超臨界水冷堆是目前第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)推薦的六種最值得研發(fā)的第四代核能系統(tǒng)概念堆中唯一的水冷堆。燃料包殼管及芯內(nèi)部件材料是堆內(nèi)使用條件最苛刻的材料，其一方面應(yīng)具有可接受的機械強度、斷裂韌性、韌脆轉(zhuǎn)變溫度和高溫蠕變等力學(xué)性能，另一方面還要具備抗輻照、抗超臨界水腐蝕的性能。針對超臨界水冷堆工況要求，設(shè)計了12Cr3W低活性F/M鋼，進一步添加強碳化物形成元素V和Ta，同時對可以擴大γ相區(qū)的C、N和Mn等元素含量進行調(diào)整，最終設(shè)計并制備出一種V、Ta微合金化的12Cr3W系RAFM鋼。

北京科技大學(xué)的學(xué)者采用Thermo-Calc熱力學(xué)模擬計算與實驗相結(jié)合的方法，優(yōu)化設(shè)計了一種V、Ta微合金化的低活性F/M鋼12Cr3WVTa，經(jīng)1050℃水淬及780℃回火后對其顯微組織及析出相進行光學(xué)顯微鏡、掃描電鏡和透射電鏡觀察以及能譜分析。實驗鋼淬火回火后顯微組織由回火馬氏體和少量δ鐵素體相組成，析出相主要為M23C6和MX相(M=V，Ta;X=C，N)，其中M23C6主要分布于回火馬氏體板條界和相界，而MX彌散析出于回火馬氏體板條內(nèi)以及δ鐵素體內(nèi)。實驗鋼室溫和高溫(600℃)拉伸力學(xué)性能良好，600℃下材料抗拉強度為507MPa，屈服強度為402MPa，滿足超臨界水冷堆用包殼管的拉伸性能要求。

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