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2025-ZR-1-007核反应堆用高性能FeCrAl包壳材料的创制与耐蚀机理
日期:2026年01月14日    来源: 中国腐蚀与防护学会     分享:

获奖项目编号:

2025-ZR-1-007

获奖项目名称:

核反应堆用高性能FeCrAl包壳材料的创制与耐蚀机理

第一完成单位:

四川大学

项目联系人:

王辉

联系人电话:

13709081432

联系人邮箱:

qinghe5525@163.com

项目简介:


2.1研究目的

积极安全有序发展核电,是党的二十大作出的战略部署,对优化我国能源结构、保障能源安全、构建新型能源体系、助力实现“双碳”目标具有重要战略意义。日本福岛核事故后,世界各核电大国竞相提出研制新型事故容错燃料包壳材料,以提高核反应堆的运行安全性与可靠性。为此,本项目聚焦国家核能领域重大战略需求,针对传统FeCr基合金难以同时兼具“高强韧、耐腐蚀、抗高温氧化及辐照硬化”等难题,提出了基于微合金化、组织细化及纳米弥散相强化协同调控制备新型高性能低Cr-FeCr合金的新理论和新方法,设计构建出了新型高性能低Cr-FeCr基材料,为新型高性能包壳材料的创制及应用提供了重要科学依据。

2.2主要科学发现点

1、提出了基于微合金化、组织细化及纳米弥散相强化协同调控FeCr基合金组织与性能的新理论和新方法,创制了新型高性能Fe-10Cr基合金材料,解决了合金难以同时兼具“高强韧、耐腐蚀、抗高温氧化及离子辐照硬化”的共性难题,研制出室温抗拉强度和延伸率分别为≥1000MPa和≥20%、800℃抗拉强度和延伸率分别为≥160MPa和10%的新型高性能材料。

2、揭示了材料成分、轧制和热处理工艺协同调控低Fe-10Cr基合金的微观结构形成机制及其多元复合强韧化机理。发现了界面错配位错与纳米析出相协同高效吸收和湮灭辐照缺陷的新机制,构建了新型“双细组织”抗辐照低铬 FeCr基合金材料。

3、发现了FeCr基合金耐高温水腐蚀的Cr含量临界阈值效应和抗高温蒸汽氧化“遗传效应”,提出了“预腐蚀”和“液相沉积致密氧化膜”构建优异抗高温蒸汽氧化和耐高温水腐蚀低Cr的Fe-(7-10)Cr合金设计新思想,突破了传统以高Cr含量提升耐蚀性的设计局限。

2.3成果产生的价值

项目获授权发明专利10项,代表性论文发表在Acta Mater、Corrosion Science、J Mater Sci Technol 等材料与腐蚀领域国际权威顶级期刊,SCI他引971次,被美、法、韩、中等多个国家与地区的著名学者跟踪研究和高度评价;受到韩恩厚院士、孙宝德院士、孙军院士等权威专家高度评价。项目成果为我国核电关键材料的自主可控发展提供了新原理、新策略和新途径,具有重要科学意义和应用价值。此外,相关科学发现和创新技术也在攀钢集团长城特钢、贵州航天新力、三一重装等多家高端装备制造龙头企业获得应用。



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