郑 勇, 田大容, 何 琨, 王朋飞, 潘钱付, 李 丹

(中国核动力研究设计院 反应堆燃料及材料重点实验室, 成都 610213)

铁素体/马氏体不锈钢因其具有优异的蠕变性能、耐腐蚀性能和抗辐照肿胀性能，在高辐照损伤剂量下肿胀率极低，有较高的热导率和较低的热膨胀系数,被考虑作为第四代反应堆中快堆设计的包壳主要候选材料。目前，美国、欧洲、韩国和日本已经研究出了9Cr2WVTa，Eurofer97，F82H，T91，HT9，JLF-1等低活化铁素体/马氏体钢[1-3]。中国核动力研究设计院核燃料及材料研究所针对新型反应堆苛刻环境(高温、高压、腐蚀、高辐照等)的迫切需求，研制出新型的低活化铁素体/马氏体钢(F/M钢)。因F/M钢热处理后显微组织为具有高位错密度的板条马氏体，位错生于原始奥氏体晶界内，浸蚀后原始奥氏体晶界被板条马氏体组织掩盖从而显像困难。然而F/M钢的原始奥氏体晶粒度对反应堆服役过程中的综合性能具有极为重要的影响，对于其制备过程中组织性能的调控有着重要意义。

常规晶界浸蚀法可腐蚀出部分钢种的原奥氏体晶界，如赵飞等[4]提出用质量分数为15%的三氧化铬水溶液电解腐蚀出CLAM钢时效后的原奥氏体晶界；孙雪娇等[5]采用100 mL过饱和苦味酸水溶液+2 mL盐酸+0.5 g十二烷基苯磺酸钠+3 g硝酸钠电解腐蚀出X80管线钢、调质态35CrMo钢、调质态45钢、GCr15轴承钢和超高碳钢的原奥氏体晶界；何军等[6]提出用1 g高锰酸钾+10 mL硫酸+100 mL水热浸蚀出PH13-8Mo钢的原奥氏体晶界。这些浸蚀方法普遍被应用于低合金钢、低碳钢、中碳钢和高碳钢，而对于低活化铁素体/马氏体钢的原奥氏体晶界浸蚀的研究尚未见报道。……