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。与传统奥氏体不锈钢中高温δ铁素体快速分解的现象不同，硅增强奥氏体不锈钢中高温δ铁素体分解被抑制，取而代之的是诱发了相邻奥氏体的分解（图1）。首先，二次m23c6碳化物的优先形成在消耗c含量的同时，会将si排斥至周围奥氏体，诱导富si贫c微区内奥氏体向α铁素体的转变（图2）。其次，二次m23c6碳化物粗化过程导致ni和si原子被逐渐排斥至m23c6/γ和m23c6/α界面，ni和si之间的强烈吸引作用，促进了m6c碳化物和g相的析出（图3）。随着奥氏体分解的进行，m6c/α界面上较高的应变不相容导致脆性解理断裂，显著降低合金冲击韧性。这一新机制的澄清为耐强腐蚀介质的长寿命奥氏体不锈钢研制提供了理论基础。
相关结果以“austenite decomposition behavior adjacent to δ-ferrite in a si-modified fe-cr-ni austenitic stainless steel during thermal aging at 550 °c”为题发表于acta materialia 272 (2024) 119948。博士生谢昂为第一作者，陈胜虎研究员和戎利建研究员为共同通讯作者。该研究工作得到了国家自然科学基金、中核集团领创科研项目和中核集团青年英才项目的资助。
图1. 高温δ铁素体相邻奥氏体的分解过程
图2. 高温δ铁素体周围m23c6优先形成导致富si贫c微区的形成
图3. m23c6粗化排斥ni和si原子诱导 m6c的析出
