項目名稱 核電關鍵材料及焊接部位在微納米尺度下的環(huán)境行為與失效

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1、 項目名稱： 核電關鍵材料及焊接部位在微納米尺度下的環(huán)境行為與失效機理 首席科學家： 韓恩厚 中國科學院金屬研究所 起止年限： 2010.9至2015.9 依托部門： 中國科學院  二、預期目標 1、總體目標： 本項目采用理論分析、原位觀察、模擬服役條件下力學性能實驗、計算機模擬、以及多種監(jiān)檢測手段的交叉復合與集成方法，從宏觀、細觀和微觀諸方面探討核電關鍵材料在使用環(huán)境中性能退化的全過程。以力學/化學/材料的交互作用為重點，研究微納米尺度上材料與環(huán)境界面交互作用的動力學過程，發(fā)展環(huán)境因素與材料交互作用的非線性耦合理論；以高度局部化為重點，發(fā)展材料在

2、環(huán)境中微納米尺度損傷演化的微細觀理論；以環(huán)境條件下的點蝕與裂紋萌生、短裂紋擴展為主，考慮長期服役的微納米尺度的特點，兼顧多尺度損傷的全過程，發(fā)展材料環(huán)境行為的預測模型與壽命預測和控制理論。發(fā)展材料微納米尺度損傷早期監(jiān)檢測、材料與特定關鍵結構的壽命評估兩類示范性技術。從而使我國該領域的基礎研究在國際上有更大影響，在材料的高溫高壓水腐蝕電化學、材料/力學/化學交互作用、監(jiān)檢測方法等方面處于國際先進水平；在輻照損傷描述、壽命預測模型、核電材料微動磨損方面做出具有中國特色的工作。以提高核電設備有效使用壽命、保障運行安全、降低技術事故率為目標，部分結果將直接用于我國核電站自主設計、自主建造、自主運行管理

3、之中，從而創(chuàng)造重大經濟效益和社會效益。同時，也為核電關鍵材料國產化提供一定的科學依據(jù)。 2、五年預期目標： （1）初步建立核電材料微納米尺度下環(huán)境損傷和失效評價的理論方法 初步闡明核電環(huán)境/關鍵材料在微納米尺度下的環(huán)境損傷機理，揭示材料破壞突發(fā)性和材料環(huán)境損傷漸進性間的內在聯(lián)系，形成具有復雜環(huán)境適應性的失效預測方法。在多環(huán)境因素對材料失效交互作用的非線性理論、材料在環(huán)境中損傷演化的微細觀問題、材料環(huán)境行為的模型與壽命預測等方面做出一系列前沿性工作，認識合金元素對材料環(huán)境行為的作用機制，為材料國產化提供基礎數(shù)據(jù)。發(fā)表一系列有國際影響的論文，在相關基礎理論方面達到國際先進水平。力學/化學

4、交互作用結果將在核電站材料制備和建造中的標準、規(guī)范、導則制訂中起重要作用。 （2）形成與基礎理論緊密聯(lián)系的若干關鍵技術基礎和兩項示范性技術 包括以材料損傷發(fā)展為基礎的剩余壽命評估技術，為我國的核安全評估與核電站延壽提供可利用的方法，力爭在接管安全端結構的壽命評估中實際應用；以復合與集成及在基礎理論上的創(chuàng)新為基礎的損傷早期監(jiān)檢測技術，實現(xiàn)大型試驗臺架的長期考核，努力探索在核電站中試用。通過提高使用壽命或保障運行安全、降低技術事故率，帶來重大的社會效益和經濟效益。 （3）積累數(shù)據(jù)和經驗，繼續(xù)完善核電材料環(huán)境行為數(shù)據(jù)庫，并為我國核電事業(yè)的發(fā)展培養(yǎng)一批人才和建設好試驗研究基地。 繼續(xù)收集國外數(shù)

5、據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫，為材料設計與制備、核電站設計、安全分析提供支撐。特別是得出60年的輻照損傷數(shù)據(jù)可直接為我國核電站壽命延長服務。培養(yǎng)一批不同層次的人才隊伍，包括省部級以上優(yōu)秀人才、博士生、碩士生。形成核電材料安全評價與檢測聯(lián)合基地，以滿足國家核電大發(fā)展的需求，不斷集成和提高技術水平和創(chuàng)新能力，為我國核電工業(yè)的高速發(fā)展奠定基礎，為自主解決核電材料工程問題提供必要的技術支持。  三、研究方案 1、 學術思路 核電材料工作在特殊的高溫高壓水環(huán)境條件下。材料的高溫電化學的熱力學、動力學是研究材料環(huán)境行為的基礎，環(huán)境參數(shù)、力學參數(shù)、材料成分與微觀結構的影響必須澄清。

6、同時，把材料本身的微觀結構與表面膜聯(lián)系，特別是將膜的特性與電化學行為聯(lián)系是認識規(guī)律和澄清機理的關鍵。而采用高溫高壓水中的原位測試方法（含電化學、光電化學、膜結構等）則是獲得良好結果的重要手段。而輻照又會對腐蝕過程產生顯著影響。 材料在服役環(huán)境中發(fā)生局部腐蝕和應力腐蝕歸根結底是由于微納米尺度缺陷處金屬原子的化學位增加，而制備過程中的表面冷加工和焊接不可避免，會在結構表面或內部產生高能結構或微區(qū)化學不均勻。點蝕坑底部或裂紋尖端在納米量級上高度局部化（局部材料、局部化學、局部力學）的特性與整體存在顯著差別。因此，必須通過研究晶界結構和網絡拓撲分布及晶界化學、裂紋路徑、近裂尖、裂尖和裂尖前沿潛在裂紋

7、發(fā)展路徑上的化學/結構/力學等因素，利用最先進的分析手段表征微納米尺度的結構和化學不均勻，然后跟蹤其腐蝕損傷演化過程，發(fā)現(xiàn)材料發(fā)生腐蝕和應力腐蝕破壞的機制。同時，環(huán)境中腐蝕產物和某些元素的沉積、擴散及其對材料腐蝕行為的影響也需要澄清。 輻照脆化的損傷機制是判定反應堆壓力容器是否能夠使用60年的關鍵。輻照硬化和脆化的根本原因在于輻照過程中部分元素在納米量級上的團聚、這些團聚缺陷和材料的原始缺陷對材料塑性變形過程的抑止，它涉及位錯與輻照缺陷的交互作用。大量的實驗不但非常昂貴，并且由于輻射問題實驗難度也很大，需要通過第一原理計算研究合金元素和殘余應力對團簇形成的影響，并結合小試樣試驗認識這種析出原

8、子團簇的交互作用過程及其與脆性轉變溫度間的關系。 微動磨損是蒸汽發(fā)生器中除應力腐蝕以外最主要的失效方式。微動磨損涉及到局部接觸點材料的組織和性能、環(huán)境溫度、水介質參數(shù)、載荷、位移、頻率等微動參數(shù)，是典型的多因素交互作用行為，非常復雜。在高溫高壓水中的數(shù)據(jù)極少。高溫高壓水環(huán)境和微動參數(shù)對材料鈍化膜特征、質量、修復能力和磨損速率的影響數(shù)據(jù)至今少見。計算機模擬計算與實驗結合則有可能提供出有效結果。 核電站設備要求高可靠性和安全性，損傷和缺陷的檢測與監(jiān)測必然要求早期、無損、在線（原位）?；诟g的電化學本質，根據(jù)本973項目上一期的基礎，電化學方法有可能滿足實現(xiàn)在微納級上的在線腐蝕損傷評價。但該檢

9、測方法需要向實用化發(fā)展，同時必需考核其在長期監(jiān)測過程中的穩(wěn)定性、可靠性，建立起可靠的方法和評價體系。 壽命預測模型既需要與損傷機理之間建立有機結合，又要根據(jù)具體結構的特征加以分析。由于要求核電站結構使用壽命長，焊接部位的微觀應力、材料微觀結構等對壽命和可靠性的影響明顯。考慮環(huán)境因素后的材料的損傷判據(jù)與目前使用的判據(jù)有幾倍甚至幾十倍的差別。 2、技術途徑 高溫電化學的研究將采用電位-pH圖研究熱力學，極化曲線、電化學阻抗與電化學噪聲研究動力學。通過理論計算、高溫高壓水電化學參數(shù)的原位測量、并把電化學研究與材料微觀結構分析有機結合。對高度局部化的環(huán)境特征和腐蝕產物特征，利用拉曼光譜考察成

10、分的影響，用紅外光譜原位測試分析，用原子力顯微鏡配合電化學直接觀測，用帶窗口的高溫高壓水模擬裝置原位研究光電化學、表面膜結構以及電化學特征。用劃傷電極研究膜的再鈍化行為。采用穩(wěn)定同位素標記方法，研究高溫高壓水環(huán)境中的氧化腐蝕機制。 采用嚴格控氫控氧的模擬核電一、二回路的高溫高壓水腐蝕試驗裝置進行腐蝕、應力腐蝕、腐蝕疲勞、微動磨損試驗。采用開展模擬輻照損傷的實驗；采用計算機模擬描述輻照損傷過程以減少昂貴的實驗。利用人工神經網絡分析各影響因素間的相互作用，建立各影響因素的關聯(lián)度。 微觀分析將采用掃描電鏡、電子背散射譜、二次離子質譜、高分辨透射電鏡、聚焦離子束、三維原子探針、小角度中子散射、正電

11、子湮沒、同步輻射X射線衍射、傅立葉紅外/遠紅外光譜、掃描隧道與原子力顯微鏡、同步輻射角分辨光電子能譜、俄歇能譜法、X射線光電子能譜等手段。 輻照損傷研究則既開展中子輻照試驗，也開展離子輻照模擬試驗，同時進行熱模擬和計算機模擬研究。在此過程中開展小試樣試驗和從宏觀到原子層次的多尺度微觀分析。最后不僅獲得60年輻照的數(shù)據(jù)，同時通過建立模型實現(xiàn)預測80年的輻照行為。 壽命預測方面，不僅直接進行大量實驗室試驗，而且將應用計算機技術，系統(tǒng)分析微觀上的力學、化學成分分布，特別針對焊接部位周圍進行細致分析，注重力學/化學/材料之間交互作用，建立模型開展預測。 以力學與化學的交互作用為例，技術路線如圖4

12、所示： 圖4 力學/化學交互作用研究的技術路線圖 以輻照損傷為例，技術路線如圖5所示： 圖5 壓力容器輻照性能與輻照老化模型預測研究技術路線 3、可行性分析 本項目已具備了良好的研究設備條件，包括實際核電站環(huán)境模擬設備、微觀分析設備、實驗室檢測設備等。 承擔項目的各單位在許多前期項目的支持下已取得了良好進展。特別是兩期973項目“材料的環(huán)境行為與失效機理”、“核電關鍵材料的環(huán)境行為與失效機理”整體從基礎理論方面已經為本項目的進一步突破提供了較好的基礎。同時，上個973項目的相關研究結果得到國外同行的承認，并應邀在相關國際大會上作特邀報告。舉兩個例子：(1)在高溫

13、高壓水中核電材料的表面膜、電化學熱力學和動力學研究方面的結果受到國外關注，應邀在日本舉辦的亞太地區(qū)核電材料會議上做唯一的大會特邀報告。通過與高溫高壓水電化學研究的奠基人、美國賓州大學的Macdonald教授交流，他計劃在2011年到中科院金屬所進行合作研究。(2)在核電高溫高壓水應力腐蝕機理方面的研究結果發(fā)表后，國際著名環(huán)境斷裂專家Newman教授在組織2010的Gordon會議時邀請本項目人員前往做特邀報告。 在輻照損傷研究方面，我國有熱室的兩個單位都繼續(xù)積極參加。同時，擁有我國唯一的三維原子探針單位和經驗豐富的院士隊伍也在其中。 已形成了老中青相結合、具有相當研究經驗的研究骨干隊伍，中

14、青年一代10余名具有在國外從事相關研究工作的經驗；研究單位包括長期專門從事核電研發(fā)工作的研究所、中科院研究所、大學、企業(yè)研究院所，形成了具有實力的跨部門、跨行業(yè)的強-強聯(lián)合的研究網絡，各單位之間的工作無論從已有基礎、還是從知識面與研究的側重面均有互補性。 與國外知名單位已建立了較好的交流合作渠道和關系，例如，美國的EPRI、GE、日本國立材料科學研究所、日本東北大學、韓國科學技術院、韓國漢城大學、比利時SCK·CEN研究所、瑞士PSI研究所，日本京都大學能源研究所等等。 現(xiàn)代基礎科學與理論（如：協(xié)同學、非平衡態(tài)熱力學與耗散結構、表面物理與表面化學、灰色系統(tǒng)理論、模糊數(shù)學等）的新進展使本項目

15、的研究突破成為可能；現(xiàn)代分析測試儀器（如：聚焦離子束、三維原子探針、小角度中子散射、正電子湮沒、掃描隧道與原子力顯微鏡、俄歇能譜法、環(huán)境掃描電鏡、定量會聚束衍射、同步輻射X射線衍射、同步輻射角分辨光電子能譜、微區(qū)電化學技術、激光拉曼、傅立葉紅外/遠紅外光譜等）的發(fā)展為本項目的研究突破提供了手段；計算機科學與技術的發(fā)展為材料環(huán)境行為的計算機分析與模擬提供了保障。舉一個例子：材料在高溫高壓水中腐蝕或產生應力腐蝕裂紋后，已經形成了表面產物膜或應力腐蝕裂紋；然后在體溶液中加入氧或氫的同位素做示蹤原子，研究體溶液中溶解氧的同位素或氫的同位素如何通過已有產物膜的缺陷通道到達材料表面參與腐蝕；如何在已經萌生

16、的裂紋內擴散和參與裂尖材料的腐蝕開裂。 因此，本項目的研究具有很強的可行性，不僅會在基礎研究方面取得重要進展，而且會帶來重大社會效益和經濟效益。  四、年度計劃 年度 研究內容 預期目標 第 一 年 1. 實驗材料的準備、樣品加工和處理； 2. 材料微區(qū)電化學行為與高溫電化學行為的研究； 3. 遴選理論模型和計算方法，通過計算確定中子對新鋯合金模擬輻照損傷的作用規(guī)律；完善光電化學實驗平臺； 4. 研究應變率冷加工處理對低碳不銹鋼樣品應力腐蝕的影響； 5. 研究不同晶界特征樣品的腐蝕，利用電子顯微鏡分析晶界碳化物形貌及分布與晶界結構的關系； 6. 國產RPV

17、材料力學性能測試；非放射性小樣品(0.5CT)多試樣法測試斷裂韌性技術研究；中子輻照方案設計； 7. 開展合金元素對Cu團簇影響的第一原理計算；通過對模擬輻照損傷材料的堆外340～400℃不同時間的時效處理，研究雜質元素原子團簇的析出過程； 8. 改進微動磨損設備和高溫高壓水汽環(huán)境設備，研究主要微動參數(shù)、材料微觀參數(shù)對裂紋萌生\擴展、摩擦系數(shù)和磨損量等的影響；搭建計算平臺，基于現(xiàn)有蒸汽發(fā)生器設計，計算出蒸汽發(fā)生器內換熱管附近的流場； 9. 實驗室模擬研究用的流通式高溫參比電極、pH電極、工作電極的設計和制備，高溫高壓水中典型低合金鋼、不銹鋼和鎳基合金的腐蝕行為特征參數(shù)的提取，典型低碳鋼、

18、不銹鋼及鎳基合金在高溫高壓水中的電化學噪聲特征譜研究； 10. 建立或改造蒸汽發(fā)生器熱態(tài)綜合試驗臺架和熱工與材料動水腐蝕試驗臺架，模擬電廠熱工水力、水化學實際工況； 11. 改造與調試模擬核電高溫高壓水循環(huán)腐蝕疲勞設備的測試平臺；研究焊接件的焊縫及組成、材料性質；安全端壓力容器側本體材料低合金鋼高溫水腐蝕疲勞實驗； 12. 繼續(xù)收集整理國外數(shù)據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫。 1. 得到微區(qū)成分和結構的常溫腐蝕電化學和水化學參數(shù)變化對高溫電化學的腐蝕動力學的影響規(guī)律； 2. 找出合適模型，獲得光電化學實驗技術的最佳工藝條件； 3. 初步明確應變率、冷加工對材料和裂紋萌生的影響

19、機理； 4. 分析晶界網絡分布的特點，獲得晶界碳化物分布狀態(tài)不同的各種樣品；總結出晶界碳化物形貌及分布形態(tài)與晶界結構特征的關系； 5. 獲得壓力容器鋼輻照前沖擊、拉伸性能數(shù)據(jù)；建立非放射性小樣品多試樣法斷裂韌性測試分析技術。獲得0.5CT多試樣法斷裂韌性測試數(shù)據(jù)；基本掌握合金元素和應力對Cu團簇形成的影響規(guī)律；建立并驗證Fe-Cu-Ni、Fe-P勢函數(shù),完成模擬計算手段升級改造；獲得合金（雜質）元素Cu、Ni、Mn、Si、P原子團簇的析出過程以及相應的沖擊韌性和脆性轉變溫度變化； 6. 總結出材料組織、性能和載荷對微動損傷規(guī)律的影響規(guī)律；在計算上實現(xiàn)蒸汽發(fā)生器單根換熱管與支撐件附近的流場

20、計算； 7. 完成實驗室模擬研究電極的設計與制備； 8. 完成典型低合金鋼、不銹鋼和鎳基合金在高溫高壓水中噪聲譜特征分析； 9. 確定建立或改造試驗臺架實施方案并完成蒸汽發(fā)生器熱態(tài)綜合試驗臺架建立； 10. 形成失效案例分析報告；獲得國產壓力容器用低合金鋼的高溫水腐蝕疲勞規(guī)律；得到焊接件材料基本性質； 11. 完善數(shù)據(jù)庫；發(fā)表SCI論文6篇；申請國家專利3項； 年度 研究內容 預期目標 第 二 年 1. 研究材料微觀結構對局部腐蝕電化學行為的影響；垢下局部電化學行為； 2. 通過重離子轟擊或加速器質子輻照，研究相當于堆內中子輻照導致dpa損傷水平的離子注入條件

21、； 3. 研究電位、溶解氧等對低碳不銹鋼發(fā)生SCC的影響；研究表面產物膜的成分和特征；研究碳化物在晶界形核長大與晶界結構的關系；利用3DAP分析不同晶界上元素的偏聚； 4. 建立可控溫的輻照裝置，開展國產RPV材料入堆輻照考驗；小樣品單試樣法測試斷裂韌性技術研究；研究缺陷的擴散機理及輻照缺陷的組態(tài)及分布； 5. 開展Cu團簇的形成和結構演化機制的模擬研究，開展透射電鏡原位拉伸和納米壓痕實驗研究；研究堆外時效處理合金及雜質元素原子團簇析出過程以及原子團簇析出后對沖擊韌性和脆性轉變溫度的影響。 6. 研究氧分壓、主要微動參數(shù)對304、316和690合金氧化膜特征和磨損性能的影響。計算和預測

22、流體漩渦脫落，紊流抖振和流體的彈性不穩(wěn)定性引起的單根換熱管的流致振動（FIV）情況； 7. 腐蝕電化學行為描述參數(shù)的優(yōu)化；設計并搭建高溫水電極及其測試系統(tǒng)與高溫高壓運行試驗回路的接口系統(tǒng)； 8. 開展低合金鋼、安全端主管道側本體材料不銹鋼的高溫水腐蝕疲勞實驗；研究溫水環(huán)境（室溫-373K）對壓力殼接管安全端構件各部位母材、焊縫及焊接熱影響區(qū)的斷裂韌性及斷裂行為的影響規(guī)律及機制； 9. 研究焊縫的金屬稀釋、融合線附近成分變化和顯微組織、微觀力學性能等；測試研究焊接件在模擬一回路運行及啟-停-維修時高溫高壓水環(huán)境中的應力腐蝕破裂和電化學特性，電極電位和雜質Cl離子濃度（模擬水中氧含量影響的本

23、質性參數(shù)）等環(huán)境因素的影響； 10. 繼續(xù)收集整理國外數(shù)據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫。 1. 得到微區(qū)成分和結構對高溫腐蝕電化學行為的影響參數(shù)；得到垢下局部電化學和腐蝕行為； 2. 建立模擬堆內中子輻照損傷的實驗技術方法； 3. 明確冷加工對材料表面和基體金屬間的組織結構和裂紋萌生的影響機理；明確電位、溶解氧等對低碳不銹鋼發(fā)生SCC的影響機理；明確電位、溶解氧等對低碳不銹鋼各種表面的表面腐蝕產物膜的成分和特征的影響；獲得不同晶界上元素偏聚的數(shù)據(jù)；總結不同結構類型晶界對碳化物析出的限制作用； 4. 建立CT試樣的單試樣法斷裂韌度測試分析技術，獲得0.5CT樣品單試樣法斷裂韌性

24、測試數(shù)據(jù)；獲得輻照初始缺陷的組態(tài)及分布； 5. 建立Cu團簇形成和結構演化原子過程模擬模型，得到Cu團簇熱模擬樣品；獲得初步的透射電鏡原位拉伸和納米壓痕實驗研究結果；獲得原子團簇共析出過程以及原子團簇析出后對沖擊韌性和脆性轉變溫度的影響機理； 6. 得出氣氛、溫度、載荷等對材料微動損傷的影響規(guī)律，建立微動損傷規(guī)律的溫度模型的，在數(shù)值模擬上建立蒸汽發(fā)生器中的FIV模型； 7. 建立起適合高溫高壓水環(huán)境的電化學噪聲譜解析和分析方法，構建出適合高溫高壓水環(huán)境的多通道噪聲檢監(jiān)測測試系統(tǒng)；明確蒸汽發(fā)生器熱態(tài)試驗臺架接口系統(tǒng)搭建實施方案，完成接口系統(tǒng)搭建及其相關預運行； 8. 獲得國產主管道不銹鋼

25、高溫水腐蝕疲勞規(guī)律及構件斷裂行為的影響規(guī)律；揭示國產核電用低合金鋼和不銹鋼的高溫水腐蝕疲勞機理和斷裂機制及其關鍵影響因素； 9. 獲得焊接件服役條件下的SCC特性及電化學特性； 10. 完善數(shù)據(jù)庫。發(fā)表SCI論文10篇。 年度 研究內容 預期目標 第 三 年 1. 研究焊縫材料微觀結構對電化學行為的影響； 2. 建立高溫高壓水光電化學性能測試的實驗研究平臺，研究數(shù)據(jù)的采集技術和分析手段； 3. 研究焊接處理后鎳基合金焊接結構、低碳不銹鋼焊接結構的熱影響區(qū)和熔合線的微觀結構、微觀化學、晶界取向等微觀缺陷和應力分布；研究低碳不銹鋼及焊接結構在模擬核電一回路環(huán)境中的裂紋擴展

26、規(guī)律； 4. 繼續(xù)研究應力腐蝕裂紋沿晶界擴展與晶界網絡拓撲分布的關系；研究具有不同晶界特征分布的樣品冷加工變形、焊接處理后腐蝕敏感性的差異；繼續(xù)利用3DAP研究晶界元素偏聚； 5. 繼續(xù)對國產RPV材料進行輻照考驗，累計輻照劑量達到6×1019 n/cm2；開展放射性（0.5CT）小樣品測試斷裂韌性技術研究；基于分子動力學、KMC研究輻照缺陷之間的相互作用，分析影響缺陷相互作用的因素；繼續(xù)開展Cu團簇的形成和結構演化機制的模擬研究以及位錯與Cu團簇交互作用研究； 6. 模擬制備焊縫材料相近的應力及組織，進行堆外熱時效，研究焊縫材料中原子團簇的析出現(xiàn)象及其與韌-脆轉變溫度變化的關系；研究加

27、工或淬火引入缺陷對原子團簇析出過程的影響以及原子團簇析出后對沖擊韌性和脆性轉變溫度的影響； 7. 研究pH值、微量侵蝕性離子、外加電位、流速對摩擦副磨損速率、表面氧化膜特征、鈍化膜/氧化膜修復能力等的影響；結合流體力學方面的信息，得出FIV導致的振動頻率、振動載荷和振動位移等參數(shù)，用有限元方法研究單管FIV與微動磨損（FW）間的關系； 8. 高溫高壓水中材料腐蝕與應力腐蝕裂紋萌生和擴展過程的電化學噪聲檢測及特征參數(shù)提取，高溫高壓動態(tài)水環(huán)境中腐蝕傳感器長期穩(wěn)定性研究，模擬電站條件下高溫高壓水中原位電化學噪聲的在線監(jiān)測； 9. 通過調試試驗臺架的運行參數(shù)及介質（如溫度、壓力、pH值、離子種類

28、及濃度）參數(shù)，考核驗證測試電極裝置及其計算結果的準確性及其它指標； 10. 構建應力分析結構模型，焊接殘余應力分析，機組正常服役工況、瞬態(tài)工況下應力分析； 11. 研究多因素交互作用和變因素條件下國產低合金鋼和不銹鋼的高溫高壓水腐蝕疲勞損傷行為與機制；開展接管安全端焊接材料在模擬壓水堆核電高溫高壓水中的腐蝕疲勞實驗，考察材料微觀組織及缺陷、環(huán)境溫度和水化學、載荷等因素的影響規(guī)律； 12. 研究含氫、硼溫水對構件各部位母材、焊縫及焊接熱影響區(qū)的斷裂韌性及斷裂行為的影響規(guī)律及機制； 13. 測試研究水中Cl離子濃度和力學因素（如應變速率和缺口存在）對焊接件在模擬一回路運行和啟-停-維修時高

29、溫高壓水環(huán)境中應力腐蝕破裂行為的影響；研究定性和定量預測異材焊接件在核島環(huán)境中關于應力腐蝕破裂壽命的方法。 14. 繼續(xù)收集整理國外數(shù)據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫。 1. 獲得焊縫結構與電化學腐蝕行為的對應規(guī)律； 2. 掌握高溫高壓水鋯合金腐蝕電化學性能變化規(guī)律； 3. 明確鎳基合金焊接結構、低碳不銹鋼焊接結構的熱影響區(qū)和熔合線的微觀結構、微觀化學、晶界取向等微觀缺陷和應力分布；明確低碳不銹鋼及焊接結構在模擬核電一回路環(huán)境中的SCC裂紋擴展規(guī)律； 4. 得出變形時位錯運動穿過不同類型晶界的差異；獲得晶界工程處理對提高熱影響區(qū)耐腐蝕性能影響的實驗數(shù)據(jù)； 5. 獲得輻照溫度為

30、288±10℃，快中子(E≥1MeV)注量達到～6×1019 n/cm2的輻照后樣品；建立0.5CT斷裂韌性放射性樣品測試技術與手段；獲得缺陷之間的相互作用機理及輻照對亞結構的影響；建立Cu團簇形成和結構演化過程； 6. 獲得焊縫材料中原子團簇的析出機理及其與韌-脆轉變溫度變化的關系。獲得缺陷(加工或淬火引入缺陷)對原子團簇析出過程的影響以及原子團簇析出后對沖擊韌性和脆性轉變溫度的影響機制；初步建立低Cu壓力容器材料輻照脆化模型； 7. 得出水環(huán)境、載荷和微動參數(shù)交互作用及其對微動損傷規(guī)律的影響規(guī)律，在數(shù)值模擬上建立微動磨損模型； 8. 探明高溫高壓水中腐蝕與裂紋萌生和擴展的電化學噪聲譜

31、特征，制作出適合高溫高壓水環(huán)境中長期測試的腐蝕傳感器，探索實際電站條件下的電化學噪聲譜特征； 9. 獲取運行參數(shù)及介質變化對高溫水電極系統(tǒng)影響的相關數(shù)據(jù)； 10. 完成焊接件各種工況應力分析報告； 11. 揭示國產核電用低合金鋼和不銹鋼腐蝕疲勞的多因素交互作用效應和變因素損傷機理；揭示安全端焊接材料的高溫水腐蝕疲勞機理及其關鍵影響因素； 12. 揭示含氫、硼溫水對構件斷裂行為的影響規(guī)律； 13. 初步形成應力腐蝕破裂壽命模型。 14. 完善數(shù)據(jù)庫；發(fā)表SCI論文10篇，申請發(fā)明專利1項。 年度 研究內容 預期目標 第 四 年 1. 微納米尺度上膜的特征研究，含微觀

32、結構、膜的物理性質、化學性質、膜形成的動力學過程； 2. 研究國產新鋯合金模擬堆內輻照腐蝕的氧化膜光電化學過程和微觀結構； 3. 研究低碳不銹鋼及焊接結構在模擬核電一回路環(huán)境中的SCC裂紋擴展規(guī)律； 研究各種裂紋內膜的成分和特征，及裂紋尖端的組織結構和化學成分的變化；通過形變及退火的方法制作大晶粒樣品，截取絲狀樣品進行腐蝕實驗，嘗試獲得含有單個晶界應力腐蝕開裂的樣品，進行顯微研究。 4. 將應力腐蝕開裂產生的裂紋尖端制備在TEM所能夠觀察研究的范圍內，分析研究晶界結構，晶界化學對開裂的綜合作用； 5. 樣品出堆，開展輻照后樣品力學性能測試（包括拉伸、沖擊和0.5CT斷裂韌性）及數(shù)據(jù)分析

33、；輻照后樣品的斷口分析及微結構觀察； 6. 研究SRO的形核、長大以及穩(wěn)定性以及析出相的析出條件、分布（尺寸分布及空間分布）、界面（表面/晶界/相界）的析出行為；研究位錯與點缺陷、析出相、SFT、位錯環(huán)、孔洞、晶界的相互作用，基于位錯動力學模擬研究初步解釋輻照硬化機制；Cu團簇與位錯交互作用的實驗和模擬研究，繼續(xù)進行Cu團簇試樣的透射電鏡原位拉伸實驗和納米壓痕實驗； 7. 研究RPV模擬鋼和實際焊縫材料中Ni-Mn-Si-Cu原子團簇析出初期及長大過程中成分的特征及變化；研究原子團簇析出以及長大過程中晶體結構可能發(fā)生的變化；輻照脆化模型優(yōu)化，并用輻照數(shù)據(jù)進行驗證，完成可靠性分析； 8.

34、研究溫度、載荷、位移和頻率對摩擦副表面塑性形變/硬化、氧化膜特征、磨損量及鈍化膜/氧化膜修復能力等的影響； 9. 將FIV模型擴展到蒸汽發(fā)生器管束與支撐件的復雜結構上，并計算這種復雜結構的微動磨損空間分布；同時結合模擬結果，深入開展不同摩擦副組合的微動磨損實驗工作； 10. 研究模擬壓水堆核電站一回路高溫高壓水溶液pH值的試驗測量原理和技術；針對核電大型臺架模擬裝置，設計、制備在線腐蝕電位監(jiān)檢測用的固體電極，并在實驗室小型模擬設備上開展測試； 11. 應用于核電站不同部位的高溫腐蝕電化學傳感器研制，用于在線檢測的成套電化學監(jiān)檢測系統(tǒng)的研制和優(yōu)化，核電站在役部件腐蝕損傷的在線電化學檢測技術

35、研究； 12. 測試高溫高壓條件下運行參數(shù)及介質（如溫度、壓力、pH值、離子種類及濃度）的變化對腐蝕檢測/監(jiān)測靈敏性的影響，并考核腐蝕電化學傳感器的穩(wěn)定性； 13. 異種鋼焊接件結構完整性分析技術研究；異種鋼焊接結構安全性評價判據(jù)研究； 14. 調整參數(shù)，繼續(xù)開展國產安全端材料的高溫高壓水腐蝕疲勞實驗，補充實驗數(shù)據(jù)；研究國產接管安全端材料的高溫高壓水腐蝕疲勞性能數(shù)據(jù)，結合國內外同內類材料的環(huán)境疲勞強度數(shù)據(jù)分析，確定材料的疲勞安全裕度；研究多因素交互作用效應和變因素影響規(guī)律的模型化或量化方法，構建基于腐蝕疲勞弱化機理的疲勞壽命設計或預測模型; 15. 總結不同環(huán)境、材料組織因素下材料的斷

36、裂韌性及斷裂行為之間的關系，探討其機理； 16. 補充性地測試研究焊接件在模擬核電高溫水環(huán)境中的應力腐蝕破裂行為；研究定性和定量預測異材焊接件在核島環(huán)境中關于應力腐蝕破裂壽命的方法； 17. 繼續(xù)收集整理國外數(shù)據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫 1. 得到高溫高壓水中的腐蝕產物膜的物理、化學等特征 2. 建立國產新鋯合金模擬堆內輻照腐蝕的動力學方程； 3. 明確低碳不銹鋼及焊接結構在模擬核電一回路環(huán)境中的裂紋擴展規(guī)律；明確裂紋內膜的成分和特征，及裂紋尖端的組織結構和化學成分的變化； 4. 得出晶界網絡拓撲分布對應力腐蝕開裂擴展影響的規(guī)律； 5. 獲得輻照后性能測試數(shù)據(jù)；獲得輻

37、照后力學性能測試樣品的斷口形貌、輻照缺陷等微觀觀察數(shù)據(jù)； 6. 完成析出相模擬以及缺陷與位錯相互作用的動力學模擬；建立輻照缺陷與位錯交互作用的模擬模型，完成Cu團簇試樣的透射電鏡原位拉伸實驗，完成納米壓痕實驗； 7. 獲得Ni-Mn-Si-Cu原子團簇析出初期及長大過程中成分的特征及變化機理，分析晶體結構可能發(fā)生的變化；獲得國產RPV材料輻照脆化趨勢預測模型，完成輻照脆化模型優(yōu)化及可靠性分析； 8. 得出水環(huán)境、載荷和微動參數(shù)交互作用及其對微動損傷規(guī)律的影響規(guī)律，建立微動損傷規(guī)律的水環(huán)境模型； 9. 預測蒸汽發(fā)生器內換熱管易受FW的部位，得出換熱器管和其支撐材料用材的優(yōu)化組合； 10

38、. 開發(fā)出模擬壓水堆核電站一回路高溫高壓水溶液pH值的試驗測量技術；完成適用于高溫高壓水在線腐蝕電位監(jiān)檢測用的固體電極的制備與實驗室測試校正； 11. 研制出適用于核電站不同部位的腐蝕電化學傳感器，研制出適合在線檢測的成套電化學監(jiān)檢測系統(tǒng)，提取出核電站在役部件腐蝕損傷的電化學噪聲譜特征； 12. 獲取運行參數(shù)及介質變化對腐蝕監(jiān)檢測靈敏性影響相關參數(shù)； 13. 形成異種鋼焊接件結構完整性評估分析技術，獲得安全端材料疲勞損傷的多因素交互作用效應或變因素影響規(guī)律的模型化或量化方法； 14. 構筑各種環(huán)境與組織因素影響的構件壽命模型； 15. 建立基于腐蝕疲勞弱化機理的疲勞壽命設計或預測模型

39、； 16. 形成應力腐蝕破裂壽命模型； 17. 建立和完善數(shù)據(jù)庫；發(fā)表SCI論文10篇，申請發(fā)明專利1項。 年度 研究內容 預期目標 第 五 年 1. 高溫高壓水中再鈍化行為 2. 和國內外的堆內輻照實驗數(shù)據(jù)以及堆外常規(guī)腐蝕性能進行比較，建立計算機模擬-重離子輻照-中子輻照新鋯合金性能的關聯(lián)性。 3. 利用SIMS和同位素示蹤方法研究表層變形和腐蝕的動力學過程； 4. 完善Radieff程序，開展缺陷長時間演化（~s--~h）的模擬計算，在此基礎上初步建立多尺度模擬手段； 5. 開展輻照缺陷材料的變形機制研究；研究原子團簇和位錯之間的相互作用，了解原子團簇在位

40、錯環(huán)境下的演化過程。對析出原子團簇的樣品進行退火試驗，分析原子團簇在退火對性能影響； 6. 綜合輻照試驗結果、微結構觀察分析、多尺度模擬計算，以及元素偏析行為模擬試驗等，研究國產A508-3鋼輻照損傷機理；應用輻照脆化模型和輻照性能測試結果評價我國RPV輻照脆化及剩余壽命預測； 7. 改進和完善計算模型，對蒸汽發(fā)生器管不同管徑、不同列管排列形式、不同流速和汽液比條件下的渦流、紊流流場的分布情況進行模擬對比，得出不同條件下FIV的空間分布，并最終得到FW的損傷情況。結合微動磨損實驗工作結果，優(yōu)化蒸汽發(fā)生器的設計和核電站運行參數(shù)。 在試驗和模擬結果的基礎上，建立含組織、溫度、水環(huán)境和微動等參數(shù)

41、的微動損傷圖譜；建立含溫度和水環(huán)境等參數(shù)的初步微動損傷模型； 8. 完善在線腐蝕電位監(jiān)檢測用的固體電極的設計；設計制備在線電極與核電大型模擬臺架的接口系統(tǒng)；在大型臺架上安裝電極，進行在線測試與校正； 9. 核電關鍵部件微納級在線腐蝕損傷的評價參數(shù)和評價方法的構建。電化學噪聲與聲發(fā)射技術聯(lián)用在線檢測材料腐蝕損傷的相關性研究。磁阻探針技術在檢測核電材料高溫高壓水中腐蝕損傷的可行性研究； 10. 腐蝕電化學傳感器測試系統(tǒng)測得的結果與采用超聲檢測方法和聲發(fā)生檢測方法測得的結果進行比對研究，必要時解剖試驗研究管段驗證測量結果的可靠性及準確度。形成工業(yè)化應用可行性分析總結報告； 11. 補充國產安

42、全端材料的高溫高壓水腐蝕疲勞實驗數(shù)據(jù)；針對國產壓水堆接管安全端材料，研究植入材料、環(huán)境、載荷等多因素交互作用效應的環(huán)境疲勞設計曲線；研究變因素條件下的環(huán)境疲勞設計曲線；結合核電站安全端的實際服役工況參數(shù)，開展其疲勞損傷或壽命評估方法研究； 12. 異種鋼焊接結構壽命預測模型應用驗證分析； 13. 繼續(xù)收集整理國外數(shù)據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫。 14. 五年工作的全面總結，撰寫并提交研究報告，結題驗收。 1. 得到高溫高壓水中材料的再鈍化規(guī)律 2. 數(shù)據(jù)采集與腐蝕機理歸納； 3. 明確表層變形和腐蝕的動力學過程；提出材料國產化的實驗室依據(jù)及材料改進的建議； 4. 建立初

43、步的多尺度模型； 5. 建立Cu團簇影響材料性能的模型；獲得原子團簇和位錯之間的相互作用機理以及原子團簇在位錯環(huán)境下的演化過程。掌握退火對原子團簇成分及力學性能的影響和機理； 6. 完成國產A508-3鋼輻照損傷機理分析，應用輻照脆化模型評估國產RPV輻照脆化趨勢（快中子(E≥1MeV)注量達到～1×1020 n/cm2； 7. 建立蒸汽發(fā)生器管束的FW預測軟件，建立核電關鍵材料微動損傷圖譜模型和初步損傷模型； 8. 完成適用于大型臺架的高溫高壓水在線腐蝕電位監(jiān)檢測用的電極的制備及其與大型臺架的接口的制備；完成臺架校正和驗證實驗； 9. 建立起適合核電關鍵部件微納級在線腐蝕損傷的評價

44、參數(shù)和評估方法； 10. 確定聲發(fā)射、磁阻探針技術在高溫高壓水中進行在線腐蝕損傷檢測的輔助作用。建立起適合核電關鍵部件微納級在線腐蝕損傷的評價參數(shù)表征和評估方法； 11. 建立植入材料、環(huán)境、載荷等多因素交互作用效應或變因素影響的環(huán)境疲勞設計曲線；建立國產壓水堆接管安全端的環(huán)境疲勞評估流程，給出其疲勞損傷或壽命評估實施例； 12. 異種鋼焊接結構壽命預測模型應用驗證分析； 13. 完善數(shù)據(jù)庫； 14. 發(fā)表SCI論文10篇。  一、研究內容 1、主要研究內容 (1) 高溫高壓水中的材料局部腐蝕與微區(qū)電化學研究 以鋯合金、不銹鋼、鎳基合金為對象，開展基體材料、焊接部位在

45、高溫高壓水中的腐蝕電化學行為研究。具體包括： a) 高溫高壓水化學的變化對電化學行為的影響；垢下的局部電化學行為； b) 材料微觀結構（含材料成分偏析、加工狀態(tài)、焊接等）對電化學行為的影響；高溫高壓水環(huán)境光電化學行為； c) 建立合適的理論模型和計算方法，通過計算確定中子對鋯合金模擬損傷的作用規(guī)律。通過重離子轟擊或加速器質子輻照，確定相當于堆內中子輻照導致dpa損傷水平的離子注入條件，研究模擬輻照對電化學行為的影響； d) 微納米尺度上膜的特征研究，含微觀結構、膜的物理性質、化學性質、膜形成的動力學過程、再鈍化行為，例如高溫高壓水腐蝕產物膜形成過程中電化學和純氧化的過程與比例； e)

46、 繼續(xù)收集整理國外數(shù)據(jù)，優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構，并把本項目數(shù)據(jù)入庫。 (2) 微納米尺度缺陷對高溫高壓水中應力腐蝕行為的影響研究 冷加工和焊接導致材料表面和內部的微納米尺度的結構、化學和力學不均勻，使局部化學位發(fā)生變化，增加了局部腐蝕和應力腐蝕敏感性。因此，選擇鎳基合金、低碳不銹鋼及其焊接結構： a) 定量化表征表面冷加工導致的表層微觀變形（包括位錯密度，納米化深度、殘余應力、晶界形變等），研究表層微觀形變對高溫高壓水中鎳基合金、不銹鋼及其焊接結構的腐蝕動力學的影響； b) 研究表層微納米尺度缺陷的力學-化學交互作用機制，即從微納米尺度缺陷腐蝕到應力腐蝕裂紋孕育發(fā)展的損傷演化規(guī)律； c) 研

47、究焊接結構的熱影響區(qū)和熔合線的微觀結構、微觀化學、晶界取向、微觀缺陷和局部應力分布，研究其對應力腐蝕裂紋擴展的影響機制； d) 研究晶界結構對晶界化學的影響，晶界工程處理對減輕焊接后熱影響區(qū)晶界腐蝕程度的影響，晶界網絡對塑性變形的響應，晶界網絡拓撲分布對應力腐蝕裂紋擴展的影響。 (3) 壓力容器鋼輻照損傷的微納米尺度研究及輻照老化模型 a) 輻照性能研究：開展國產RPV材料（母材和焊縫）服役環(huán)境溫度（288±5oC）下、相當服役60年注量水平（快中子，E≥1.0MeV）的加速輻照考驗，完成輻照后力學性能測試分析；開展輻照后試樣斷口及微結構觀察分析，獲得斷口形貌、輻照缺陷、元素偏析等觀察數(shù)

48、據(jù)，分析材料斷裂機制及輻照缺陷的影響； b) 斷裂韌性測試及分析技術研究：開展放射性試樣（0.5CT小試樣）單試樣法與多試樣法斷裂韌性測試及分析技術研究，完成輻照后斷裂韌性試樣測試分析，建立RPV小試樣斷裂韌性輻照監(jiān)督技術與手段； c) 輻照損傷多尺度模擬計算研究：開發(fā)和完善用于模擬輻照缺陷演化過程的Radieff程序；采用分子動力學和Monte-Carlo方法，開展輻照缺陷（點缺陷、缺陷團簇、析出相、雜/溶質原子、位錯環(huán)、孔洞等）形成與演化、缺陷間相互作用，及其對材料力學性能影響的模擬研究，并與試驗觀察對比分析； d) RPV輻照脆化趨勢預測模型與技術研究：結合文獻數(shù)據(jù)調研分析，從理論

49、與經驗兩方面開展國產RPV鋼輻照脆化行為規(guī)律與預測模型/技術研究，建立國產RPV鋼輻照脆化預測模型； e) 輻照損傷機理研究：綜合輻照試驗結果、微納米尺度組織與結構分析、多尺度模擬計算，以及微量元素偏析行為模擬試驗等，開展國產RPV鋼輻照損傷機理研究。研究微納米尺度缺陷與宏觀力學性能之間的關系。 (4) 高溫高壓水中的材料微動磨損的規(guī)律和機制研究 將數(shù)值模擬技術與實驗研究相結合，研究不同材料組合、力學條件、化學條件之組合后的微動磨損行為。 a) 研究不同核電關鍵材料組合之間的微動損傷規(guī)律與機制，如晶粒尺寸、晶界碳化物大小和數(shù)量、材料表面硬度對裂紋萌生\擴展、摩擦系數(shù)和磨損量等的影響，并

50、研究載荷、位移、頻率等參數(shù)變化的影響； b) 研究氣氛和溫度對材料微動損傷規(guī)律的影響，主要包括在真空條件下、320°C溫度、氧分壓及微動參數(shù)（載荷、位移、頻率等）對不銹鋼、鎳基合金材料氧化膜特征和磨損性能的影響； c) 研究水環(huán)境條件對材料微動損傷規(guī)律的影響，主要包括pH值、微量侵蝕性離子（Cl-、溶解氧和溶解氫）、外加電位、流速、溫度對摩擦副磨損速率。與課題1結合，研究表面氧化膜特征、鈍化膜/氧化膜修復能力等的影響。并注意它們與載荷、位移和頻率等主要微動參數(shù)之間的交互作用； d) 核電關鍵材料微動損傷圖譜模型和初步損傷模型的建立。通過模擬計算來確定不同工況條件下的振動頻率等參數(shù)，不同換

51、熱管材料/支撐件材料的搭配、換熱器管間距和支撐件形式與微動磨損致振動間的關系，以及蒸汽發(fā)生器內微動磨損敏感部位。 (5) 高溫高壓水中腐蝕與裂紋的在線檢測/監(jiān)測研究 a) 研究核電高溫高壓水中材料腐蝕損傷表征參數(shù)。與課題１、2結合，在高溫高壓水中典型不銹鋼、鎳基合金、焊接接頭的腐蝕特征基礎上，提取出腐蝕、應力腐蝕、晶間腐蝕過程中的電化學噪聲譜特征參數(shù)； b) 核電高溫高壓水環(huán)境電化學測量電極與測量方法研究，包括實驗室模擬研究用的流通式高溫參比電極、pH電極、工作電極的設計和制備，相關測試原理與方法研究；材料初始狀態(tài)、溶液溫度、pH值、雜質離子種類與濃度等對材料電化學腐蝕行為的影響規(guī)律；高

52、溫高壓水化學參數(shù)變化與電化學測量敏感特征參數(shù)的對應關系； c) 高溫高壓水環(huán)境中材料腐蝕損傷監(jiān)檢測的方法研究，包括高溫高壓動態(tài)水環(huán)境中腐蝕傳感器長期穩(wěn)定性，多通道電化學噪聲監(jiān)測系統(tǒng)的硬軟件技術，以及探索電化學噪聲與聲發(fā)射技術聯(lián)用在線檢測材料腐蝕損傷的相關性，磁阻探針技術在檢測核電材料高溫高壓水中腐蝕損傷的可行性研究； d) 核電站在役運行關鍵部件的在線腐蝕損傷監(jiān)檢測與安全評估，包括適用于核電站的在線腐蝕電位監(jiān)檢測用的固體參比電極、pH電極、高溫高壓水氧化特征評價用的氧化還原電極；用于在線檢測的成套電化學監(jiān)檢測系統(tǒng)的研制和優(yōu)化，核電站在役部件腐蝕損傷的在線電化學檢測技術研究，微納級在線腐蝕損

53、傷的評價參數(shù)和評估體系研究； e) 模擬電廠實際狀況，在臺架上設計并搭建在線腐蝕監(jiān)檢測用的傳感器測量裝置與試驗回路的接口系統(tǒng)；在線傳感器的安裝、測試與校正，通過改變試驗臺架的運行工況，測試在線電化學監(jiān)檢測傳感器的靈敏度和可靠性。 (6) 高溫高壓水中材料損傷行為的預測模型 選擇國產壓水堆接管安全端為研究對象，研究接管嘴本體材料、接管嘴內襯堆焊層材料、安全端本體材料、異種金屬焊接部位材料的應力腐蝕、腐蝕疲勞、斷裂韌性，以及接管安全端的壽命預測方法。具體包括： a) 研究核電服役環(huán)境中異材焊接材料的應力腐蝕特性，包括水化學等環(huán)境參數(shù)(含波動、啟-停-維護)的影響、微觀成分及組織結構特征、力

54、學條件的影響； b) 研究壓水堆服役高溫高壓水腐蝕疲勞弱化行為與機理：基體材料與異種金屬焊接部位材料在模擬壓水堆核電高溫高壓水中腐蝕疲勞行為，考察材料因素（制備工藝、熱處理、微觀組織及缺陷等）、環(huán)境和水化學因素（溫度、溶解氫、溶解氧等）、載荷因素（應變速率、應變幅等）的影響規(guī)律；研究多因素交互作用和變因素條件下材料的高溫高壓水腐蝕疲勞損傷行為與機制； c) 研究溫度、水環(huán)境及水介質參數(shù)變化對壓力殼接管安全端構件各部位母材、焊縫及焊接熱影響區(qū)的斷裂韌性及斷裂行為的影響規(guī)律及機制；研究環(huán)境因素、焊接位置組織結構與構件各位置材料的斷裂韌性及斷裂行為之關系； d) 異種鋼焊接結構壽命預測模型研究

55、，包括異種鋼焊接結構的應力腐蝕模型、考慮多因素交互作用效應的腐蝕疲勞壽命模型； e) 異種鋼焊接結構安全性評價技術與應用驗證分析，包括異種鋼焊接結構應力分析、焊接殘余應力分析、機組正常服役工況和瞬態(tài)工況下應力分析；異種鋼焊接結構完整性分析技術與安全性評價判據(jù)；壽命預測模型的應用驗證分析。 2、關鍵科學問題 以下三個方面是制約本學科發(fā)展的、急待解決的關鍵科學問題。 (1) 環(huán)境因素與材料交互作用的非線性耦合理論 環(huán)境與材料交互作用具有非線性、開放性的特征。例如，當材料在腐蝕性環(huán)境中工作時，金屬的化學位在應力的作用下會發(fā)生變化，進而對電化學反應產生顯著影響；金屬變形不僅改變了離子放電

56、過電位，也改變了電極表面的吸附過程；位錯所致平均非線性膨脹的變形電位值對金屬中電荷遷移的電磁現(xiàn)象和電子逸出功產生作用；微納米尺度缺陷的化學位增量與高溫高壓水腐蝕損傷之間的存在關系。電化學反應產物或溶液中的物質會擴散到材料內部，又反過來改變材料的性質。從介質成分來看，同種化學成分在不同的反應過程和步驟中的作用甚至可能相反。磨損會改變膜結構甚至材料自身的微觀結構，再與載荷、環(huán)境的交互作用而顯著加速損傷過程。輻照能顯著加速腐蝕的開始和演化。這里，將以力學/化學/材料的交互作用原理為重點。同時，材料表面微觀缺陷產生局部腐蝕或應力腐蝕，點蝕坑內部或裂紋尖端局部環(huán)境的化學元素和裂尖局部材料的化學結構、組織

57、結構及力學分布等都發(fā)生了顯著變化，損傷機制隨之發(fā)生變化。 (2) 材料在環(huán)境中損傷演化的微細觀理論 利用現(xiàn)代分析測試手段，研究材料的形變局部化和腐蝕局部化與它們之間的交互作用過程（如裂紋尖端材料在原子尺度上的變化、裂紋尖端周圍局部環(huán)境條件的變化過程、以及在位錯、分子、原子水平上材料與環(huán)境的交互作用行為等）、腐蝕電化學的反應動力學步驟、雙電層周圍材料/溶液界面的動態(tài)變化過程、微裂紋的形成、聯(lián)接和長大動力學過程、點蝕萌生和裂紋萌生與膜的物理特性、化學性質、結構特征之關系等。輻照導致的材料中一些元素的團聚及其反過來對材料性能的退化等。這里特別是在微米、納米尺度上的微觀參數(shù)變化特征與宏觀性能之間的

58、聯(lián)系，從微納米尺度缺陷高溫高壓水腐蝕到應力腐蝕裂紋孕育、發(fā)生和發(fā)展的損傷演化規(guī)律，體環(huán)境中的氧化劑對裂紋尖端電化學反應（即裂紋擴展）的影響，微納米尺度上的缺陷（析出物）的成因、演化、相互作用，以及對大尺度下輻照脆化的具體作用與貢獻程度。 (3) 材料環(huán)境行為的模型與壽命預測和控制理論 當局部應力或化學驅動力大于原子鍵合力時微裂紋形成或微點蝕坑形成。建立物理意義明確的微裂紋或點蝕形成與擴展的動力學模型和確定性壽命預測模型、短裂紋的擴展模型；針對材料、環(huán)境和力學的交互作用的特性，建立植入環(huán)境參量的疲勞設計方法、以及這些模型在不同階段的主要控制參量。 3、研究特色和創(chuàng)新點 本項目針對核電

59、環(huán)境中多因素與材料的交互作用，研究材料環(huán)境行為的全過程。在本學科關鍵科學問題上取得突破，通過所形成的示范技術在核電站中的應用，取得重大經濟效益和社會效益。 l 發(fā)展三個基礎理論：多種環(huán)境因素對材料失效交互作用的非線性耦合理論（注重力學/化學的交互作用）、材料在環(huán)境中損傷演化的微細觀理論（以高度局部化為特征、把損傷或腐蝕過程與材料的微觀結構有機聯(lián)系）、材料環(huán)境行為的模型與壽命預測理論（考慮環(huán)境效應、基于小缺陷和預損傷的特點）。具體舉例如下： ? 利用原位方法研究腐蝕電化學動力學，并把腐蝕動力學過程與材料表面膜結構有機結合起來。 ? 利用先進的分析和觀察手段，定量化表征表面冷加工導致的表層微

60、觀變形及其在高溫高壓水中的長期可靠性；結合示蹤原子等方法，深入研究材料微納米尺度缺陷在高溫高壓水中的微觀氧化過程，損傷演變、應力腐蝕裂紋孕育、萌生到擴展的微觀機制；利用三維原子探針、EBSD等表征晶界結構、晶界網絡拓撲分布、偏析和碳化物、晶內應力與應變局部化分布與晶界取向的關系。 ? 國內首次開展相當于RPV服役60年輻照性能研究、RPV輻照損傷多尺度理論模擬計算、放射性試樣輻照缺陷的微觀觀察分析，以及國產A508-3輻照脆化趨勢模型預測技術研究。 l 建立兩類示范性技術：損傷早期的監(jiān)檢測示范性技術，尤其是把電化學方法用于核電環(huán)境中的材料損傷監(jiān)測與檢測；核電關鍵材料與結構的壽命評估技術。而這兩類示范技術的課題由企業(yè)牽頭，大學和研究所配合基礎研究。具體舉例如下： ? 能適應高溫高壓水中長期使用的電化學探頭、基于電化學原理的原位監(jiān)測/檢測方法與系統(tǒng)。 ? 針對復雜焊接結構的壽命預測方法。 l 針對我國的材料體系，已獲得三大核電集團（含其核電站）的認可和積極支持，集中核電專業(yè)研究機構、國立研究機構和大學，以提高有效使用壽命、保障安全運行、降低技術事故率為目標，為核電站提供可利用的技術和方法，并在實施中取得實效。通過目前商用和國產材料的對比研究，得到影響材料性能和環(huán)境行為的合金成分范圍與環(huán)境控制條件，促進材料國產化進程。