders，12Cr oxide dispersion strength￾ened ( ODS) ferritic steel was fabricated by mechanical alloying ( MA) and hot isostatic pressing ( HIP) ． The properties of the ferritic steel were improved by forging and heat treatment． Nano-oxide particles were observed in the microstructure by transmission electron microscopy，and these precipitated particles were identified to be Y-Ti-O complex compounds by energy dispersive X-ray spectroscopy． The mechanical properties of the ferritic steel were analyzed by tensile strength test and ultrasonic non-destructive test． KEY WOＲDS ferritic steel; mechanical alloying; hot isostatic pressing; microstructure; mechanical properties 收稿日期: 2013--03--24 基金项目: 国家重点基础研究发展规划资助项目( 2007CB209800) DOI: 10． 13374 /j． issn1001--053x． 2014． 06． 009; http: / /journals． ustb． edu． cn 核能的发展已经到了第四代，超临界水冷堆作 为第四代先进核能系统中唯一的水冷堆，具有非常 大的发展潜力，但是材料是实现第四代核反应堆高 能运行的一个关键性问题［1］． 超临界水冷堆需要 运行于 较 高 压 力( 25 MPa 以 上) 、较 高 温 度( 500 ℃ ) 和强烈的中子辐照环境下，这种极端的条件给 材料学界带来巨大的挑战［2］． 反应堆包壳管材料 需要具备很好的抵抗中子辐照脆化的能力和较低 的辐照肿胀性，同时在高温环境下也需要具有很 好的力学性能［3 － 4］． 目前，国内外对于第四代核反应堆包壳材料的 研发工作主要集中在奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体