中科院核能安全技術(shù)研究所·鳳麟團(tuán)隊在中國抗中子輻照鋼（以下簡稱“CLAM鋼”）的結(jié)構(gòu)可靠性研究方面取得新進(jìn)展，完成了CLAM鋼焊后熱處理后的力學(xué)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(shù)，為國際熱核聚變實驗堆（ITER）實驗包層模塊（TBM）的安全設(shè)計提供了參考。相關(guān)成果發(fā)表在國際聚變工程領(lǐng)域期刊FusionEngineering 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(jìn)行多次焊后熱處理以降低殘余應(yīng)力，從而提高焊接接頭性能。根據(jù)法國RCC-MRx標(biāo)準(zhǔn)（核裝置機(jī)械部件設(shè)計和建造規(guī)則）的要求，研究人員利用模擬消除應(yīng)力熱處理（SSRHT）研究了焊后熱處理次數(shù)對CLAM鋼基體室溫和高溫力學(xué)性能的影響，分析得出了強(qiáng)度退化與馬氏體板條尺寸及析出相量和尺寸的內(nèi)在關(guān)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(shù)，為保證ITER-TBM服役壽期內(nèi)的結(jié)構(gòu)可靠性和服役安全性提供理論支持。

CLAM鋼由核安全所·鳳麟團(tuán)隊牽頭自主研發(fā)，可應(yīng)用于聚變堆、聚變裂變混合堆和裂變鉛基堆等先進(jìn)核能系統(tǒng)。本研究得到國家重點(diǎn)研發(fā)計劃國家磁約束核聚變能發(fā)展研究專項項目、國家自然科學(xué)基金項目及中科院青促會的資助。