與現有壓水反應堆相比，第四代核電反應堆面臨著服役溫度更高、強腐蝕介質、輻照劑量更大的苛刻服役工況。堆容器、堆內構件作為承載冷卻劑和傳熱介質的重要屏障，是設計壽期內不可更換的關鍵部件，其安全可靠性是反應堆安全運行的基礎。奧氏體不銹鋼大量用于鈉冷快堆、鉛鉍快堆等四代核電堆容器堆內構件的制造，其在服役工況下的穩定性直接決定了設備服役壽期，探究高溫組織穩定性機制是長壽命奧氏體鋼研發的關鍵。

       近期，中國科學院金屬研究所特種合金研究部在前期高溫δ鐵素體演變行為對奧氏體不銹鋼力學性能和腐蝕性能影響研究的基礎上（Metall. Mater. Trans. A,51 (2020) 2998; J. Mater. Sci. Technol.,114 (2022) 7;Mater. Charact.,211 (2024) 113930），進一步揭示了服役溫度下新型硅增強奧氏體不銹鋼中高溫δ鐵素體分解的新機制。與傳統奧氏體不銹鋼中高溫δ鐵素體快速分解的現象不同，硅增強奧氏體不銹鋼中高溫δ鐵素體分解被抑制，取而代之的是誘發了相鄰奧氏體的分解（圖1）。首先，二次M₂₃C₆碳化物的優先形成在消耗C含量的同時，會將Si排斥至周圍奧氏體，誘導富Si貧C微區內奧氏體向α鐵素體的轉變（圖2）。其次，二次M₂₃C₆碳化物粗化過程導致Ni和Si原子被逐漸排斥至M₂₃C₆/γ和M₂₃C₆/α界面，Ni和Si之間的強烈吸引作用，促進了M₆C碳化物和G相的析出（圖3）。隨著奧氏體分解的進行，M₆C/α界面上較高的應變不相容導致脆性解理斷裂，顯著降低合金沖擊韌性。這一新機制的澄清為耐強腐蝕介質的長壽命奧氏體不銹鋼研制提供了理論基礎。

      相關結果以“Austenite decomposition behavior adjacent to δ-ferrite in a Si-modified Fe-Cr-Ni austenitic stainless steel during thermal aging at 550 °C”為題發表于Acta Materialia 272 (2024) 119948。博士生謝昂為第一作者，陳勝虎研究員和戎利建研究員為共同通訊作者。該研究工作得到了國家自然科學基金、中核集團領創科研項目和中核集團青年英才項目的資助。

圖1. 高溫δ鐵素體相鄰奧氏體的分解過程

圖2. 高溫δ鐵素體周圍M₂₃C₆優先形成導致富Si貧C微區的形成

圖3. M₂₃C₆粗化排斥Ni和Si原子誘導 M₆C的析出