摘要采用Thermo--Calc 热力学模拟计算与实验相结合的方法，优化设计了一种V、Ta 微合金化的低活性F/M 钢12Cr3WVTa，经1 050℃水淬及780℃回后对其显微组织及析出相进行光学显微镜、扫描电镜和透射电镜观察以及能谱分析． 实验钢淬火回火后显微组织由回火马氏体和少量δ 铁素体相组成，析出相主要为M23C6和MX 相( M = V，Ta; X = C，N) ，其中M23C6主要分布于回火马氏体板条界和相界，而MX 弥散析出于回火马氏体板条内以及δ 铁素体内． 实验钢室温和高温( 600℃) 拉伸力学性能良好， 600℃下材料抗拉强度为507 MPa，屈服强度为402 MPa，满足超临界水冷堆用包壳管的拉伸性能要求．
超临界水冷堆是目前第四代核能系统国际论坛( GIF) 推荐的六种最值得研发的第四代核能系统概念堆中唯一的水冷堆［1］． 燃料包壳管及芯内部件材料是堆内使用条件最苛刻的材料，其一方面应具有可接受的机械强度、断裂韧性、韧脆转变温度和高温蠕变等力学性能，另一方面还要具备抗辐照、抗超临界水腐蚀的性能［2］． 先进的9--12Cr( Cr 的质量分数为9% ～ 12%) 铁素体/马氏体( F /M) 钢是极具潜力的第Ⅳ代反应堆候选材料，既可用于堆芯包壳管，也可用于代替堆内某些耐蚀性不强的低合金钢［3］． 目前国际上已经陆续开发了9Cr2WVTa( 美国) 、Eurofer97(欧洲) 和F82H 及JLF1( 日本) 等有高许用应力、高持久强度、高疲劳强度、高热导率、良好的焊接性和较好的抗蚀性的9Cr 低活性铁素体/马氏体钢( RAFM) ［2］． 然而，9Cr 系RAFM 钢抗高温性能及抗腐蚀性能较差，其使用上限温度一般低于550 ℃，不能满足超临界水冷堆特殊工况( 650 ℃，30 MPa) 的使用要求［4］，因此迫切需要开发用于超临界水冷堆关键部位的新型合金体系材料．
合金设计主要集中在含12Cr 的合金上，目的是使其在650 ℃ 下仍具有足够的抗氧化性和抗腐蚀性［5］． 析出强化是9--12Cr 钢最主要的强化方式．为获得足够的蠕变强度，需提高组织的稳定性，保证足够的固溶度和沉淀强化，并防止晶粒粗化，可采用不同的碳化物、氮化物和Laves 相形成元素来进行强化［6］． M23C6和Laves 相阻碍亚晶界的运动，而弥散析出的碳氮化物MX 相能抑制位错的迁移，延迟晶粒的粗化． 因此，如何优化合金成分以获得稳定的沉淀相来提高蠕变强度是当前的研究热点之一［7］． 针对超临界水冷堆工况要求，在9Cr 系RAFM 钢的成分基础上，采用增加Cr ( 质量分数11% ～ 12%)和W( 质量分数为2% ～ 3%) 来提高低活性F /M 钢的腐蚀性能和高温性能，以W、V 等低活性元素以代替Mo、Co 和Nb 等活性元素，并适当添加耐蚀元素Si(质量分数0. 3% ～ 0. 5%) ，设计了12Cr3W 低活性F /M 钢，进一步添加强碳化物形成元素V 和Ta，同时对可以扩大γ 相区的C、N 和Mn等元素含量进行调整，最终设计并制备出一种V、Ta微合金化的12Cr3W 系RAFM 钢． 本文主要研究了该合金淬火回火后的显微组织、第二相以及拉伸力学性能．
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