中科院金属所《Acta Materialia》：四代核电用长寿命奥氏体钢的组织稳定性机制

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与现有压水反应堆相比，第四代核电反应堆面临着服役温度更高、强腐蚀介质、辐照剂量更大的苛刻服役工况。堆容器、堆内构件作为承载冷却剂和传热介质的重要屏障，是设计寿期内不可更换的关键部件，其安全可靠性是反应堆安全运行的基础。奥氏体不锈钢大量用于钠冷快堆、铅铋快堆等四代核电堆容器堆内构件的制造，其在服役工况下的稳定性直接决定了设备服役寿期，探究高温组织稳定性机制是长寿命奥氏体钢研发的关键。 近期，中国科学院金属研究所特种合金研究部在前期高温δ铁素体演变行为对奥氏体不锈钢力学性能和腐蚀性能影响研究的基础上（ Metall. Mater. Trans. A ,51 (2020) 2998;  J. Mater. Sci. Technol .,114 (2022) 7; Mater. Charact .,211 (2024) 113930）， 进一步揭示了服役温度下新型硅增强奥氏体不锈钢中高温δ铁素体分解的新机制 。与传统奥氏体 ………………………………