超临界水冷堆是目前第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种最值得研发的第四代核能系统概念堆中唯一的水冷堆。燃料包壳管及芯内部件材料是堆内使用条件最苛刻的材料，其一方面应具有可接受的机械强度、断裂韧性、韧脆转变温度和高温蠕变等力学性能，另一方面还要具备抗辐照、抗超临界水腐蚀的性能。针对超临界水冷堆工况要求，设计了12Cr3W低活性F/M钢，进一步添加强碳化物形成元素V和Ta，同时对可以扩大γ相区的C、N和Mn等元素含量进行调整，最终设计并制备出一种V、Ta微合金化的12Cr3W系RAFM钢。

北京科技大学的学者采用Thermo-Calc热力学模拟计算与实验相结合的方法，优化设计了一种V、Ta微合金化的低活性F/M钢12Cr3WVTa，经1050℃水淬及780℃回火后对其显微组织及析出相进行光学显微镜、扫描电镜和透射电镜观察以及能谱分析。实验钢淬火回火后显微组织由回火马氏体和少量δ铁素体相组成，析出相主要为M23C6和MX相(M=V，Ta;X=C，N)，其中M23C6主要分布于回火马氏体板条界和相界，而MX弥散析出于回火马氏体板条内以及δ铁素体内。实验钢室温和高温(600℃)拉伸力学性能良好，600℃下材料抗拉强度为507MPa，屈服强度为402MPa，满足超临界水冷堆用包壳管的拉伸性能要求。

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