Zr/Hf添加对FeCrAl ODS模型合金中氧化物共格性及强化机制的影响研究

为解决核反应堆结构材料在高温辐照环境下的性能退化问题，中国科学院研究人员通过高分辨透射电镜(HRTEM)系统研究了Zr/Hf添加对FeCrAl ODS（氧化物弥散强化）合金中Y4Zr3O12、Y2Hf2O7等氧化物晶体结构、共格性及强化机制的影响，发现Hf添加可显著抑制YAM氧化物形成并提升共格性，为核用高强韧材料设计提供新思路。

　　

随着全球对清洁能源需求的激增，核能作为低碳排放的可持续能源备受关注。然而，核反应堆结构材料长期面临高温、强中子辐照等极端环境的严峻挑战。传统锆合金燃料包壳在福岛事故中暴露出的安全隐患，促使科学家们将目光转向更具潜力的FeCrAl ODS（氧化物弥散强化）钢。这类材料凭借基体中纳米氧化物的弥散分布，展现出优异的高温强度和抗辐照肿胀性能，被誉为第四代核反应堆和聚变堆的理想候选材料。但如何通过成分设计调控氧化物特性以优化材料性能，仍是制约其工程应用的关键科学问题。

针对这一挑战，中国科学院的研究团队在《Journal of Alloys and Compounds》发表了创新性成果。研究聚焦Zr/Hf微合金化对FeCrAl ODS模型合金中氧化物共格性及强化机制的影响，通过先进的Cs校正高分辨透射电镜(HRTEM)和扫描透射电镜-能谱(STEM-EDS)技术，首次对逾千个纳米氧化物进行了晶体结构与界面共格性的系统解析。

研究采用两种成分为Fe-15Cr-3.3Al的ODS模型合金（分别添加0.51 wt% Zr和0.46 wt% Hf，记为P1和P2），通过机械合金化、热等静压和热处理制备样品。利用Spectra 300透射电镜获取原子级分辨图像，结合快速傅里叶变换(FFT)和反傅里叶变换(IFFT)分析氧化物晶体结构；基于Ashby-Brown衬度判据和几何相位分析(GPA)量化界面应变场；最后通过分散障碍硬化(DBH)模型计算不同共格性氧化物的强化贡献。

实验结果揭示三大突破性发现：

1. 氧化物类型调控规律：P1合金中主导氧化物为三方晶系Y₄Zr₃O₁₂（占比65.9%）和单斜晶系Y₄Al₂O₉(YAM)，而P2合金中烧绿石结构Y₂Hf₂O₇占比高达74.5%，证明Hf比Zr更能有效抑制YAM形成。
2. 尺寸与共格性关联：Hf添加使P2合金氧化物平均尺寸减小，且半共格YAM比例从P1的8.9%降至5.0%，首次发现YAM氧化物共格性存在尺寸依赖性——直径<10 nm时多为共格界面。
3. 强化机制量化：DBH模型计算显示共格氧化物的障碍强度因子α（0.20）显著低于半共格氧化物（0.36），揭示界面共格性通过影响位错攀爬阻力直接调控材料强度。

结论与展望：
该研究通过原子尺度表征与力学模型相结合，阐明Zr/Hf添加通过改变氧化物晶体结构（如促进Y₂Hf₂O₇形成）和优化界面共格性（降低半共格YAM比例）双重途径提升材料性能。特别值得注意的是，Hf的添加使氧化物尺寸分布更细小均匀，这对提高材料抗辐照损伤能力至关重要——因为共格氧化物可作为偏置缺陷捕获阱，选择性吸收辐照产生的点缺陷。研究成果不仅为核用ODS钢的成分设计提供了精确调控策略（如优先选用Hf微合金化），其建立的氧化物共格性-强化效应定量关系更为新型结构材料开发奠定了理论基础。未来研究可进一步探索辐照环境下不同共格性氧化物的演化规律，推动材料从实验室走向工程应用。