第四代核反应堆对于燃料组件材料的性能提出了更高的要求,其中最关键的是高温强度和抗辐照肿胀性能。快堆能否成功顺利的运行,在很大程度上取决于快堆燃料组件中的包壳管。包壳管必须承受堆内苛刻的工作条件并且保持燃料元件的完整性。当前诸多反应堆包壳管材料是奥氏体不锈钢(如316L、15-15Ti),奥氏体不锈钢具有良好的高温蠕变、抗疲劳性能和低温韧性,但是其抗辐照肿胀性能较差。经过调研,通过优化晶粒尺寸和晶界特征,可以显著提高奥氏体不锈钢的抗辐照肿胀性能。良好的抗辐照肿胀性能依赖于优化的晶粒尺寸和晶界特征,但是普遍观点是纳米结构组织的热稳定性较差。本论文主要研究多道次室温等径角挤压法(ECAP)制备Fe-14Cr-16Ni和316L纳米结构奥氏体钢过程中组织演化和力学性能变化,然后通过后续热处理研究纳米结构奥氏体钢的热稳定性。经过六道次室温ECAP挤压制备了具有纳米结构的奥氏体钢。在挤压六道次时Fe-14Cr-16Ni的平均晶粒尺寸达到~91nm。在挤压六道次后316L的平均晶粒尺寸达到~61nm。在室温挤压的过程中固溶态奥氏体不锈钢受到纯剪切力作用下变形,发生位错细化、孪晶细化和相变细化过程,形成随机取向的纳米晶粒,并且在组织中引入大量位错,吸收由辐照产生的点缺陷,增加吸收裂变产物的陷阱。后续热处理实验结果表明:(1)短时时效(1h)后Fe-14Cr-16Ni在500℃能够保持组织结构和良好力学性能的热稳定性,316L在700℃时能够保持良好的热稳定性;(2)长时时效(24h)Fe-14Cr-16Ni在500℃时依旧能够保持良好的热稳定性,316L在600℃下保持良好的热稳定性;(3)后续热处理中,纳米结构奥氏体钢发生了高密度位错的运动和重组、亚晶粒的形成和长大及再结晶过程。论文确定了纳米结构奥氏体不锈钢保持热稳定性的温度界限,研究了其组织演化与力学性能。对奥氏体钢作为包壳管或外套管材料的进一步应用提供了依据。本文对第四代核反应堆燃料组件用材料的研究具有借鉴意义。