材料科学与工艺  2019, Vol. 27 Issue (3): 29-34  DOI: 10.11951/j.issn.1005-0299.20180134
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引用本文 

陈禹希, 陈东旭, 张峻巍. ODS钢研究进展及其在核电领域的应用现状[J]. 材料科学与工艺, 2019, 27(3): 29-34. DOI: 10.11951/j.issn.1005-0299.20180134.
CHEN Yuxi, CHEN Dongxu, ZHANG Junwei. Current research status of oxide dispersion strengthened steel and its application to nuclear power plant[J]. Materials Science and Technology, 2019, 27(3): 29-34. DOI: 10.11951/j.issn.1005-0299.20180134.

基金项目

辽宁省自然科学基金资助项目(2015020226)

通信作者

张峻巍,Email:lnkdzjw@163.com

作者简介

陈禹希(1993—),女,硕士研究生

文章历史

收稿日期: 2018-04-25
网络出版日期: 2018-07-04
ODS钢研究进展及其在核电领域的应用现状
陈禹希1,2 , 陈东旭1,2 , 张峻巍1,2     
1. 辽宁科技大学 激光先进制造技术研发中心,辽宁 鞍山 114051;
2. 辽宁科技大学 材料与冶金学院,辽宁 鞍山 114051
摘要: 氧化物弥散强化钢(Oxide Dispersion Strengthened Steel, ODS钢),具有优异的力学性能、高温稳定性及抗辐照性能.本文概要地综述了机械合金化、热等静压固化成形、等离子烧结及转角挤压等ODS钢的制备方法,总结了微观组织及结构对ODS钢性能的影响规律及影响机制,又综述了合金元素对ODS钢性能影响的相关研究进展;并对ODS钢在核电领域中的应用及相关研究进展进行了概括,介绍了激光技术在ODS钢制备及加工领域的应用,讨论了ODS钢在核电环境服役过程中存在的主要问题及进一步的研究方向,为核电站的安全运行提供有力的参考依据,对于核电材料的创新发展具有一定的参考作用.
关键词: 氧化物弥散强化    核电材料    机械合金化    抗辐照损伤    激光    
Current research status of oxide dispersion strengthened steel and its application to nuclear power plant
CHEN Yuxi 1,2, CHEN Dongxu 1,2, ZHANG Junwei 1,2     
1. Research & Design Center for Advanced Laser Manufacturing Technology, University of Science and Technology Liaoning, Anshan 114051, China;
2. School of Materials and Metallurgy, University of Science and Technology Liaoning, Anshan 114051, China
Abstract: Oxide dispersion strengthened (ODS) steel has received more and more attention from researchers, because of its excellent mechanical properties, high temperature stability, and radiation resistance. In nuclear power industry, ODS steel has become a candidate material for the fourth-generation nuclear reactor, especially for the first wall cladding material and high-temperature structural material such as supercritical water cooled reactor (SCWR). It has also been included in the corresponding SCWR material R & D planning. The manufacturing methods of ODS steel like mechanical alloying, hot isostatic pressing, plasma sintering, and corner extrusion were briefly reviewed. Effects of microstructures on the properties of ODS steel and its influence mechanism were summarized. Moreover, the research progress of the influence of alloying elements on the properties of ODS steel was summed up. The application of ODS steel in nuclear power and its related research progress were summarized. The application of laser technology in the processing of ODS steel was introduced. The main problems of ODS steel during service in nuclear power environment were discussed. The further possible research topics and directions were proposed, which provides a reliable reference for the safe operation of nuclear power plants and is helpful for the innovative development of nuclear power materials.
Keywords: oxide dispersion strengthening    nuclear power material    mechanical alloying    anti-irradiation damage    laser    

核能作为一种高效、清洁并且稳定的能源,对于解决能源危机和改善环境污染等问题意义重大,已成为当前主要的可靠能源之一.核电运行环境十分苛刻,其核心构件都是在高温及高压的环境下运行,如常见的压水堆(pressure water reactor,PWR)和超临界水堆(supercritical water-cooled reactor,SCWR)等,其工作温度高达280~650 ℃,压力最高可约达25 MPa,同时还有强烈的中子辐照、氘氚聚变反应的离子辐照和H+/He+辐照等[1-3],如此苛刻的环境会对核电材料的服役性能产生重大影响.而核电材料在服役过程中的失效损伤是影响核电站安全性、可靠性和经济性的关键问题之一.可以说,核电材料服役过程中的环境损伤问题严重影响着核电的发展,已经受到了学者们越来越多的关注.目前,关于核电关键部位材料的开发和选用是核电系统及相关研究人员主要关注的问题之一.

氧化物弥散强化钢(oxide dispersion strengthened steel, ODS钢),具有优异的力学性能, 其原理是通过大量纳米尺寸的氧化物弥散强化相对基体中的位错和晶界进行钉扎来减少晶界的滑移,从而起到强化的作用.另一方面,ODS钢中存在大量弥散分布的氧化物强化相,这些强化相具有优异的高温稳定性,可以在大量的离子及中子辐照环境下长期保持较高的性能.鉴于其优异的力学性能、高温稳定性及抗辐照性能,ODS钢有望作为第四代核反应堆的第一壁包壳材料及高温结构件材料而被应用于核电站中[2-5].

1 ODS钢研究现状 1.1 ODS钢简介

ODS钢是在合金基体中添加纳米尺寸的第二相(强化相),使其固溶到合金基体中,在之后的热固化成型和热处理中与基体中的合金元素结合形成纳米尺度的弥散强化相,使合金的性能得以提高.目前, ODS钢主要使用氧化物作为强化相,其中最常见的氧化物弥散强化相为Y2O3.由于Y2O3的高温稳定性及辐照下的稳定性十分优异,因此被广泛应用于ODS钢中.

关于ODS钢的强化机制,目前认为其主要是通过固溶强化、弥散强化、晶界强化及位错强化等方式来提高自身的强度与硬度.由于ODS钢本身存在W、Ti等与基体原子半径相差较大的元素,从而引起较大程度的晶格畸变,最终导致强度与硬度的提高.此外, 氧化物弥散强化相的加入可以起到阻碍位错运动的作用,如ODS钢制备过程中由于塑性变形产生的大量位错会在弥散相的作用下形成位错缠结,使位错的可动性降低,从而形成位错强化,使材料的强度与硬度得以提高.同时,这些弥散分布的氧化物颗粒在高温下能保持良好的稳定性,进而通过阻碍晶界的滑动达到提高材料高温强度的目的.

1.2 ODS钢制备方法研究进展

ODS钢的制备工艺直接决定其性能优劣,并且是其能否被广泛应用的前提.传统的ODS钢制备过程是通过机械合金化方法实现.首先, 将纳米尺寸的强化相(一般为Y2O3)粉末加入到合金粉末中,在球磨机中进行机械合金化球磨处理,使Y2O3固溶到合金基体中.随着球磨的进行,合金粉末逐渐发生团聚,团聚的粉末颗粒随球磨时间的延长而逐渐细化并转变为尺寸约十几微米的等轴晶粒,此时认为合金粉末之间达到了冷焊-断裂的动态平衡[6].然而, 传统机械合金化的方法存在一些缺点, 如球磨时间过长, 效率较低, 容易引入杂质, 预合金粉末在较长时间的球磨下会发生一定程度的氧化, 并且所添加的元素含量也存在一定的限制, 因此, 又发展出热挤压(HE)或热等静压(HIP)方法对球磨后的合金粉末进行热固化成型.利用HE成型的ODS钢致密度较高,但存在各向异性;而通过HIP成型的ODS钢避免了各向异性,但致密度相对较差.此外,有研究发现[7-8],经HE成型的ODS钢比HIP成型的ODS钢抗拉强度和硬度更高,且氧化物强化相弥散分布均匀程度更高.如图 1所示[7],室温下HE成型ODS钢的极限抗拉强度(σb)为2 500 MPa,明显高于HIP成型的ODS的σb(900 MPa).

图 1 ODS铁素体钢经HE和HIP后极限抗拉强度 Fig.1 UTS test for the ODS ferritic steels after HE and HIP

除了上述两种常用的成型方法,ODS钢的固化成型方法还包括放电等离子烧结(SPS烧结)、等通道转角挤压(ECAE)及微波烧结等.表 1给出了几种ODS钢固化成型常用方法的特点,可以看出:SPS烧结法最主要的特点是加热时间较短, 效率较高,并且制备出的烧结体致密度较高[9];ECAE法的主要特点是富Cr颗粒会得到有效的细化,并且Y2O3纳米颗粒分布更均匀,由于晶粒细化作用,材料硬度得到了提高[10];微波烧结能有效降低烧结温度,减少烧结时间,这不仅可以降低烧结成本,而且由于烧结时间短,晶界的流动性低,不容易诱发晶粒的大幅度长大,所以, 获得的晶粒相对来说更为细小[11-12].

表 1 几种ODS钢固化成型方法的特点 Table 1 Characteristics of ODS steels after several kinds of solidification

随着ODS钢制备方法的不断改进,近年来已出现了很多新工艺来弥补和改善传统机械合金化方法的不足和局限性[13-16].Gil等[13]利用气雾化(GA)法制备ODS-RAF钢,避免了球磨过程中杂质的引入. Sun等[14]将强化相用化学方法添加到基体金属中,再利用机械球磨将粉末混合均匀,随后进行SPS烧结压实最终制备出ODS合金.该方法制备的ODS合金中氧化物质点分布更均匀,杂质引入较少.Chen等[15]利用退火后的二次球磨处理使ODS合金晶粒得到进一步细化,获得更加细小且均匀的弥散相,从而提高了合金的硬度.Lin等[16]利用电子束物理气相沉积(EBPVD)的方法制造出Y质量分数高达8.5%的ODS钢,该ODS钢的纳米强化相主要是bcc结构的Y2O3,不存在Y-Al-O纳米相,而且材料的硬度随Y2O3含量的增加而增大,这种方法对于铸造ODS钢薄板和管材有巨大的潜力.上述关于ODS合金加工制备方法的研究工作为更优质的ODS钢的制备提供了新的实践和理论基础.

1.3 微观组织、结构对ODS钢性能的影响

ODS钢主要依靠氧化物弥散相实现强化,因此,ODS钢中强化相的微观组织、结构及分布等均会对其自身性能有显著影响[17-19].Sakasegawa等研究发现[17],在ODS钢基体晶粒内部和晶界处,均匀分散着尺寸由几纳米到几百纳米不等的氧化物析出相.这些氧化物的析出相主要有两种形式:一种是非化学计量比的Y-Ti-O纳米团簇,尺寸一般为几纳米;另一种是化学计量比的Y2Ti2O7和Y2TiO5,尺寸一般为几十纳米,同时还存在着一些大尺寸(几百纳米)的团簇.这些析出相弥散而又均匀地分散在ODS钢基体中,能起到钉扎位错和晶界,并防止位错和晶界滑移的作用.此外,Hoffmann等[18]对ODS钢的研究发现,在ODS钢制备过程中,基体晶粒的长大和氧化物强化相颗粒的形成之间存在着竞争关系,氧化物颗粒的形成会阻碍晶粒的进一步长大.Zhang等[19]对不同温度下ODS钢中的位错进行了研究,结果表明,位错的密度随温度的变化而改变.在室温和300 ℃时,ODS钢中以刃型位错为主,其密度远高于螺型位错,而刃型位错经螺型位错更容易绕过纳米颗粒,所以当温度升高为600 ℃时,刃型位错显著减少,螺型位错占主导地位,同时位错的密度有所降低.

1.4 合金元素对ODS钢性能影响

ODS钢中的主要合金元素包括Cr、W、Ti、Mo及Al等,不同的合金元素及合金元素的添加量对ODS钢组织与性能的影响也不尽相同.表 2给出了ODS钢中的几种主要合金元素及其作用.其中,Cr的添加能使ODS钢表面在服役过程中生成尖晶石组成的保护性氧化膜,阻止腐蚀的进一步发展进而提高ODS钢的耐蚀性能.同时,添加一定量的Cr会使纳米析出相的尺寸进一步减小,缩小粒度分布[20].但Cr的添加量并不是越多越好,一般Cr的质量分数为9%~16%,含量太少达不到要求的耐蚀性,含量过多会造成材料的老化、脆化.Al的添加会使ODS钢在超临界水堆中的氧化膜厚度增加,从而提高ODS钢的耐超临界水腐蚀能力[21];Ti的添加可以促进ODS钢热固化成型和后续热处理中纳米氧化物的析出.

表 2 ODS钢主要合金元素作用 Table 2 Effects of main alloying elements in ODS steel

基体中的Y和O与Ti结合,生成Y-Ti-O纳米析出相,并且Ti的添加会起到细化纳米氧化物颗粒的作用[20].另外,研究表明[22],Ti的质量分数一般不能超过0.5%,否则多余的Ti会生成TiO2氧化物而导致材料的脆化;W、Co等元素的添加起到固溶强化的作用,提高合金的强度、硬度和蠕变断裂强度;Y2O3作为ODS钢的强化相,一般添加的质量分数为0.3%~0.35%.

由于Y2O3有相对较高的高温稳定性,在较高的温度下不易发生溶解,经常作为ODS钢的主要弥散强化相.但近年来越来越多的研究[23-26]开始关注其他添加元素对ODS钢组织和性能的影响.研究表明:用Fe2Y代替Y2O3作为强化相会使ODS钢有更好的夏比冲击性能[23];而以YTaO4作为纳米弥散相更能保持整个晶格的连续性[24];在ODS钢中添加质量分数3.3%~3.8%的Al会提高材料在液态铅-铋中的耐蚀性[25],添加质量分数1%~4%的Sc能明显稳定晶粒尺寸并提高ODS钢的高温强度[26].

2 ODS钢耐蚀性的研究

作为第四代核反应堆的第一壁包壳材料,ODS钢主要应用于超临界水堆中.由于ODS钢中添加了大量的Cr和一定量的Al,在工作过程中会产生阻止腐蚀进一步发展的氧化层.同时,晶粒尺寸细化和Y-Ti-O纳米弥散相有利于氧化膜的形成,这也决定了ODS钢较高的耐蚀性[27-28].研究表明,在腐蚀过程中该氧化层主要由内层、外层和过渡层3部分组成,而ODS钢中Al元素的存在直接影响了氧化层成分.当ODS钢表面发生腐蚀时,首先形成的是Fe、Cr尖晶石状的保护性氧化层,随着时间的增加,Fe离子在尖晶石结构中的扩散速率较快,逐渐向外扩散到金属表面,与环境中的O结合,生成Fe3O4的外层氧化膜.而由于Cr离子在尖晶石结构中的扩散速度较慢,使Cr离子沉淀在氧化层内部,形成FeCr2O4的内层氧化膜.

当ODS钢中含有Al元素时,腐蚀初期同样形成尖晶石结构的保护性氧化层,Fe离子向外扩散与环境中的O结合形成Fe3O4的外层氧化层,而Al与O的亲和力比Fe、Cr都要强,所以, 在氧化膜的内层形成了Al2O3的保护性氧化层[21].然而,Nagini等[29]和Terada等[30]认为,由于氧化物的弥散分布,纳米析出相容易产生点蚀,所以, ODS钢的耐蚀性要比铁素体AISI430和马氏体410不锈钢差.

3 ODS钢在核电站中的应用

在超临界水堆环境中,主要分为快中子区和热中子区,其最高温度可达750 ℃,尤其是堆芯内部构件如包壳等,都承受着200 ℃以上的温差和巨大载荷.在如此恶劣的工作环境下,决定材料使用寿命的主要性能有高温蠕变性和抗辐照性能.由于服役温度达到材料熔点的0.5~0.7倍时容易导致蠕变的发生,所以, 超临界水堆条件下材料极易发生蠕变.ODS钢由于其存在大量的纳米尺度的弥散强化相,能在高温条件下长时间保持稳定性,阻止位错的运动,在很大程度上减小高温蠕变的发生; 而长期的辐照环境会改变材料的微观结构,从而导致材料发生肿胀、脆化,降低材料的使用性能[31].

核电用钢在工作中承受大量的中子辐照,会产生许多空位等缺陷,He进入材料中的空位中形成He泡,引起材料的辐照肿胀,对材料的微观结构和性能造成不利的影响.李融武等[32]对聚变堆中子对第一壁316不锈钢材料辐照损伤进行了计算机模拟研究, 结果表明,中子引起的辐照损伤基本上为均匀的体损伤.316不锈钢平均氦气产生率较高,引起材料的辐照损伤.

为保障核电用钢使用的安全性及长久性,通常选用具有良好高温强度和抗辐照损伤性能的铁素体钢作为核电站的第一壁包壳管材料.而在铁素体钢中添加弥散相的ODS钢, 由于大量的纳米氧化物和位错会持续吸收热空位和He原子捕捉He泡,所以,ODS钢对于H+/He+有很好的抗辐照性能[33].

此外,钢中大量弥散氧化物还会在高温下保持很好的稳定性,不发生溶解,这使ODS钢具有相对于普通核电用钢更好的高温性能[34].但在Bi离子、Xe离子、Ar离子和Kr离子中会诱发Cr23C6和Y-Ti-O非晶潜在轨道的形成,并与周围基质相互作用,可能导致合金中Y-Ti-O纳米粒子部分或完全溶解,所以,ODS钢在其他离子中的辐照稳定性不是很好[35].

正因为上述的这些特点,ODS钢成为目前研究的热点之一,有望作为第四代核反应堆(主要是超临界水堆)的第一壁包壳材料.

4 存在的问题及展望

综上所述,ODS钢是第四代核电最热门的候选材料之一,但由于特殊的工作环境,对ODS钢的性能也提出了更为苛刻的要求.目前,关于ODS钢的开发及研究还存在一些问题.例如,ODS钢的制备工艺有待进一步完善,如何选择并控制纳米尺寸氧化物的形貌、结构及分布等是制备优质ODS钢的关键.纳米尺寸氧化物分布的均匀程度直接决定了ODS钢的各项性能,是目前ODS钢制备过程中研究的重点之一.ODS钢制备时,要保证纳米氧化物在溶入基体和析出的过程中尽可能地减少杂质的引入,避免较大范围的团聚,避免发生过度长大,并且使强化相主要分布于晶粒的内部.

目前,由传统的加工工艺制造的ODS钢晶粒尺寸普遍偏大,这对材料的力学性能和耐蚀性能都有一定的影响.晶界是原子扩散的通道,只有细化晶粒才能使材料在发生腐蚀时,合金元素快速扩散到材料表面,形成保护性的氧化膜,阻止腐蚀的进一步发展.此外,更加细小的颗粒更能阻碍位错的运动,阻止裂纹的进一步扩展,提高材料的使用性能[36].而激光快速凝固技术是提高材料性能的有效手段,当高能激光辐照在材料表面,会产生材料的超快速熔化与凝固(激光快速熔凝技术),可在基材表面形成一层由细小晶粒组成的过饱和固溶体组织,使材料表面的组织得到细化,性能得以提高.

另一方面,ODS钢在核电运行环境中的耐蚀性能相关研究较少,如在超临界水堆的高温高压水腐蚀条件下的耐蚀性研究、在冷却剂Na和Pb-Bi共晶合金体系中的耐蚀性研究、H+和He+辐照条件下的抗辐照性能研究以及经快中子辐照后ODS钢性能的研究等.因此,必须发展先进有效的加工手段来制备出性能优异的ODS钢.同时,还需对其在模拟核电运行环境下的性能尤其是耐腐蚀能力进行深入研究,获得ODS钢在核电运行环境下损伤实验数据,揭示相关的损伤机理并阐明其环境损伤的控制因素,为核电站的安全运行提供有力的保障.

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