长期热老化铁素体-马氏体钢T91与T92的结构-性能关系研究及其在钠冷快堆中的应用价值

为解决钠冷快堆(SFR)结构材料在高温长期服役中的性能退化问题，研究人员针对T91/T92铁素体-马氏体钢(F/M)开展了长达50,000小时(50 kh)的热老化实验，结合同步辐射X射线衍射(XRD)、电子显微技术及热力学模拟，揭示了M23 C6 碳化物和Laves相粗化导致性能衰减的机制，为核反应堆材料寿命预测提供了关键数据支撑。

　　

在追求清洁能源的全球背景下，钠冷快堆(SFR)因其高效的核燃料利用率和固有安全性成为第四代核能系统的代表。然而，当反应堆核心温度突破600°C时，结构材料面临严峻挑战——就像马拉松选手在高温下逐渐衰竭的肌肉，铁素体-马氏体钢(F/M)中的微观组织会在长期热负荷下"疲劳"。T91和T92这两种含9-12%铬的合金，本是核反应堆内燃料包壳材料的明星选手，但以往研究仅关注短期老化或蠕变行为，对长达50,000小时(50 kh)的真实服役环境模拟存在严重数据缺口。

来自TerraPower LLC等机构的研究团队在《Materials Characterization》发表的研究，首次系统揭示了这两种材料在360-700°C温度范围内的"衰老密码"。通过同步辐射X射线衍射(XRD)这把"分子尺"，研究人员精确捕捉到M₂₃
C₆
碳化物和Fe₂
Mo型Laves相的动态演变，配合电子背散射衍射(EBSD)和热力学计算，绘制出微观组织退化的完整图谱。

关键技术方法包括：对标准热处理后的T91/T92板材进行360-700°C等温老化；采用SEM-BSE(背散射电子成像)和EBSD分析晶界演变；通过同步辐射XRD定量相组成；结合CALPHAD热力学模型预测平衡相图；维氏硬度测试评估力学性能衰减。

【Material and aging conditions】
研究选用符合ASTM标准的T91/T92板材，在模拟SFR工况的360-700°C范围内老化50 kh。通过低热输入切割制备的试样，在氩气保护下进行等温处理，确保实验条件与实际服役环境的一致性。

【Computational thermodynamics】
热力学计算预测了MX、M₂₃
C₆
和Laves相的稳定性区间，显示T92在600°C以上会出现显著的W/Mo元素再分配，这与后续实验结果高度吻合。

【SEM characterization】
电子显微镜观察到T92在高温下呈现"双重衰老"特征：一方面M₂₃
C₆
碳化物中Cr/Fe被W/Mo替代，另一方面Laves相加速粗化。EBSD分析显示600°C老化后晶粒尺寸增长达300%，成为硬度下降的主因。

【Discussion】
同步辐射XRD数据显示，600°C是性能突变的临界点——此时T92的Laves相体积分数增加5倍，而MX相稳定性优于T91。TEM证实亚晶界处形成元素贫化区，这种"微区化学失衡"加速了位错运动。

【Conclusions】
研究确立了三重衰减机制：1)600°C以上M₂₃
C₆
和Laves相协同粗化；2)T92因高W含量导致更快的元素偏聚；3)晶界析出相"吞噬"固溶强化元素。该成果不仅为SFR设计提供寿命预测模型，更启示通过调控W/Mo比可优化材料抗老化性能。

这项研究犹如给核反应堆材料装上了"衰老监测仪"，其多尺度表征方法为其他高温合金研究树立了新范式。特别值得注意的是，T92在600°C以下展现的优异稳定性，为下一代SFR的温区选择提供了重要依据，而700°C出现的剧烈性能衰减则敲响了超高温设计的警钟。