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为了确保核电的可持续发展,进一步提高核电的安全性、可靠性、经济性以及防止核扩散,各国已经开始研究第四代反应堆,第四代反应堆的最大特点便是堆内运行温度的显著提高。堆内运行温度的提高提高了热电转换率、核燃料的利用率以及电厂的经济性等,但与此同时,温度的升高使得反应堆堆内的运行工况更为复杂,使得对材料的性能要求也更加苛刻,第四代反应堆结构材料必须具有高温下抗氧化,抗蠕变,抗辐照等优秀性能。目前,已确定第四代反应堆的结构候选材料有七种,分别是:镍基合金、奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体钢、氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened, ODS)钢、陶瓷材料、难熔金属以及石墨。本文对ODS PM2000合金以及奥氏体不锈钢316L两种候选材料进行了相关实验。实验中,PM2000采用了热轧态以及经1350℃再结晶热处理两种状态的样品,316L奥氏体不锈钢采用了经过1100℃固溶处理后采取水冷、空冷、油冷方式冷却以及热轧态四种样品,以及水冷样品在600℃和650℃条件下拉伸后的试样。实验时,分别采用了光学显微镜,透射电子显微镜以及EDX能谱色散仪分析了上述两种材料不同状态下的微观组织、结构等。在PM2000样品的透射电镜试验中,我们发现了材料中弥散的析出颗粒多为10～50 nm的区间内,Al-Fe(Cr)氧化物,Al-Y(Fe,Cr)氧化物,Al(Cr,Ti)氧化物以及Fe-Cr(Al,Ti)金属间化合物等四大类析出相,其中,Al-Fe(Cr)氧化物是在材料中首次发现的析出相,同时对比热轧态样品以及再结晶态样品,还发现,再结晶态样品中的析出相比之热轧态的细化很多。在对316L的研究中,我们发现316L奥氏体不锈钢四种不同状态样品的金相实验中发现固溶处理后,奥氏体晶粒长大了许多,且基体中出现了很多孪晶组织;在对水冷样品650℃拉伸实验后样品的TEM实验中发现,650℃拉伸实验时出现的锯齿减弱直至消失的现象与溶质原子的浓度有关。