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项目年度编号
2400170484
中图分类号
TM623
成果公布年份
2024
成果简介
世界各国核电站长期稳定运行的经验表明，控制核电站金属材料的环境腐蚀损伤、应力腐蚀是核电站安全研究的核心问题，也是影响其平稳运行的主要因素。然而，应力腐蚀损伤控制和评估是材料安全服役研究的难点，也是材料腐蚀评价的关键技术之一。其难点在于应力腐蚀的发生主要由材料微观状态、应力场和环境因素等三类要素耦合控制。项目围绕核电用关键镍基合金和不锈钢在核电环境中发生腐蚀损伤机理、评估方法以及工程应用等方面开展研究。在充分分析钝化膜环境稳定性、应力腐蚀理论及其与显微组织特征相结合的基础上，建立和完善了应力腐蚀的前沿理论、评测模型与关键技术，解决了国家重大需求中的相关痛点与瓶颈问题。项目成果具有突出的国际原创性和学科前沿性，具体包括：
(1)原创性发现了镍基合金和不锈钢等金属材料发生钝化膜破裂和应力腐蚀的敏感组织特征、宏/微观尺度性能参数、腐蚀动力学的内在机理，首次获得了评估国产690镍基合金和不锈钢应力腐蚀裂纹萌生的关键控制变量，提出了关联表面机械处理与应力腐蚀耐受性的评估模型，填补了国内外该领域的研究空白，建立和设计了国产690镍基合金和不锈钢紧固件的加工规范、残余应力控制和工艺参数的标准体系。
(2)系统阐明了温度、离子、氢等环境因素对金属钝化膜环境稳定性和应力腐蚀裂纹萌生的交互作用规律，获得了钝化膜环境稳定性与膜成分、导电性、理化特性的新认识，揭示了Pb、2n、n等物质在钝化膜痕量损伤、应力腐蚀裂纹萌生与扩展过程中的交互作用机制，在此基础上创新性提出了耐蚀金属钝化膜环境稳定性及耐蚀性评价的方法，起到了国际引领作用。
(3)阐明了辐照对金属腐蚀损伤的影响规律，揭示了辐照剂量、温度、压力对表面氧化产物成分和结构改变、元素偏析、晶界氧化的作用规律，提出了在中子辐照、高温高压的耦合作用下发生应力腐蚀的新机制，建立了微观组织、离子、辐照剂量的综合评估模型，创新性提出了辐照促进钝化膜破裂、应力腐蚀敏感性监测的定量指标。
(4)发展了核电环境中材料全流态应力腐蚀的原位监测方法和关联设备，开辟了国内模拟核电应力腐蚀监检测的新方法，建立了应力腐蚀关联的数据库和数据模型，在核用材料评价和工程评估中进行了广泛应用。
项目研究成果被国内外广泛认可，在该领域具有引领性作用，国内外多个研究机构沿用了该项目的理论和技术。发表了SCI/EI论文93篇，中文论文10篇，授权了国家发明专利24项和软著1项，编写/参编了5项国家和行业标准。成果应用于提高新一代国产蒸汽发生器用690镍基合金的抗腐蚀、应力腐蚀能力，以及改进核用二/三级不锈钢和套管抗辐照促进应力腐蚀的要求。发明的全流态模拟核电环境的应力腐蚀测试装备和核电材料数据库应用于宁德、阳江、防城港等10余个核电站的蒸汽发生器、主管道、阀杆、泵轴、高强螺栓和现场关键核电设备，为核电站的平稳运行提供了保障，大幅度降低了维修和停堆的损失，经济效益累计超过36亿元。
完成单位
福建宁德核电有限公司 苏州热工研究院有限公司 北京科技大学
完成人
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