本发明属于金属材料，尤其涉及一种抗氧9cr耐热钢及其制备方法和应用。
背景技术：
1、现有的核能研究中，铅铋快堆(lbefr)的研究备受关注，该堆型利用液态铅铋共晶(lbe)作为冷却剂和散裂靶，具有优异的应用性能。而反应堆所采用的金属结构材料浸泡在lbe，会产生液态金属腐蚀(lmc)和液态金属脆化(lme)两个重要的材料降解效应。在液态金属腐蚀(lmc)中，以腐蚀范围划分可分为全面液态金属腐蚀和局部液态金属腐蚀，依据腐蚀的种类又可划分为氧化，溶解，侵蚀。当液体pb或lbe含有足够的溶解氧，会导致钢表面原位形成氧化膜，当氧化膜较薄、致密、无缺陷、粘附、抗自发散裂且在反应器相关温度下具有较低的金属/氧扩散率时，它们有望保护基底材料免受进一步的lmc。然而，随着氧化物厚度的增加，由于氧化物的导热系数较低，热传递效率降低，传热性能被抑制，从而加大了能量的损耗。
2、铅铋快堆(lbefr)的候选结构材料必须在非常恶劣的环境中可靠地运行，在这些环境中，材料的性能可能会由于辐射引起的损伤、液态金属腐蚀(lmc)、液态金属脆化(lme)、应力、嬗变、产生氦气原子的核反应以及上述所有效应的组合而降解，当核电结构材料暴露在液体lbe中时，严重的lmc降解效应往往会导致核电厂发电效率降低、核电厂运行寿命缩短等问题，在lmc中，由氧化效应导致的管道损坏尤为重要，故对管道金属的抗氧化性研究变得尤为重要。
3、目前有一些方案可以起到减轻lmc影响的作用，如反应堆系统参数设计、氧控制系统和材料创新(制作新材料或在现有材料基础上添置涂层)等。关于如何提高9cr耐热钢在lbe中的氧化抗力，目前主流的一些方式都存在着相应的弊端。例如反应堆工作参数(温度压强等)设计，反应堆内温度控制与npp经济学直接相反，无论是在热效率方面还是在探索新市场方面(例如，直接利用裂变反应释放的热量产氢)方面，只有在一定的温度阈值以上才在经济上可行。利用主动控氧系统控制lbe中的氧含量以减少结构材料的氧化是另一种方法，但是目前该项技术难以控制反应器系统中任何部分的氧势，因为缝隙、污垢沉积或充满静态lbe的封闭区域氧含量会自然下降；从逻辑上讲，这些区域的结构材料将受到lmc的影响(可能也会受到lme的影响，氧化膜厚度的下降可以阻碍紧凑的钢/hlm接触)；同时，氧传感器的制作也是一大难点，其外部陶瓷结构可能因液态lbe中的应力而开裂导致传感器内部渗入lbe，进而影响电极的使用和检测。在结构材料中添加耐蚀元素以提高钢材抗氧化性的方式是不少现有研究所努力攻克的目标，目前的问题是在添加耐蚀或抗氧化元素后，材料的力学性能等其他性能却不能得到保证，若在钢材与lbe接触部分面添置耐氧化涂层，则会面临更多的表面工程问题，镀膜设备的选择也至关重要。
4、9cr耐热钢由于其良好的力学性能以及优异的抗中子辐照性能，被推荐为建造铅基反应堆的结构材料，而目前对9cr耐热钢的抗氧化性研究主要集中在其含有的不同元素对氧的亲和力研究上，旨在分析fe、cr等元素如何与氧结合，生成何种氧化产物，是否能通过改变合金元素含量提高抗氧化性以及如何提高抗氧化性等。也就是说，目前大部分研究的关注重点在于元素本身化学性质对氧化的抗性。
技术实现思路
1、为了克服上述现有技术存在的至少一个问题，本发明的目的之一在于提供一种抗氧9cr耐热钢，该抗氧9cr耐热钢具有良好的抗氧化性能，可用于制备反应堆结构材料。
2、本发明的目的之二在于提供一种上述抗氧9cr耐热钢的制备方法。
3、本发明的目的之三在于提供一种上述抗氧9cr耐热钢在制备反应堆结构材料中的应用。
4、为了实现上述目的，本发明所采取的技术方案是：
5、本发明的第一方面提供了一种抗氧9cr耐热钢，所述抗氧9cr耐热钢的晶相结构中包括laves相。
6、在本发明的一些具体实施方式中，所述laves相的结构式为ab2；其中，a为mo、w或其组合，b为fe、cr或其组合。
7、在本发明的一些具体实施方式中，所述laves相的面积分数为0.5～1.2％。
8、在本发明的一些具体实施方式中，所述laves相的相界面处有尖晶石氧化物；所述尖晶石氧化物含有cr元素。
9、在本发明的一些具体实施方式中，所述尖晶石氧化物的cr含量为32～47wt.％。
10、在本发明的一些具体实施方式中，所述laves相中的cr含量为7～15wt.％。
11、本发明的第二方面提供了一种本发明的第一方面所述的抗氧9cr耐热钢的制备方法，包括以下步骤：将9cr耐热钢进行热处理，得到所述的抗氧9cr耐热钢。
12、在本发明的一些具体实施方式中，所述9cr耐热钢的cr含量为8～9.5wt.％。
13、在本发明的一些具体实施方式中，所述9cr耐热钢的mo含量为0.3～1.1wt.％。
14、在本发明的一些具体实施方式中，所述9cr耐热钢的w含量为0～2wt.％。
15、在本发明的一些具体实施方式中，所述热处理为热时效处理。
16、在本发明的一些具体实施方式中，所述热时效处理的温度为500～700℃。
17、在本发明的一些具体实施方式中，所述热时效处理的时间为100～50000h。
18、在本发明的一些具体实施方式中，在进行所述热处理前，在所述9cr耐热钢中添加w和/或mo元素。
19、在本发明的一些具体实施方式中，所述w元素的添加量为1～10at.％。
20、在本发明的一些具体实施方式中，所述w元素的添加量为1～10at.％。
21、本发明的第三方面提供了一种本发明的第一方面所述的抗氧9cr耐热钢在制备反应堆结构材料中的应用。
22、在本发明的一些具体实施方式中，所述反应堆为铅基反应堆；在本发明的一些更具体实施方式中，所述反应堆为铅铋快堆(lbefr)。
23、本发明的有益效果是：本发明发现9cr耐热钢在热处理过程中生成了一种金属间化合物laves相，且laves相具有良好的抗氧化性能，在9cr耐热钢中引入laves相得到了一种抗氧9cr耐热钢，其抗氧化性能良好，可有效减轻液态金属腐蚀现象，提高材料的使用寿命，本发明的抗氧9cr耐热钢在制备反应堆结构材料尤其是铅铋快堆结构材料中具有广泛的应用。
1.一种抗氧9cr耐热钢，其特征在于，所述抗氧9cr耐热钢的晶相结构中包括laves相。
2.根据权利要求1所述的抗氧9cr耐热钢，其特征在于，所述laves相的结构式为ab2；
3.根据权利要求1所述的抗氧9cr耐热钢，其特征在于，所述laves相的面积分数为0.5～1.2％。
4.根据权利要求1所述的抗氧9cr耐热钢，其特征在于，所述laves相的相界面处有尖晶石氧化物；所述尖晶石氧化物含有cr元素；优选地，所述尖晶石氧化物的cr含量为32～47wt.％；
5.权利要求1～4任一项所述的抗氧9cr耐热钢的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：
6.根据权利要求5所述的制备方法，其特征在于，所述9cr耐热钢的cr含量为8～9.5wt.％；
7.根据权利要求5所述的制备方法，其特征在于，所述热处理为热时效处理；优选地，所述热时效处理的温度为500～700℃；和/或，所述热时效处理的时间为100～50000h。
8.根据权利要求5所述的制备方法，其特征在于，在进行所述热处理前，在所述9cr耐热钢中添加w和/或mo元素。
9.根据权利要求8所述的制备方法，其特征在于，所述w元素的添加量为1～10at.％；
10.权利要求1～4任一项所述的抗氧9cr耐热钢在制备反应堆结构材料中的应用。
