项目名称 核电关键材料及焊接部位在微纳米尺度下的环境行为与失效.doc

项目名称：核电关键材料及焊接部位在微纳米尺度下的环境行为与失效机理首席科学家：韩恩厚 中国科学院金属研究所起止年限：2010.9至2015.9依托部门：中国科学院二、预期目标1、总体目标：本项目采用理论分析、原位观察、模拟服役条件下力学性能实验、计算机模拟、以及多种监检测手段的交叉复合与集成方法，从宏观、细观和微观诸方面探讨核电关键材料在使用环境中性能退化的全过程。以力学/化学/材料的交互作用为重点，研究微纳米尺度上材料与环境界面交互作用的动力学过程，发展环境因素与材料交互作用的非线性耦合理论；以高度局部化为重点，发展材料在环境中微纳米尺度损伤演化的微细观理论；以环境条件下的点蚀与裂纹萌生、短裂纹扩展为主，考虑长期服役的微纳米尺度的特点，兼顾多尺度损伤的全过程，发展材料环境行为的预测模型与寿命预测和控制理论。发展材料微纳米尺度损伤早期监检测、材料与特定关键结构的寿命评估两类示范性技术。从而使我国该领域的基础研究在国际上有更大影响，在材料的高温高压水腐蚀电化学、材料/力学/化学交互作用、监检测方法等方面处于国际先进水平；在辐照损伤描述、寿命预测模型、核电材料微动磨损方面做出具有中国特色的工作。以提高核电设备有效使用寿命、保障运行安全、降低技术事故率为目标，部分结果将直接用于我国核电站自主设计、自主建造、自主运行管理之中，从而创造重大经济效益和社会效益。同时，也为核电关键材料国产化提供一定的科学依据。2、五年预期目标：（1）初步建立核电材料微纳米尺度下环境损伤和失效评价的理论方法初步阐明核电环境/关键材料在微纳米尺度下的环境损伤机理，揭示材料破坏突发性和材料环境损伤渐进性间的内在联系，形成具有复杂环境适应性的失效预测方法。在多环境因素对材料失效交互作用的非线性理论、材料在环境中损伤演化的微细观问题、材料环境行为的模型与寿命预测等方面做出一系列前沿性工作，认识合金元素对材料环境行为的作用机制，为材料国产化提供基础数据。发表一系列有国际影响的论文，在相关基础理论方面达到国际先进水平。力学/化学交互作用结果将在核电站材料制备和建造中的标准、规范、导则制订中起重要作用。（2）形成与基础理论紧密联系的若干关键技术基础和两项示范性技术包括以材料损伤发展为基础的剩余寿命评估技术，为我国的核安全评估与核电站延寿提供可利用的方法，力争在接管安全端结构的寿命评估中实际应用；以复合与集成及在基础理论上的创新为基础的损伤早期监检测技术，实现大型试验台架的长期考核，努力探索在核电站中试用。通过提高使用寿命或保障运行安全、降低技术事故率，带来重大的社会效益和经济效益。（3）积累数据和经验，继续完善核电材料环境行为数据库，并为我国核电事业的发展培养一批人才和建设好试验研究基地。继续收集国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库，为材料设计与制备、核电站设计、安全分析提供支撑。特别是得出60年的辐照损伤数据可直接为我国核电站寿命延长服务。培养一批不同层次的人才队伍，包括省部级以上优秀人才、博士生、硕士生。形成核电材料安全评价与检测联合基地，以满足国家核电大发展的需求，不断集成和提高技术水平和创新能力，为我国核电工业的高速发展奠定基础，为自主解决核电材料工程问题提供必要的技术支持。三、研究方案1、 学术思路 核电材料工作在特殊的高温高压水环境条件下。材料的高温电化学的热力学、动力学是研究材料环境行为的基础，环境参数、力学参数、材料成分与微观结构的影响必须澄清。同时，把材料本身的微观结构与表面膜联系，特别是将膜的特性与电化学行为联系是认识规律和澄清机理的关键。而采用高温高压水中的原位测试方法（含电化学、光电化学、膜结构等）则是获得良好结果的重要手段。而辐照又会对腐蚀过程产生显著影响。材料在服役环境中发生局部腐蚀和应力腐蚀归根结底是由于微纳米尺度缺陷处金属原子的化学位增加，而制备过程中的表面冷加工和焊接不可避免，会在结构表面或内部产生高能结构或微区化学不均匀。点蚀坑底部或裂纹尖端在纳米量级上高度局部化（局部材料、局部化学、局部力学）的特性与整体存在显著差别。因此，必须通过研究晶界结构和网络拓扑分布及晶界化学、裂纹路径、近裂尖、裂尖和裂尖前沿潜在裂纹发展路径上的化学/结构/力学等因素，利用最先进的分析手段表征微纳米尺度的结构和化学不均匀，然后跟踪其腐蚀损伤演化过程，发现材料发生腐蚀和应力腐蚀破坏的机制。同时，环境中腐蚀产物和某些元素的沉积、扩散及其对材料腐蚀行为的影响也需要澄清。辐照脆化的损伤机制是判定反应堆压力容器是否能够使用60年的关键。辐照硬化和脆化的根本原因在于辐照过程中部分元素在纳米量级上的团聚、这些团聚缺陷和材料的原始缺陷对材料塑性变形过程的抑止，它涉及位错与辐照缺陷的交互作用。大量的实验不但非常昂贵，并且由于辐射问题实验难度也很大，需要通过第一原理计算研究合金元素和残余应力对团簇形成的影响，并结合小试样试验认识这种析出原子团簇的交互作用过程及其与脆性转变温度间的关系。微动磨损是蒸汽发生器中除应力腐蚀以外最主要的失效方式。微动磨损涉及到局部接触点材料的组织和性能、环境温度、水介质参数、载荷、位移、频率等微动参数，是典型的多因素交互作用行为，非常复杂。在高温高压水中的数据极少。高温高压水环境和微动参数对材料钝化膜特征、质量、修复能力和磨损速率的影响数据至今少见。计算机模拟计算与实验结合则有可能提供出有效结果。核电站设备要求高可靠性和安全性，损伤和缺陷的检测与监测必然要求早期、无损、在线（原位）。基于腐蚀的电化学本质，根据本973项目上一期的基础，电化学方法有可能满足实现在微纳级上的在线腐蚀损伤评价。但该检测方法需要向实用化发展，同时必需考核其在长期监测过程中的稳定性、可靠性，建立起可靠的方法和评价体系。寿命预测模型既需要与损伤机理之间建立有机结合，又要根据具体结构的特征加以分析。由于要求核电站结构使用寿命长，焊接部位的微观应力、材料微观结构等对寿命和可靠性的影响明显。考虑环境因素后的材料的损伤判据与目前使用的判据有几倍甚至几十倍的差别。2、技术途径高温电化学的研究将采用电位-pH图研究热力学，极化曲线、电化学阻抗与电化学噪声研究动力学。通过理论计算、高温高压水电化学参数的原位测量、并把电化学研究与材料微观结构分析有机结合。对高度局部化的环境特征和腐蚀产物特征，利用拉曼光谱考察成分的影响，用红外光谱原位测试分析，用原子力显微镜配合电化学直接观测，用带窗口的高温高压水模拟装置原位研究光电化学、表面膜结构以及电化学特征。用划伤电极研究膜的再钝化行为。采用稳定同位素标记方法，研究高温高压水环境中的氧化腐蚀机制。采用严格控氢控氧的模拟核电一、二回路的高温高压水腐蚀试验装置进行腐蚀、应力腐蚀、腐蚀疲劳、微动磨损试验。采用开展模拟辐照损伤的实验；采用计算机模拟描述辐照损伤过程以减少昂贵的实验。利用人工神经网络分析各影响因素间的相互作用，建立各影响因素的关联度。微观分析将采用扫描电镜、电子背散射谱、二次离子质谱、高分辨透射电镜、聚焦离子束、三维原子探针、小角度中子散射、正电子湮没、同步辐射X射线衍射、傅立叶红外/远红外光谱、扫描隧道与原子力显微镜、同步辐射角分辨光电子能谱、俄歇能谱法、X射线光电子能谱等手段。辐照损伤研究则既开展中子辐照试验，也开展离子辐照模拟试验，同时进行热模拟和计算机模拟研究。在此过程中开展小试样试验和从宏观到原子层次的多尺度微观分析。最后不仅获得60年辐照的数据，同时通过建立模型实现预测80年的辐照行为。寿命预测方面，不仅直接进行大量实验室试验，而且将应用计算机技术，系统分析微观上的力学、化学成分分布，特别针对焊接部位周围进行细致分析，注重力学/化学/材料之间交互作用，建立模型开展预测。以力学与化学的交互作用为例，技术路线如图4所示：图4 力学/化学交互作用研究的技术路线图以辐照损伤为例，技术路线如图5所示：图5 压力容器辐照性能与辐照老化模型预测研究技术路线3、可行性分析本项目已具备了良好的研究设备条件，包括实际核电站环境模拟设备、微观分析设备、实验室检测设备等。承担项目的各单位在许多前期项目的支持下已取得了良好进展。特别是两期973项目“材料的环境行为与失效机理”、“核电关键材料的环境行为与失效机理”整体从基础理论方面已经为本项目的进一步突破提供了较好的基础。同时，上个973项目的相关研究结果得到国外同行的承认，并应邀在相关国际大会上作特邀报告。举两个例子：(1)在高温高压水中核电材料的表面膜、电化学热力学和动力学研究方面的结果受到国外关注，应邀在日本举办的亚太地区核电材料会议上做唯一的大会特邀报告。通过与高温高压水电化学研究的奠基人、美国宾州大学的Macdonald教授交流，他计划在2011年到中科院金属所进行合作研究。(2)在核电高温高压水应力腐蚀机理方面的研究结果发表后，国际著名环境断裂专家Newman教授在组织2010的Gordon会议时邀请本项目人员前往做特邀报告。在辐照损伤研究方面，我国有热室的两个单位都继续积极参加。同时，拥有我国唯一的三维原子探针单位和经验丰富的院士队伍也在其中。已形成了老中青相结合、具有相当研究经验的研究骨干队伍，中青年一代10余名具有在国外从事相关研究工作的经验；研究单位包括长期专门从事核电研发工作的研究所、中科院研究所、大学、企业研究院所，形成了具有实力的跨部门、跨行业的强-强联合的研究网络，各单位之间的工作无论从已有基础、还是从知识面与研究的侧重面均有互补性。与国外知名单位已建立了较好的交流合作渠道和关系，例如，美国的EPRI、GE、日本国立材料科学研究所、日本东北大学、韩国科学技术院、韩国汉城大学、比利时SCKCEN研究所、瑞士PSI研究所，日本京都大学能源研究所等等。现代基础科学与理论（如：协同学、非平衡态热力学与耗散结构、表面物理与表面化学、灰色系统理论、模糊数学等）的新进展使本项目的研究突破成为可能；现代分析测试仪器（如：聚焦离子束、三维原子探针、小角度中子散射、正电子湮没、扫描隧道与原子力显微镜、俄歇能谱法、环境扫描电镜、定量会聚束衍射、同步辐射X射线衍射、同步辐射角分辨光电子能谱、微区电化学技术、激光拉曼、傅立叶红外/远红外光谱等）的发展为本项目的研究突破提供了手段；计算机科学与技术的发展为材料环境行为的计算机分析与模拟提供了保障。举一个例子：材料在高温高压水中腐蚀或产生应力腐蚀裂纹后，已经形成了表面产物膜或应力腐蚀裂纹；然后在体溶液中加入氧或氢的同位素做示踪原子，研究体溶液中溶解氧的同位素或氢的同位素如何通过已有产物膜的缺陷通道到达材料表面参与腐蚀；如何在已经萌生的裂纹内扩散和参与裂尖材料的腐蚀开裂。 因此，本项目的研究具有很强的可行性，不仅会在基础研究方面取得重要进展，而且会带来重大社会效益和经济效益。四、年度计划年度研究内容预期目标第一年1. 实验材料的准备、样品加工和处理；2. 材料微区电化学行为与高温电化学行为的研究；3. 遴选理论模型和计算方法，通过计算确定中子对新锆合金模拟辐照损伤的作用规律；完善光电化学实验平台；4. 研究应变率冷加工处理对低碳不锈钢样品应力腐蚀的影响；5. 研究不同晶界特征样品的腐蚀，利用电子显微镜分析晶界碳化物形貌及分布与晶界结构的关系；6. 国产RPV材料力学性能测试；非放射性小样品(0.5CT)多试样法测试断裂韧性技术研究；中子辐照方案设计；7. 开展合金元素对Cu团簇影响的第一原理计算；通过对模拟辐照损伤材料的堆外340400不同时间的时效处理，研究杂质元素原子团簇的析出过程；8. 改进微动磨损设备和高温高压水汽环境设备，研究主要微动参数、材料微观参数对裂纹萌生扩展、摩擦系数和磨损量等的影响；搭建计算平台，基于现有蒸汽发生器设计，计算出蒸汽发生器内换热管附近的流场；9. 实验室模拟研究用的流通式高温参比电极、pH电极、工作电极的设计和制备，高温高压水中典型低合金钢、不锈钢和镍基合金的腐蚀行为特征参数的提取，典型低碳钢、不锈钢及镍基合金在高温高压水中的电化学噪声特征谱研究；10. 建立或改造蒸汽发生器热态综合试验台架和热工与材料动水腐蚀试验台架，模拟电厂热工水力、水化学实际工况；11. 改造与调试模拟核电高温高压水循环腐蚀疲劳设备的测试平台；研究焊接件的焊缝及组成、材料性质；安全端压力容器侧本体材料低合金钢高温水腐蚀疲劳实验；12. 继续收集整理国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库。1. 得到微区成分和结构的常温腐蚀电化学和水化学参数变化对高温电化学的腐蚀动力学的影响规律；2. 找出合适模型，获得光电化学实验技术的最佳工艺条件；3. 初步明确应变率、冷加工对材料和裂纹萌生的影响机理；4. 分析晶界网络分布的特点，获得晶界碳化物分布状态不同的各种样品；总结出晶界碳化物形貌及分布形态与晶界结构特征的关系；5. 获得压力容器钢辐照前冲击、拉伸性能数据；建立非放射性小样品多试样法断裂韧性测试分析技术。获得0.5CT多试样法断裂韧性测试数据；基本掌握合金元素和应力对Cu团簇形成的影响规律；建立并验证Fe-Cu-Ni、Fe-P势函数,完成模拟计算手段升级改造；获得合金（杂质）元素Cu、Ni、Mn、Si、P原子团簇的析出过程以及相应的冲击韧性和脆性转变温度变化；6. 总结出材料组织、性能和载荷对微动损伤规律的影响规律；在计算上实现蒸汽发生器单根换热管与支撑件附近的流场计算；7. 完成实验室模拟研究电极的设计与制备；8. 完成典型低合金钢、不锈钢和镍基合金在高温高压水中噪声谱特征分析；9. 确定建立或改造试验台架实施方案并完成蒸汽发生器热态综合试验台架建立；10. 形成失效案例分析报告；获得国产压力容器用低合金钢的高温水腐蚀疲劳规律；得到焊接件材料基本性质；11. 完善数据库；发表SCI论文6篇；申请国家专利3项；年度研究内容预期目标第二年1. 研究材料微观结构对局部腐蚀电化学行为的影响；垢下局部电化学行为；2. 通过重离子轰击或加速器质子辐照，研究相当于堆内中子辐照导致dpa损伤水平的离子注入条件；3. 研究电位、溶解氧等对低碳不锈钢发生SCC的影响；研究表面产物膜的成分和特征；研究碳化物在晶界形核长大与晶界结构的关系；利用3DAP分析不同晶界上元素的偏聚；4. 建立可控温的辐照装置，开展国产RPV材料入堆辐照考验；小样品单试样法测试断裂韧性技术研究；研究缺陷的扩散机理及辐照缺陷的组态及分布；5. 开展Cu团簇的形成和结构演化机制的模拟研究，开展透射电镜原位拉伸和纳米压痕实验研究；研究堆外时效处理合金及杂质元素原子团簇析出过程以及原子团簇析出后对冲击韧性和脆性转变温度的影响。6. 研究氧分压、主要微动参数对304、316和690合金氧化膜特征和磨损性能的影响。计算和预测流体漩涡脱落，紊流抖振和流体的弹性不稳定性引起的单根换热管的流致振动（FIV）情况；7. 腐蚀电化学行为描述参数的优化；设计并搭建高温水电极及其测试系统与高温高压运行试验回路的接口系统；8. 开展低合金钢、安全端主管道侧本体材料不锈钢的高温水腐蚀疲劳实验；研究温水环境（室温-373K）对压力壳接管安全端构件各部位母材、焊缝及焊接热影响区的断裂韧性及断裂行为的影响规律及机制；9. 研究焊缝的金属稀释、融合线附近成分变化和显微组织、微观力学性能等；测试研究焊接件在模拟一回路运行及启-停-维修时高温高压水环境中的应力腐蚀破裂和电化学特性，电极电位和杂质Cl离子浓度（模拟水中氧含量影响的本质性参数）等环境因素的影响；10. 继续收集整理国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库。1. 得到微区成分和结构对高温腐蚀电化学行为的影响参数；得到垢下局部电化学和腐蚀行为；2. 建立模拟堆内中子辐照损伤的实验技术方法；3. 明确冷加工对材料表面和基体金属间的组织结构和裂纹萌生的影响机理；明确电位、溶解氧等对低碳不锈钢发生SCC的影响机理；明确电位、溶解氧等对低碳不锈钢各种表面的表面腐蚀产物膜的成分和特征的影响；获得不同晶界上元素偏聚的数据；总结不同结构类型晶界对碳化物析出的限制作用；4. 建立CT试样的单试样法断裂韧度测试分析技术，获得0.5CT样品单试样法断裂韧性测试数据；获得辐照初始缺陷的组态及分布；5. 建立Cu团簇形成和结构演化原子过程模拟模型，得到Cu团簇热模拟样品；获得初步的透射电镜原位拉伸和纳米压痕实验研究结果；获得原子团簇共析出过程以及原子团簇析出后对冲击韧性和脆性转变温度的影响机理；6. 得出气氛、温度、载荷等对材料微动损伤的影响规律，建立微动损伤规律的温度模型的，在数值模拟上建立蒸汽发生器中的FIV模型；7. 建立起适合高温高压水环境的电化学噪声谱解析和分析方法，构建出适合高温高压水环境的多通道噪声检监测测试系统；明确蒸汽发生器热态试验台架接口系统搭建实施方案，完成接口系统搭建及其相关预运行；8. 获得国产主管道不锈钢高温水腐蚀疲劳规律及构件断裂行为的影响规律；揭示国产核电用低合金钢和不锈钢的高温水腐蚀疲劳机理和断裂机制及其关键影响因素；9. 获得焊接件服役条件下的SCC特性及电化学特性；10. 完善数据库。发表SCI论文10篇。年度研究内容预期目标第三年1. 研究焊缝材料微观结构对电化学行为的影响；2. 建立高温高压水光电化学性能测试的实验研究平台，研究数据的采集技术和分析手段；3. 研究焊接处理后镍基合金焊接结构、低碳不锈钢焊接结构的热影响区和熔合线的微观结构、微观化学、晶界取向等微观缺陷和应力分布；研究低碳不锈钢及焊接结构在模拟核电一回路环境中的裂纹扩展规律；4. 继续研究应力腐蚀裂纹沿晶界扩展与晶界网络拓扑分布的关系；研究具有不同晶界特征分布的样品冷加工变形、焊接处理后腐蚀敏感性的差异；继续利用3DAP研究晶界元素偏聚；5. 继续对国产RPV材料进行辐照考验，累计辐照剂量达到61019 n/cm2；开展放射性（0.5CT）小样品测试断裂韧性技术研究；基于分子动力学、KMC研究辐照缺陷之间的相互作用，分析影响缺陷相互作用的因素；继续开展Cu团簇的形成和结构演化机制的模拟研究以及位错与Cu团簇交互作用研究；6. 模拟制备焊缝材料相近的应力及组织，进行堆外热时效，研究焊缝材料中原子团簇的析出现象及其与韧-脆转变温度变化的关系；研究加工或淬火引入缺陷对原子团簇析出过程的影响以及原子团簇析出后对冲击韧性和脆性转变温度的影响；7. 研究pH值、微量侵蚀性离子、外加电位、流速对摩擦副磨损速率、表面氧化膜特征、钝化膜/氧化膜修复能力等的影响；结合流体力学方面的信息，得出FIV导致的振动频率、振动载荷和振动位移等参数，用有限元方法研究单管FIV与微动磨损（FW）间的关系；8. 高温高压水中材料腐蚀与应力腐蚀裂纹萌生和扩展过程的电化学噪声检测及特征参数提取，高温高压动态水环境中腐蚀传感器长期稳定性研究，模拟电站条件下高温高压水中原位电化学噪声的在线监测；9. 通过调试试验台架的运行参数及介质（如温度、压力、pH值、离子种类及浓度）参数，考核验证测试电极装置及其计算结果的准确性及其它指标；10. 构建应力分析结构模型，焊接残余应力分析，机组正常服役工况、瞬态工况下应力分析；11. 研究多因素交互作用和变因素条件下国产低合金钢和不锈钢的高温高压水腐蚀疲劳损伤行为与机制；开展接管安全端焊接材料在模拟压水堆核电高温高压水中的腐蚀疲劳实验，考察材料微观组织及缺陷、环境温度和水化学、载荷等因素的影响规律；12. 研究含氢、硼温水对构件各部位母材、焊缝及焊接热影响区的断裂韧性及断裂行为的影响规律及机制；13. 测试研究水中Cl离子浓度和力学因素（如应变速率和缺口存在）对焊接件在模拟一回路运行和启-停-维修时高温高压水环境中应力腐蚀破裂行为的影响；研究定性和定量预测异材焊接件在核岛环境中关于应力腐蚀破裂寿命的方法。14. 继续收集整理国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库。1. 获得焊缝结构与电化学腐蚀行为的对应规律；2. 掌握高温高压水锆合金腐蚀电化学性能变化规律；3. 明确镍基合金焊接结构、低碳不锈钢焊接结构的热影响区和熔合线的微观结构、微观化学、晶界取向等微观缺陷和应力分布；明确低碳不锈钢及焊接结构在模拟核电一回路环境中的SCC裂纹扩展规律；4. 得出变形时位错运动穿过不同类型晶界的差异；获得晶界工程处理对提高热影响区耐腐蚀性能影响的实验数据；5. 获得辐照温度为28810，快中子(E1MeV)注量达到61019 n/cm2的辐照后样品；建立0.5CT断裂韧性放射性样品测试技术与手段；获得缺陷之间的相互作用机理及辐照对亚结构的影响；建立Cu团簇形成和结构演化过程；6. 获得焊缝材料中原子团簇的析出机理及其与韧-脆转变温度变化的关系。获得缺陷(加工或淬火引入缺陷)对原子团簇析出过程的影响以及原子团簇析出后对冲击韧性和脆性转变温度的影响机制；初步建立低Cu压力容器材料辐照脆化模型；7. 得出水环境、载荷和微动参数交互作用及其对微动损伤规律的影响规律，在数值模拟上建立微动磨损模型；8. 探明高温高压水中腐蚀与裂纹萌生和扩展的电化学噪声谱特征，制作出适合高温高压水环境中长期测试的腐蚀传感器，探索实际电站条件下的电化学噪声谱特征；9. 获取运行参数及介质变化对高温水电极系统影响的相关数据；10. 完成焊接件各种工况应力分析报告；11. 揭示国产核电用低合金钢和不锈钢腐蚀疲劳的多因素交互作用效应和变因素损伤机理；揭示安全端焊接材料的高温水腐蚀疲劳机理及其关键影响因素；12. 揭示含氢、硼温水对构件断裂行为的影响规律；13. 初步形成应力腐蚀破裂寿命模型。14. 完善数据库；发表SCI论文10篇，申请发明专利1项。年度研究内容预期目标第四年1. 微纳米尺度上膜的特征研究，含微观结构、膜的物理性质、化学性质、膜形成的动力学过程；2. 研究国产新锆合金模拟堆内辐照腐蚀的氧化膜光电化学过程和微观结构；3. 研究低碳不锈钢及焊接结构在模拟核电一回路环境中的SCC裂纹扩展规律； 研究各种裂纹内膜的成分和特征，及裂纹尖端的组织结构和化学成分的变化；通过形变及退火的方法制作大晶粒样品，截取丝状样品进行腐蚀实验，尝试获得含有单个晶界应力腐蚀开裂的样品，进行显微研究。4. 将应力腐蚀开裂产生的裂纹尖端制备在TEM所能够观察研究的范围内，分析研究晶界结构，晶界化学对开裂的综合作用；5. 样品出堆，开展辐照后样品力学性能测试（包括拉伸、冲击和0.5CT断裂韧性）及数据分析；辐照后样品的断口分析及微结构观察；6. 研究SRO的形核、长大以及稳定性以及析出相的析出条件、分布（尺寸分布及空间分布）、界面（表面/晶界/相界）的析出行为；研究位错与点缺陷、析出相、SFT、位错环、孔洞、晶界的相互作用，基于位错动力学模拟研究初步解释辐照硬化机制；Cu团簇与位错交互作用的实验和模拟研究，继续进行Cu团簇试样的透射电镜原位拉伸实验和纳米压痕实验；7. 研究RPV模拟钢和实际焊缝材料中Ni-Mn-Si-Cu原子团簇析出初期及长大过程中成分的特征及变化；研究原子团簇析出以及长大过程中晶体结构可能发生的变化；辐照脆化模型优化，并用辐照数据进行验证，完成可靠性分析；8. 研究温度、载荷、位移和频率对摩擦副表面塑性形变/硬化、氧化膜特征、磨损量及钝化膜/氧化膜修复能力等的影响；9. 将FIV模型扩展到蒸汽发生器管束与支撑件的复杂结构上，并计算这种复杂结构的微动磨损空间分布；同时结合模拟结果，深入开展不同摩擦副组合的微动磨损实验工作；10. 研究模拟压水堆核电站一回路高温高压水溶液pH值的试验测量原理和技术；针对核电大型台架模拟装置，设计、制备在线腐蚀电位监检测用的固体电极，并在实验室小型模拟设备上开展测试；11. 应用于核电站不同部位的高温腐蚀电化学传感器研制，用于在线检测的成套电化学监检测系统的研制和优化，核电站在役部件腐蚀损伤的在线电化学检测技术研究；12. 测试高温高压条件下运行参数及介质（如温度、压力、pH值、离子种类及浓度）的变化对腐蚀检测/监测灵敏性的影响，并考核腐蚀电化学传感器的稳定性；13. 异种钢焊接件结构完整性分析技术研究；异种钢焊接结构安全性评价判据研究；14. 调整参数，继续开展国产安全端材料的高温高压水腐蚀疲劳实验，补充实验数据；研究国产接管安全端材料的高温高压水腐蚀疲劳性能数据，结合国内外同内类材料的环境疲劳强度数据分析，确定材料的疲劳安全裕度；研究多因素交互作用效应和变因素影响规律的模型化或量化方法，构建基于腐蚀疲劳弱化机理的疲劳寿命设计或预测模型;15. 总结不同环境、材料组织因素下材料的断裂韧性及断裂行为之间的关系，探讨其机理；16. 补充性地测试研究焊接件在模拟核电高温水环境中的应力腐蚀破裂行为；研究定性和定量预测异材焊接件在核岛环境中关于应力腐蚀破裂寿命的方法；17. 继续收集整理国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库1. 得到高温高压水中的腐蚀产物膜的物理、化学等特征2. 建立国产新锆合金模拟堆内辐照腐蚀的动力学方程；3. 明确低碳不锈钢及焊接结构在模拟核电一回路环境中的裂纹扩展规律；明确裂纹内膜的成分和特征，及裂纹尖端的组织结构和化学成分的变化；4. 得出晶界网络拓扑分布对应力腐蚀开裂扩展影响的规律；5. 获得辐照后性能测试数据；获得辐照后力学性能测试样品的断口形貌、辐照缺陷等微观观察数据；6. 完成析出相模拟以及缺陷与位错相互作用的动力学模拟；建立辐照缺陷与位错交互作用的模拟模型，完成Cu团簇试样的透射电镜原位拉伸实验，完成纳米压痕实验；7. 获得Ni-Mn-Si-Cu原子团簇析出初期及长大过程中成分的特征及变化机理，分析晶体结构可能发生的变化；获得国产RPV材料辐照脆化趋势预测模型，完成辐照脆化模型优化及可靠性分析；8. 得出水环境、载荷和微动参数交互作用及其对微动损伤规律的影响规律，建立微动损伤规律的水环境模型；9. 预测蒸汽发生器内换热管易受FW的部位，得出换热器管和其支撑材料用材的优化组合；10. 开发出模拟压水堆核电站一回路高温高压水溶液pH值的试验测量技术；完成适用于高温高压水在线腐蚀电位监检测用的固体电极的制备与实验室测试校正；11. 研制出适用于核电站不同部位的腐蚀电化学传感器，研制出适合在线检测的成套电化学监检测系统，提取出核电站在役部件腐蚀损伤的电化学噪声谱特征；12. 获取运行参数及介质变化对腐蚀监检测灵敏性影响相关参数；13. 形成异种钢焊接件结构完整性评估分析技术，获得安全端材料疲劳损伤的多因素交互作用效应或变因素影响规律的模型化或量化方法；14. 构筑各种环境与组织因素影响的构件寿命模型；15. 建立基于腐蚀疲劳弱化机理的疲劳寿命设计或预测模型；16. 形成应力腐蚀破裂寿命模型；17. 建立和完善数据库；发表SCI论文10篇，申请发明专利1项。年度研究内容预期目标第五年1. 高温高压水中再钝化行为2. 和国内外的堆内辐照实验数据以及堆外常规腐蚀性能进行比较，建立计算机模拟-重离子辐照-中子辐照新锆合金性能的关联性。3. 利用SIMS和同位素示踪方法研究表层变形和腐蚀的动力学过程；4. 完善Radieff程序，开展缺陷长时间演化（s-h）的模拟计算，在此基础上初步建立多尺度模拟手段；5. 开展辐照缺陷材料的变形机制研究；研究原子团簇和位错之间的相互作用，了解原子团簇在位错环境下的演化过程。对析出原子团簇的样品进行退火试验，分析原子团簇在退火对性能影响；6. 综合辐照试验结果、微结构观察分析、多尺度模拟计算，以及元素偏析行为模拟试验等，研究国产A508-3钢辐照损伤机理；应用辐照脆化模型和辐照性能测试结果评价我国RPV辐照脆化及剩余寿命预测；7. 改进和完善计算模型，对蒸汽发生器管不同管径、不同列管排列形式、不同流速和汽液比条件下的涡流、紊流流场的分布情况进行模拟对比，得出不同条件下FIV的空间分布，并最终得到FW的损伤情况。结合微动磨损实验工作结果，优化蒸汽发生器的设计和核电站运行参数。 在试验和模拟结果的基础上，建立含组织、温度、水环境和微动等参数的微动损伤图谱；建立含温度和水环境等参数的初步微动损伤模型；8. 完善在线腐蚀电位监检测用的固体电极的设计；设计制备在线电极与核电大型模拟台架的接口系统；在大型台架上安装电极，进行在线测试与校正；9. 核电关键部件微纳级在线腐蚀损伤的评价参数和评价方法的构建。电化学噪声与声发射技术联用在线检测材料腐蚀损伤的相关性研究。磁阻探针技术在检测核电材料高温高压水中腐蚀损伤的可行性研究；10. 腐蚀电化学传感器测试系统测得的结果与采用超声检测方法和声发生检测方法测得的结果进行比对研究，必要时解剖试验研究管段验证测量结果的可靠性及准确度。形成工业化应用可行性分析总结报告；11. 补充国产安全端材料的高温高压水腐蚀疲劳实验数据；针对国产压水堆接管安全端材料，研究植入材料、环境、载荷等多因素交互作用效应的环境疲劳设计曲线；研究变因素条件下的环境疲劳设计曲线；结合核电站安全端的实际服役工况参数，开展其疲劳损伤或寿命评估方法研究；12. 异种钢焊接结构寿命预测模型应用验证分析；13. 继续收集整理国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库。14. 五年工作的全面总结，撰写并提交研究报告，结题验收。1. 得到高温高压水中材料的再钝化规律2. 数据采集与腐蚀机理归纳；3. 明确表层变形和腐蚀的动力学过程；提出材料国产化的实验室依据及材料改进的建议；4. 建立初步的多尺度模型；5. 建立Cu团簇影响材料性能的模型；获得原子团簇和位错之间的相互作用机理以及原子团簇在位错环境下的演化过程。掌握退火对原子团簇成分及力学性能的影响和机理；6. 完成国产A508-3钢辐照损伤机理分析，应用辐照脆化模型评估国产RPV辐照脆化趋势（快中子(E1MeV)注量达到11020 n/cm2；7. 建立蒸汽发生器管束的FW预测软件，建立核电关键材料微动损伤图谱模型和初步损伤模型；8. 完成适用于大型台架的高温高压水在线腐蚀电位监检测用的电极的制备及其与大型台架的接口的制备；完成台架校正和验证实验；9. 建立起适合核电关键部件微纳级在线腐蚀损伤的评价参数和评估方法；10. 确定声发射、磁阻探针技术在高温高压水中进行在线腐蚀损伤检测的辅助作用。建立起适合核电关键部件微纳级在线腐蚀损伤的评价参数表征和评估方法；11. 建立植入材料、环境、载荷等多因素交互作用效应或变因素影响的环境疲劳设计曲线；建立国产压水堆接管安全端的环境疲劳评估流程，给出其疲劳损伤或寿命评估实施例；12. 异种钢焊接结构寿命预测模型应用验证分析；13. 完善数据库；14. 发表SCI论文10篇。一、研究内容1、主要研究内容(1) 高温高压水中的材料局部腐蚀与微区电化学研究以锆合金、不锈钢、镍基合金为对象，开展基体材料、焊接部位在高温高压水中的腐蚀电化学行为研究。具体包括：a) 高温高压水化学的变化对电化学行为的影响；垢下的局部电化学行为；b) 材料微观结构（含材料成分偏析、加工状态、焊接等）对电化学行为的影响；高温高压水环境光电化学行为；c) 建立合适的理论模型和计算方法，通过计算确定中子对锆合金模拟损伤的作用规律。通过重离子轰击或加速器质子辐照，确定相当于堆内中子辐照导致dpa损伤水平的离子注入条件，研究模拟辐照对电化学行为的影响；d) 微纳米尺度上膜的特征研究，含微观结构、膜的物理性质、化学性质、膜形成的动力学过程、再钝化行为，例如高温高压水腐蚀产物膜形成过程中电化学和纯氧化的过程与比例；e) 继续收集整理国外数据，优化数据库结构，并把本项目数据入库。(2) 微纳米尺度缺陷对高温高压水中应力腐蚀行为的影响研究冷加工和焊接导致材料表面和内部的微纳米尺度的结构、化学和力学不均匀，使局部化学位发生变化，增加了局部腐蚀和应力腐蚀敏感性。因此，选择镍基合金、低碳不锈钢及其焊接结构：a) 定量化表征表面冷加工导致的表层微观变形（包括位错密度，纳米化深度、残余应力、晶界形变等），研究表层微观形变对高温高压水中镍基合金、不锈钢及其焊接结构的腐蚀动力学的影响；b) 研究表层微纳米尺度缺陷的力学-化学交互作用机制，即从微纳米尺度缺陷腐蚀到应力腐蚀裂纹孕育发展的损伤演化规律；c) 研究焊接结构的热影响区和熔合线的微观结构、微观化学、晶界取向、微观缺陷和局部应力分布，研究其对应力腐蚀裂纹扩展的影响机制；d) 研究晶界结构对晶界化学的影响，晶界工程处理对减轻焊接后热影响区晶界腐蚀程度的影响，晶界网络对塑性变形的响应，晶界网络拓扑分布对应力腐蚀裂纹扩展的影响。(3) 压力容器钢辐照损伤的微纳米尺度研究及辐照老化模型a) 辐照性能研究：开展国产RPV材料（母材和焊缝）服役环境温度（2885C）下、相当服役60年注量水平（快中子，E1.0MeV）的加速辐照考验，完成辐照后力学性能测试分析；开展辐照后试样断口及微结构观察分析，获得断口形貌、辐照缺陷、元素偏析等观察数据，分析材料断裂机制及辐照缺陷的影响；b) 断裂韧性测试及分析技术研究：开展放射性试样（0.5CT小试样）单试样法与多试样法断裂韧性测试及分析技术研究，完成辐照后断裂韧性试样测试分析，建立RPV小试样断裂韧性辐照监督技术与手段；c) 辐照损伤多尺度模拟计算研究：开发和完善用于模拟辐照缺陷演化过程的Radieff程序；采用分子动力学和Monte-Carlo方法，开展辐照缺陷（点缺陷、缺陷团簇、析出相、杂/溶质原子、位错环、孔洞等）形成与演化、缺陷间相互作用，及其对材料力学性能影响的模拟研究，并与试验观察对比分析；d) RPV辐照脆化趋势预测模型与技术研究：结合文献数据调研分析，从理论与经验两方面开展国产RPV钢辐照脆化行为规律与预测模型/技术研究，建立国产RPV钢辐照脆化预测模型；e) 辐照损伤机理研究：综合辐照试验结果、微纳米尺度组织与结构分析、多尺度模拟计算，以及微量元素偏析行为模拟试验等，开展国产RPV钢辐照损伤机理研究。研究微纳米尺度缺陷与宏观力学性能之间的关系。(4) 高温高压水中的材料微动磨损的规律和机制研究将数值模拟技术与实验研究相结合，研究不同材料组合、力学条件、化学条件之组合后的微动磨损行为。a) 研究不同核电关键材料组合之间的微动损伤规律与机制，如晶粒尺寸、晶界碳化物大小和数量、材料表面硬度对裂纹萌生扩展、摩擦系数和磨损量等的影响，并研究载荷、位移、频率等参数变化的影响；b) 研究气氛和温度对材料微动损伤规律的影响，主要包括在真空条件下、320C温度、氧分压及微动参数（载荷、位移、频率等）对不锈钢、镍基合金材料氧化膜特征和磨损性能的影响；c) 研究水环境条件对材料微动损伤规律的影响，主要包括pH值、微量侵蚀性离子（Cl-、溶解氧和溶解氢）、外加电位、流速、温度对摩擦副磨损速率。与课题1结合，研究表面氧化膜特征、钝化膜/氧化膜修复能力等的影响。并注意它们与载荷、位移和频率等主要微动参数之间的交互作用；d) 核电关键材料微动损伤图谱模型和初步损伤模型的建立。通过模拟计算来确定不同工况条件下的振动频率等参数，不同换热管材料/支撑件材料的搭配、换热器管间距和支撑件形式与微动磨损致振动间的关系，以及蒸汽发生器内微动磨损敏感部位。(5) 高温高压水中腐蚀与裂纹的在线检测/监测研究a) 研究核电高温高压水中材料腐蚀损伤表征参数。与课题、2结合，在高温高压水中典型不锈钢、镍基合金、焊接接头的腐蚀特征基础上，提取出腐蚀、应力腐蚀、晶间腐蚀过程中的电化学噪声谱特征参数；b) 核电高温高压水环境电化学测量电极与测量方法研究，包括实验室模拟研究用的流通式高温参比电极、pH电极、工作电极的设计和制备，相关测试原理与方法研究；材料初始状态、溶液温度、pH值、杂质离子种类与浓度等对材料电化学腐蚀行为的影响规律；高温高压水化学参数变化与电化学测量敏感特征参数的对应关系；c) 高温高压水环境中材料腐蚀损伤监检测的方法研究，包括高温高压动态水环境中腐蚀传感器长期稳定性，多通道电化学噪声监测系统的硬软件技术，以及探索电化学噪声与声发射技术联用在线检测材料腐蚀损伤的相关性，磁阻探针技术在检测核电材料高温高压水中腐蚀损伤的可行性研究；d) 核电站在役运行关键部件的在线腐蚀损伤监检测与安全评估，包括适用于核电站的在线腐蚀电位监检测用的固体参比电极、pH电极、高温高压水氧化特征评价用的氧化还原电极；用于在线检测的成套电化学监检测系统的研制和优化，核电站在役部件腐蚀损伤的在线电化学检测技术研究，微纳级在线腐蚀损伤的评价参数和评估体系研究；e) 模拟电厂实际状况，在台架上设计并搭建在线腐蚀监检测用的传感器测量装置与试验回路的接口系统；在线传感器的安装、测试与校正，通过改变试验台架的运行工况，测试在线电化学监检测传感器的灵敏度和可靠性。(6) 高温高压水中材料损伤行为的预测模型选择国产压水堆接管安全端为研究对象，研究接管嘴本体材料、接管嘴内衬堆焊层材料、安全端本体材料、异种金属焊接部位材料的应力腐蚀、腐蚀疲劳、断裂韧性，以及接管安全端的寿命预测方法。具体包括：a) 研究核电服役环境中异材焊接材料的应力腐蚀特性，包括水化学等环境参数(含波动、启-停-维护)的影响、微观成分及组织结构特征、力学条件的影响；b) 研究压水堆服役高温高压水腐蚀疲劳弱化行为与机理：基体材料与异种金属焊接部位材料在模拟压水堆核电高温高压水中腐蚀疲劳行为，考察材料因素（制备工艺、热处理、微观组织及缺陷等）、环境和水化学因素（温度、溶解氢、溶解氧等）、载荷因素（应变速率、应变幅等）的影响规律；研究多因素交互作用和变因素条件下材料的高温高压水腐蚀疲劳损伤行为与机制；c) 研究温度、水环境及水介质参数变化对压力壳接管安全端构件各部位母材、焊缝及焊接热影响区的断裂韧性及断裂行为的影响规律及机制；研究环境因素、焊接位置组织结构与构件各位置材料的断裂韧性及断裂行为之关系；d) 异种钢焊接结构寿命预测模型研究，包括异种钢焊接结构的应力腐蚀模型、考虑多因素交互作用效应的腐蚀疲劳寿命模型；e) 异种钢焊接结构安全性评价技术与应用验证分析，包括异种钢焊接结构应力分析、焊接残余应力分析、机组正常服役工况和瞬态工况下应力分析；异种钢焊接结构完整性分析技术与安全性评价判据；寿命预测模型的应用验证分析。2、关键科学问题以下三个方面是制约本学科发展的、急待解决的关键科学问题。(1) 环境因素与材料交互作用的非线性耦合理论环境与材料交互作用具有非线性、开放性的特征。例如，当材料在腐蚀性环境中工作时，金属的化学位在应力的作用下会发生变