铅冷快堆是目前核电领域中重点发展的第四代原子能堆型之一,燃料包壳管是堆芯组件中的核心构件。包壳管对内需要承受高能中子辐照并稳定导出热量,对外需要经受冷却剂冲刷并避免堆芯放射性物质泄露,服役条件非常苛刻,因此快堆包壳管所用材料在流动液态金属、快中子辐照和高温等外部环境因素共同作用下仍需具备良好的综合性能。奥氏体不锈钢具有机械性能良好、耐腐蚀性能优异、价格低廉并且易于加工等特点,被广泛作为快堆包壳管的备选材料。硅元素可以提高奥氏体不锈钢氧化膜的形成能力,改善合金的抗腐蚀性能,但硅元素的添加明显对预变形合金组织结构和力学性能产生影响。本课题以铅冷快堆用奥氏体不锈钢为研究背景,设计了1.0Si、1.5Si和2.0Si三种不同成分合金,借助性能测试和材料显微结构表征等手段来研究分析合金力学性能。实验得出主要结论如下:(1)合金中的硅元素含量由1.0提高至2.0,变形孪晶体积分数增加3.35%,合金的屈服强度提高62MPa,抗拉强度提高76MPa,但合金延伸率没有降低。Si元素降低合金的层错能,提高位错滑移阻力,变形孪晶容易形成;Si元素含量增加促进变形孪晶体积分数增多,提高合金强度。(2)合金经过450℃/1000h时效后,组织内析出了大量细小TiC相,并在孪晶处析出更为密集;孪晶体积分数越多,第二相沉淀强化效果增强,提高合金强度。(3)合金中硅含量越高,合金在650℃下的持久性能越差;主要原因为在晶界处析出数量较多的σ相,且硅元素含量越多,σ相析出的数量越多,微小空洞易形成于在σ相聚集的三叉晶界处,进而连续成裂纹,降低晶界强度,缩短合金持久寿命。(4)合金中硅含量越高,合金在550℃下的持久性能越强;主要原因为在改温度下析出的σ相的数量较少,尺寸较小,析出相在晶界分布更均匀,对裂纹扩展有抑制作用,少量细小析出且沿晶界均匀分布可以提高材料的持久寿命。