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随着环境污染和能源危机的日益严重,核能以其高效和无温室气体排放等优点受到了越来越多的关注。目前为止,先进核能系统已经发展到第四代裂变反应堆和聚变反应堆。由于人们对先进核能系统在安全性、核废料和效率等方面提出的更高要求,使得反应堆中关键结构材料的服役环境更加苛刻。9Cr ODS (Oxide Dispersion Strengthened, ODS)钢因其出色的高温力学性能和抗辐照性能,成为先进核能系统中非常有前景的候选材料之一。9Cr ODS钢主要通过基体中弥散分布的氧化物弥散粒子所产生的弥散强化作用获得优异的高温力学性能,并通过弥散粒子对辐照过程中产生氦泡的捕捉作用来提高抗辐照性能。本论文针对9Cr ODS钢的制备工艺优化、微观结构和力学性能、强化机理以及服役环境中的性能评价等方面开展了系统的研究。研究发现根据热加工图进行热加工优化的9Cr ODS钢实现了强度和塑韧性的匹配,兼具较高的强度和塑性,这主要归因于热加工(锻造和轧制)改善的微观组织以及弥散相的强化作用。对微观组织进行分析可知,基体中析出相主要分为两类：较大的粒子主要为TiN,平均尺寸为240nm；较小的粒子为Y-Ti-O粒子,平均直径为6nm,数密度高达1.35×1023/m3。并且较小弥散粒子成分中的Y/Ti的原子比随粒子尺寸变化而变化：大于10nm粒子的Y/Ti比例大约为1,为面心立方结构Y2Ti207粒子；小于5nm粒子的Y/Ti原子比约为0.5,可能为具有晶体结构的Y-Ti-Cr-O的粒子。随后采用同步辐射高能X射线原位拉伸实验研究了9Cr ODS钢在室温到600℃范围的变形行为。通过对9Cr ODS钢中三种物相(基体、TiN和Y2Ti2O7)晶格应变和内应力的计算发现9Cr ODS钢在拉伸过程中发生了分力现象,并且存在明显的尺寸效应,纳米尺寸的Y2Ti207粒子承载力的能力明显强于尺寸较大的TiN粒子。通过9Cr ODS钢基体平均内应力的计算结果可知在室温和高温时,弥散相都表现了优异的强化效果。最后基于改进的W-H方法优化建立了一种分析位错类型的方法(Best-fit法),通过对实验数据进行拟合分析获得了不同温度拉伸过程中位错类型和位错密度的变化规律,结果发现9Cr ODS钢在室温和300℃的塑性变形中,刃型位错起主导作用；而在600℃时,螺型位错起主导作用。对9Cr ODS钢的热稳定性、抗辐照及抗腐蚀性能进行了初步研究,发现在700℃长时间时效过程中9Cr ODS钢基体中发生了个别晶粒的微小长大、弥散粒子成分和分布状态变化的现象,从而引起了力学性能变化。但是整体来说,高温时效后力学性能较为稳定。9Cr ODS钢在500℃的双离子束(Kr+和He+)辐照实验证明了9Cr ODS钢中的氧化物弥散粒子和细小品粒对辐照中产生氦泡的捕捉作用。9Cr ODS钢在不同氧含量的液态Pb中表现出溶解和氧化的不同行为。但是整体而言,9Cr ODS钢的抗氧化腐蚀的能力较差。为了提高9Cr ODS钢的抗腐蚀能力,对添加Al的9Cr ODS钢进行了初步的探索。结果表明Al可以有效的提高9Cr ODS钢的抗氧化能力,并且Zr具有抑制Al元素与Y203形成多尺度的多种结构的Y-Al-O的作用,并且形成尺寸分布均匀的Y-Zr-O纳米颗粒,从而保证力学性能。