近日，中科院核能安全技術研究所在中國抗中子輻照鋼（以下簡稱“CLAM鋼”）的結構可靠性研究方面取得新進展：完成了CLAM鋼焊后熱處理后的力學性能評估，計算得出不同熱處理條件下材料服役的安全系數。該研究為國際熱核聚變實驗堆（ITER）實驗包層模塊（TBM）的安全設計提供了參考。相關成果發表在國際聚變工程領域期刊Fusion Engineering and Design上。

　　焊接是聚變包層部件制造過程中必不可少的制造工藝。對于焊縫相對密集的部件，通常需要進行多次焊后熱處理以降低殘余應力，從而提高焊接接頭性能。根據法國RCC-MRx標準（核裝置機械部件設計和建造規則）的要求，研究人員利用模擬消除應力熱處理（SSRHT）研究了焊后熱處理次數對CLAM鋼基體室溫和高溫力學性能的影響，分析得出了強度退化與馬氏體板條尺寸及析出相量和尺寸的內在關系。研究人員還計算了室溫、450℃和550℃時焊后熱處理部件的服役安全系數，為保證ITER-TBM服役壽期內的結構可靠性和服役安全性提供理論支持。

　　CLAM鋼由核安全所牽頭自主研發，可應用于聚變堆、聚變裂變混合堆和裂變鉛基堆等先進核能系統。本研究得到國家重點研發計劃國家磁約束核聚變能發展研究專項項目、國家自然科學基金項目及中科院青促會的資助。

　　文章鏈接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0920379619307732

　　模擬消除應力熱處理次數對CLAM鋼550℃拉伸性能的影響 

　　模擬消除應力熱處理后CLAM鋼中的馬氏體板條形貌：

　　(a) 未處理，(b) 1次熱處理，(c) 5次熱處理，(d) 10次熱處理