维度网讯，俄罗斯国家研究中心“库尔恰托夫研究所”——“普罗米修斯”中央结构材料研究院首席工程师米哈伊尔·费多谢耶夫，在杜布纳联合核子研究所（ОИЯИ）举办的“IBR-2反应堆凝聚态研究”国际会议上，报告了奥氏体不锈钢焊缝相组成的研究成果，该材料用于制造快中子反应堆（БН型）的结构设备。

研究指出，奥氏体不锈钢在约500至550摄氏度温度范围内长期服役，会导致金属塑性、冲击韧性和抗裂性下降，其原因是由晶间、特殊晶界和相界上形成的二次相所致。奥氏体铬镍钢在时效过程中会形成碳化物相和金属间相，进而引起材料塑性和持久强度急剧下降。

本次研究分析了08Х16Н11М3钢在515摄氏度下服役195000小时后的状态。研究团队采用差示物理化学相分析法，该方法能够评估金属变化并预测其安全服役的可能性。

此前，研究已对两种奥氏体不锈钢牌号（10Х18Н9和08Х16Н11М3）焊缝金属的相组成变化进行了分析，其焊缝分别由А-2（А-1）牌号焊条或Св-02Х17Н10М2牌号焊丝制成，工作温度范围约为500至550摄氏度。为评估材料中的相变，研究使用了20摄氏度下的冲击弯曲试验，同时还进行了X射线衍射、中子衍射和小角中子散射分析。结果表明，经奥氏体化和未经奥氏体化处理的焊缝在700摄氏度下加速实验室时效后，其热脆化是由于脆性金属间化合物的出现和长大所致。

该研究能够聚焦于中间状态，即细分散析出物相组成发生微小变化的阶段，从而获得随时效时间延长转变过程动力学的数据。碳化物沉淀法能够在整体样品衍射未检测到试样中其他相的情况下，获取关于分散相的数据。提出的方法提高了对快中子反应堆装置运行过程中结构材料状态预测的准确性。