韩恩厚，1961年生，中国科学院金属研究所二级研究员，博士生导师，国家金属腐蚀控制工程技术研究中心主任，金属腐蚀与防护国家重点实验室学术委员会主任，中国腐蚀与防护学会副理事长，美国俄亥俄州立大学兼职教授，Corrosion Science国际编委，曾任世界腐蚀组织副主席（2007-2010）。1998年中科院“百人计划”（从美国麻省理工学院回国）。主要从事材料的腐蚀机理、腐蚀防护技术和工程结构的环境损伤寿命预测与控制研究。作为首席科学家，连续主持三项国家“973”项目；负责国家重大专项课题、国家重点基金等项目。研究成果已在油气长输管道、核电、飞机、电力等上获得工程应用。获国家技术发明二等奖（2006,第一完成人）、国家科技进步二等奖（2009,第一完成人）、辽宁省科技进步一等奖（2012,第一完成人）、腐蚀工程师协会会士（Fellow, NACE International,2008）。2000年享受国务院政府特殊津贴，2006年入选“新世纪百千万人才工程”国家级人选，2010年获全国优秀科技工作者，2011年获桥口隆吉基金奖、科技部“十一五”国家科技计划执行突出贡献奖（个人）、负责的研究集体获优秀团队奖。发表论文200余篇，SCI引用2000余次、中文引用2700余次；授权中国发明专利72项、国际发明专利1项。国际会议大会报告和特邀报告40余次，国内会议大会报告和特邀报告30余次。

材料在微纳米尺度的环境损伤与核电站关键设备的服役安全性

韩恩厚

中国科学院金属研究所

　　核电站的核心部分由反应堆及相关构件组成。目前商用核电站主要采用轻水核反应堆，约占核反应堆总数的85%，分为沸水堆（290℃、8 MPa）和压水堆（PWR, 320℃、16-17 MPa）两种。加之重水堆（315℃、9.9 MPa）占8%，全世界约有93%的核电站材料工作在高温高压水中。我国核电站目前主要采用PWR，在未来20年内仍将以PWR为主。新的第四代核电站中的超临界水堆也是工作在更高温度和压力（550℃、25 MPa）下的高温高压水中。

　　核电站的安全性在很大程度上取决于核电材料在高温高压水和辐照条件下长期服役的可靠性。由于压水堆的服役环境为高温高压水，压力容器、蒸汽发生器、主管道、主泵、阀门等均承受一定服役应力（热应力或机械应力等），这些关键设备的材料存在或可能存在应力腐蚀、腐蚀疲劳、缝隙腐蚀、点蚀、磨蚀等环境致裂问题，对核电站的长期安全运行构成潜在威胁。在核岛中工作的材料还经受着辐照的影响，会导致材料性能的不断退化。在此特定环境中服役的关键材料的失效是材料与环境交互作用的结果。该失效过程非常复杂，影响因素多、研究难度较大，对失效的预测与控制更难。

　　本文在综述近年来核电高温高压水中关键材料的环境损伤行为研究现状，特别是叙述了近期的主要进展：腐蚀电化学动力学、晶界上的优先氧化与由此导致的晶界强度降低、材料内部特殊晶界改善耐腐蚀性、尖锐的应力腐蚀裂纹形状、纳米尺度原子团族的形成及其对性能的影响等方面。在此基础上指出，在核电站高温高压水中工作的核电站关键材料环境损伤的研究趋势与主要问题包括：高温高压水中材料的腐蚀电化学动力学、特别是杂质离子对腐蚀微观过程的影响；表面膜和材料表层的在微纳米尺度下的微观结构、物理性质、力学性质、化学性质、表面膜的再钝化行为，特别是离子在表面膜和材料表层的传输过程；微纳米尺度下材料初始加工表层、水化学参数对应力腐蚀裂纹孕育的影响，以及穿晶应力腐蚀开裂的机理；材料微观损伤研究结果与工程应用的结合等等。这些材料的环境行为研究需要精确控制研究状态和环境条件，因此发展先进的的核电环境模拟技术和研究手段是获得核电站准确损伤行为的关键。