中国科学院核用材料与安全评价重点实验室
联系我们  了解金属所
当前栏目:科研进展 回到首页
重点实验室成功制备12Cr-ODS铁素体不锈钢燃料包壳管材
2021-03-30  |          【 】【打印】【关闭
    ODS钢具有优异的高温力学性能和抗辐照性能,是先进核能系统中极具竞争力的结构材料之一。针对反应堆800℃长时高温、中子辐照、介质腐蚀等极端服役环境包壳材料的研发需求。核用耐热钢研究组在多年的研究经验基础上,利用机械合金化方法制备出最长可达2.6m、规格为20mm×1.25mm的12Cr-ODS钢薄壁管材。该ODS钢在高温工作区间内无相变,在800℃空气介质中的抗氧化性能明显优于核用T91钢,800℃屈服强度≥150MPa,抗拉强度≥200MPa,性能处于国际先进、国内领先水平。已向中国核动力研究设计院交付ODS钢薄壁管材样件,共计20米。
中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

中国科学院核用材料与安全评价重点实验室

版权所有 中国科学院金属研究所 辽ICP备05005387号
地址: 沈阳市沈河区文化路72号 邮编: 110016