核电关键材料全国重点实验室是由上海大学、上海核工程研究设计院股份有限公司和宝武特种冶金有限公司联合组建。立足于国家新一代核电材料的重大需求，开展核电材料设计-制造-评价-应用闭环应用基础研究，成为核电关键材料开发者、理论创新引领者、前沿技术开拓者。总目标为，建成面向新一代核电的新材料开发体系、验证体系、制造体系；探索材料智能设计新范式，实现新材料研制周期大幅下降，建立多种新型材料并行开发能力。突破核电关键材料科技瓶颈，推动产业升级，支撑核电发展战略。

为加强国内外学术交流，充分利用本实验室先进的实验设备和良好的研究环境，贯彻全国重点实验室“开放、流动、联合、竞争”的宗旨，本实验室每年设置一定数量的开放课题，供国内外优秀学者参与研究。根据《核电关键材料全国重点实验室开放课题管理办法（试行）》，现发布2025年度重点实验室开放课题申请指南。

一、 选题方向

实验室聚焦包括材料智能设计及辐照损伤理论研究；超常规冶金及材料加工；极端环境下性能评价及寿命预测；前沿技术研究及未来材料创制。四个重点任务，解决三个重大科技问题：揭示材料在中子与高温、腐蚀、应力下的性能退化机制；探索核电关键材料研发周期大幅降低的路径和技术；阐明核电关键材料冶金品质与型性调控机制。开放课题基金聚焦实验室建设目标，围绕重点任务，申请者可以根据本指南自主拟定申请课题题目，开展创新性的科学研究。实验室拟资助的主要研究方向如下：

1. 材料智能设计及辐照损伤理论

课题1：新一代反应堆包壳及核心结构材料需承受高达数十dpa以上的中子辐照剂量。通过高通量第一性原理与分子动力学计算，系统研究合金元素对Ni基金属中点缺陷形成/复合能量、位错环形核、以及氦/氢行为的影响机制。重点揭示多元合金体系中元素的协同效应，阐明其抑制空洞肿胀、增强辐照硬化的微观机理。构建辐照损伤关键参数数据库，并耦合机器学习算法，建立成分-微观结构-辐照性能的映射关系，为开发新一代高抗辐照合金提供理论依据与成分设计方案。

课题2：面向高燃耗、长周期核能系统需求，针对锆合金辐照蠕变行为预测难的问题，开展多尺度建模与机理研究。聚焦高温、高应力、强辐照耦合环境下位错攀移、点缺陷演化、晶界滑移等多机制协同作用，构建融合位错动力学与晶体塑性理论的统一本构模型，发展包含辐照损伤、扩散蠕变与织构演化的多尺度模拟框架。通过原位/离位实验数据标定验证，实现从原子尺度缺陷行为到构件力学响应的跨尺度关联。突破HCP结构位错热激活建模、辐照缺陷动力学描述、晶界蠕变辐照修正、多机制耦合本构等关键技术。支撑先进燃料组件仿真与抗蠕变锆合金设计，推动核材料研发向预测型转变。

课题3：多主元合金因其独特的晶格畸变和扩散迟缓效应，被认为是极具潜力的新一代抗辐照材料。通过结合CALPHAD热力学计算与机器学习势函数，实现从原子尺度到介观尺度的材料性能精准预测。首先通过热力学数据库计算筛选出具有稳定单相固溶体结构的候选体系，进而采用机器学习势函数进行大规模分子动力学模拟，高效评估其抗辐照（如缺陷产生率、肿胀率）和高温力学性能。最终目标是构建一个集成计算材料工程（ICME）平台，用于加速针对第四代反应堆工况的多主元合金的成分设计与优化，并通过关键实验进行验证。

课题4：面向新一代反应堆核心结构材料的高温强度与辐照稳定性需求，研究现有难熔多主元合金高温强度衰减快、辐照稳定性不足及新型材料研发周期长等问题的解决机制。通过引入高通量实验与机器学习相结合的设计方法，建立“成分-组织-性能”数据关联模型，快速筛选出具有优异高温力学性能和辐照稳定性的难熔多主元合金体系，满足聚变堆潜在应用需求。

课题5：为应对大剂量辐照导致的材料损伤（如空洞、裂纹）不断累积的挑战，通过多尺度计算模拟，设计可用于新一代反应堆的新型自愈合材料，并揭示其微观愈合机制。研究将聚焦于两类最具潜力的体系：1）含有液态愈合剂的原位复合材料（如陶瓷基/金属基复合材料）；2）具有本征自愈合功能的高熵合金或金属间化合物。通过第一性原理计算筛选可流动至损伤处并与基体相容的良好愈合剂成分，并计算其与基体的界面结合能及扩散能垒；利用分子动力学模拟辐照条件下微裂纹的萌生以及愈合剂（或基体原子）的动态填充、键合过程；结合相场法研究在热-力-辐照多场耦合下，愈合效率与温度、应力水平的关系。最终目标是建立自愈合材料“成分-结构-愈合性能”的构效关系，为开发能够在服役过程中自主修复损伤、延长寿命的下一代抗辐照材料提供精准的理论设计与优化方案。

课题6：通过高通量实验和数据驱动机器学习等新方法，研究镍基合金元素对焊材熔敷金属性能的影响规律以及随合金含量微量变化的组织演变和性能变化，基于机器学习的焊材成分优化，为焊材成分设计提供材料科学的指导。进一步构建焊材设计与性能数据库，开发多目标智能设计与优化模型，对AI设计的优选方案进行实验制备与性能表征，利用反馈数据持续优化模型，形成“设计-验证-优化”的闭环研发流程。提高焊材成分优化的效率，挖掘焊材性能提高的潜力。要求获得1-2组综合性能优于现有基准的焊材配方，其焊接工艺性能良好。

课题7：面向耐事故核燃料包壳涂层合金需求，通过对涂层内部典型辐照缺陷结构（位错环和空洞等）的精细化表征分析辐照缺陷和辐照肿胀随辐照温度和辐照剂量的演变规律，揭示合金元素对铬合金抗辐照性能的影响机制，通过辐照后涂层与基体界面的形貌和物相分析，明确辐照与合金元素对界面稳定性的影响规律，为耐事故核燃料包壳涂层合金服役性能的进一步提升提供科学依据，推动耐事故核燃料的开发与应用。

课题8：面向核聚变用先进低活化钢在服役过程中面临的高温氢损伤问题，开展高温高压氢环境下先进低活化钢的氢损伤行为实验研究，利用多场耦合条件研究高温复杂应力环境下氢对材料力学性能和微观结构的影响，通过纳米-原子尺度显微组织结构及其演变规律的定量化研究，研究先进低活化钢氢致损伤机理与演化规律的先进表征方法，为低活化钢的服役安全性分析提供理论依据。

2. 材料超常冶金与材料加工

课题1：针对316LN不锈钢在第三代核电站堆内面临高温高压的苛刻水化学环境问题，开展强磁场下超高洁净度316LN不锈钢材料制备研究，并深入研究其微观组织与腐蚀机理。研究电磁场对夹杂物的控制规律；重点研究在模拟核电高温水蒸汽环境中，材料纯净度与微观组织对腐蚀机理的耦合作用。揭示多模式电磁场下316LN不锈钢熔体中夹杂物去除机制；阐明超高洁净度与优化组织协同提升高温抗腐蚀性能的机理。为制定新一代核电材料技术标准提供数据支撑。

课题2：面向新一代可控核聚变服役场景对偏滤器用热沉铜材的严苛性能要求，针对传统粉末冶金法制备的纳米氧化物弥散强化铜合金存在致密度低、高温力学性能不足等问题，开展基于磁控熔铸技术的弥散强化铜材制备研究。通过引入多模式电磁场调控熔铸过程，研究电磁场力能效应对纳米颗粒形成与分散行为的影响规律，揭示磁控熔铸过程中铸坯组织演变机理，制备出高均匀性超细晶纳米氧化物弥散强化铜材，为可控核聚变偏滤器用热沉材料的制备技术开发提供理论支撑。

课题3：面向新一代可控核聚变装置所面临高温等极端环境，针对传统沉淀强化型铜铬锆合金热稳定性差、抗高温软化性能不足等问题，开展新一代弥散强化铜铬铌合金磁控制备及组织/性能调控研究。考察不同磁控熔铸条件对铜铬铌合金铸坯中晶粒尺寸、元素分布的影响规律，探究机械热处理过程对铜铬铌合金析出相尺寸及数目等微结构参数的影响规律，揭示不同制备工艺调控铜铬铌合金组织及力/电学性能的作用机理，制备出优异热稳定性、高抗高温软化能力的铜铬铌合金材料，为核聚变关键构件的材料选型与制备技术开发提供理论支撑。

课题4：针对核反应堆高温、强辐照、强腐蚀的多场耦合复杂服役环境，聚焦核电用高强塑性抗蚀高熵合金，开展成分体系优化与磁控定向凝固工艺调控，通过磁控调控消除晶界等易引发过早腐蚀侵害的缺陷源、过早断裂失效的裂纹源。在此基础上，揭示该类高熵合金在多场耦合环境下的耐腐蚀机制、变形强韧化机制，以及裂纹萌生扩展抑制、裂纹尖端钝化行为背后的“宏观 - 微观”协同机制，建立高熵合金的耐腐蚀与主动止裂的多尺度耦合理论，为未来核反应堆关键部件的材料选型、结构设计及长期安全服役提供核心理论支撑。

课题5：基于激光强化技术缓解核电设备焊缝缓解表面残余应力，降低高温、高压长期服役环境下，焊缝应力腐蚀开裂风险的问题。解决激光能量输入与焊缝区域材料塑性的定量关联问题，关注核电设备的奥氏体不锈钢、镍基合金在激光照射下，明确不同激光参数（功率密度、扫描速度、脉冲模式）如何驱动金属晶格变形、位错运动，进而建立激光能量输入与材料塑性应变之间的定量关系模型，为残余应力调控提供基础理论依据。

课题6：开展熔盐堆用镍基合金加工制造过程中的全流程析出机制研究，明确碳化物形成、长大条件等控制要素，获得基本规律。研究微量元素、物理场引入对碳化物析出的影响规律，优化碳化物分布。完善碳化物评价标准，明确碳化物分布与力学性能的内在联系。要求获得GH3535合金中碳化物全流程析出长大规律；合金中碳化物大于10 μm的碳化物数量低于5%；碳化物平均尺寸≤ 5 μm；合金室温和高温力学性能均符合钍基熔盐堆设计要求。

课题7：针对埋弧焊工艺性和熔敷金属性能要求，系统分析焊带及焊剂中关键组元对熔池冶金反应、夹杂形成及焊缝凝固组织的作用规律。通过调控关键组元含量与比例，研究其对焊缝金属纯净度、晶粒形貌、元素偏析及相组成的影响，明确影响焊缝强度、韧性与耐蚀性的主控因素，为焊材体系优化和焊接工艺改进提供科学依据。要求系统对比国产与进口焊剂成分体系的差异，获得成分体系关键组元数据。分析焊带与焊剂关键组元对熔池冶金反应及焊缝组织的影响规律，提出高温合金焊材体系优化建议及配方设计原则。

课题8：熔盐堆中当前应用的Hastelloy N合金的设计服役温度为750 ℃以下。为进一步提高能量转换效率，亟需开发能够耐受800 ℃以上熔盐堆服役环境的新型镍基合金。目前，合金元素对镍基合金高温力学性能的影响机制尚不清晰，相关机理研究的缺失严重限制了耐高温合金的设计与优化。需深入研究耐高温镍基合金中Cr、W、Mo等固溶强化元素，以及Nb、Al、Ti等第二相形成元素的作用机制，并系统分析新型耐高温镍基合金在时效过程中的组织演变、力学性能变化规律及高温长时蠕变行为。要求设计出耐800 ℃以上的镍基高温合金成分优化方案，完成高温长时环境下相关组织力学规律研究；获取相关组织力学演变规律，建立耐高温镍基合金蠕变模型，形成1~2种综合性能优异的合金成分体系。

3. 极端环境下材料性能服役表征

课题1：面向开发基于氮气稳压技术的小型核反应堆的工程需求，针对氮气在堆内受到辐射分解生成的多种含氮化合物对锆合金包壳腐蚀行为影响尚不明晰的问题，探明不同成分锆合金在高温高压含氮化合物水中的腐蚀规律，揭示不同含氮化合物对锆合金腐蚀行为的影响机制，为小型核反应堆的设计优化和堆内服役安全评估奠定技术基础。开发出1~2种在含氮水化学中耐腐蚀性能优于Zr-4的高性能锆合金。

课题2：面向核电站核岛主设备长期服役可靠性的要求，开展超低碳控氮不锈钢在不同制造状态（含预形变构件与焊接结构）、环境介质、载荷条件下的低周环境疲劳性能及主控因素测试评价与分析。基于测试数据及关联文献数据，形成包络典型服役工况参数、合金成分与洁净度、加工制造状态及其孪生微结构和力学参数异质特征、环境疲劳性能的多因素耦合综合数据库，明确多因素耦合的环境疲劳损伤主控因素作用模式及耦合作用机制。发展融合“力学-环境-材料制造状态/微结构”的多场耦合高精度环境疲劳预测模型，量化制备工艺孪生材料和力学异质性对环境疲劳行为的影响，开发与验证提升核电不锈钢构件抗环境疲劳性能的加工制造和服役条件优化途径。

课题3：面向新一代核反应堆控制棒驱动机构长寿命、高可靠性的重大工程需求，针对机构关键部件在高温高压腐蚀环境、强中子辐照及机械磨损等多场耦合作用下易发生材料退化与失效的突出问题，本项目旨在通过多组元铁基非晶涂层成分设计与超快激光熔覆工艺优化，为控制棒驱动机构关键部件表面强化与延寿的涂层选材与工艺定制提供关键理论依据与核心数据支撑，为其长周期服役安全评估与可靠性预测奠定坚实的技术基础。

课题4：针对镍基合金在新一代高温反应堆应用中面临的辐照氦脆问题，通过原位离子辐照技术，研究氦离子辐照条件下的位错环、氦泡等辐照缺陷在高温、应力、辐照协同作用下的萌生与演化行为及物理机制，以及辐照缺陷与位错线、晶界、析出相等微结构组织之间的相互作用行为与机制。建立辐照实验参数、辐照缺陷参量、微结构组织参量之间的数理关系，为开发新一代高抗氦脆的高温镍基合金提供实验数据与理论依据。

课题5：围绕基于铅冷快堆的微小型反应堆的工程需求，针对泵叶轮结构钢材料在液态铅铋冷却剂环境中耐蚀性不足的问题，从非晶合金阻挡层角度，在泵叶轮表面构筑耐液态铅铋腐蚀的铁基非晶合金涂层，阐明铁基非晶合金涂层在液态铅铋环境中的腐蚀机理，突破微小型铅冷反应堆泵叶轮耐蚀防护涂层制备关键技术，支撑微小型铅冷快堆的工程化应用。

课题6：聚变堆包层结构材料需耐受中子轰击引发的位移损伤及 H/He 共同作用导致的服役性能退化，低活化铁马钢因优异抗辐照性能成为核心候选材料。本项目针对聚变堆早期服役工况，确定ODS聚变堆包层用低活化钢的成分体系，塑性变形行为， 采用离子束辐照法研究不同H/He掺杂浓度（appm/dpa）条件下ODS 铁马钢的辐照硬化/脆化行为演化，结合辐照前后材料力学性能与微观结构变化，阐明He/H注入对ODS钢力学性能的影响机制。要求确定ODS聚变堆包层用低活化钢的成分体系，研究塑性变形行为；辐照实验有效剂量点≥ 3个，He/dpa~10 appm/dpa、H/dpa~50 appm/dpa，且最大辐照损伤剂量≥ 20 dpa；材料的辐照行为；明确ODS低活化铁马钢力学性能随辐照损伤剂量的变化趋势。

课题7：在核反应堆环境中，材料会遭受高能中子辐照，导致其微观结构和性能发生显著变化。硼元素的添加能够有效改善奥氏体不锈钢的抗辐照性能，主要体现在对辐照肿胀、辐照硬化和辐照脆化等行为的抑制。这些改善与硼和辐照缺陷之间的复杂相互作用密切相关。以304不锈钢为基础，通过添加约2%的硼而提高中子吸收性能，主要用于核电乏燃料的运输和贮存，大剂量辐照的中子吸收和屏蔽。确定含硼奥氏体不锈钢的成分匹配，研究在高硼含量下，改善因硼化物析出导致的材料脆性问题，并保证其力学性能和中子吸收均匀性，研究成分和组织对塑性变形行为及抗辐照行为的影响。要求以304不锈钢为基的奥氏体不锈钢的成分体系确定；以上钢种的组织和塑性变形行为的关系；以上钢种的成分和组织对塑性变形行为及抗辐照行为的影响。

课题8： 锆合金服役过程中因吸氢导致的氢致延迟开裂是制约核反应堆安全性与寿命的关键问题。针对先进锆合金工程应用前夕的DHC性能评价需求，建立锆合金高通量动态DHC起裂性能试验方法，并基于氢化物微观组织表征揭示影响锆铌合金动态DHC性能的微观机制，确定不同微观组织类型锆铌合金在循环温度条件下的动态DHC性能评价指标，为建立锆合金DHC起裂概率评价方法提供基础。

4. 前沿技术研究及未来材料创制

课题1：面向先进核能系统中材料在复杂辐照及氢渗透环境下对自愈合性能的迫切需求，开发非晶及高熵合金的辐照 - 氢渗透自愈合行为结构设计及评价技术。通过成分与结构设计，实现材料在核环境下辐照-氢渗透耦合条件下的高自愈合效率、高抗辐照性能、良好抗氢渗透性能与力学性能综合优化。

课题2：针对核反应堆屏蔽对高硼含量、优力学性能与良加工性高硼钢的迫切需求，构建含硼钢“成分-工艺-性能”数据集，确保有效数据量不少于100条；基于数据集开发含B ≥ 2wt.%高硼钢的机器学习设计模型，实现新型高硼钢成分与工艺参数的快速开发设计。开展高硼钢熔铸偏析抑制、硼化物形态调控及加工性优化的组织调控工艺研究，深入分析硼化物形态分布、基体相组成对高硼钢强韧性的影响路径，系统阐明组织性能调控机制。

课题3：针对传统合金材料在高能粒子辐照下易出现氦泡聚集、氢渗扩散导致的性能劣化等问题，开展非晶及高熵合金氦泡-氢渗协同调控机制研究。本项目旨在通过深入探究非晶结构与高熵合金特性对氦泡形成、氢扩散行为的影响规律，构建氦泡-氢渗协同调控的理论模型，开发出具有优异抗辐照性能、低氢扩散系数的新型非晶及高熵合金材料。

课题4：为满足先进核能系统在高温、强辐照与腐蚀耦合环境下对结构及功能材料的迫切需求，针对传统陶瓷材料辐照稳定性不足的问题，本研究拟开发新型非晶高熵氧化物陶瓷及其制备技术，构建合金化-非晶化协同设计方法；系统研究机械合金化、激光/等离子加工等制备工艺，形成可规模化应用的工艺方案；揭示成分-工艺-晶体/非晶结构的关联机制，通过调控成分与工艺参数，获得尺寸分布均匀、近球形的粉末颗粒原料。

课题5：本研究围绕先进核电装备关键结构材料在强腐蚀与辐照耦合环境下的力学性能及可靠性需求，聚焦增材制造无钴高熵合金强塑性不足的核心问题，以明确工艺-组织-性能关联机理为核心目标。通过系统探究凝固组织演变规律及缺陷形成机制，建立多尺度工艺参数-组织-性能关联，提出兼顾致密化与各向异性调控的优化方法。最终实现增材制造无钴高熵合金强塑性协同提升，为其在核电装备强腐蚀、辐照耦合服役场景的工程应用提供理论支撑与技术保障。

课题6：面向850 ℃熔盐堆服役场景需求，开展高熵合金的成分优化与组织调控设计，研究高熵合金在熔盐-高温-应力多场耦合环境下的应力腐蚀开裂行为及腐蚀-疲劳交互失效规律；揭示应力腐蚀裂纹的萌生与扩展机理、腐蚀-疲劳协同作用机制，建立高熵合金寿命预测模型，为熔盐堆关键构件的材料选型与安全服役提供理论支撑。

课题7：利用摆动激光-电弧复合焊接方法，开展镍基合金690焊缝与熔合界面组织性能一体化调控技术研究，阐明摆动激光对焊缝成形与组织形貌演变的影响机理，揭示复合热源下高性能熔合界面调控机理，提出镍基耐蚀合金焊缝晶粒尺寸、析出相与熔合界面组织精准调控策略，为镍基耐蚀合金高性能焊接提供先进制造方法。要求获得镍基耐蚀合金高质量成形焊接方法，且接头质量满足ASME BPVC Section III或RCC-M标准I级焊缝要求，焊接接头室温、350 ℃下抗拉强度、屈服强度、断后延伸率不低于母材；厘清镍基耐蚀合金高性能熔合界面调控机制，且界面腐蚀速率不超过电弧焊，获取焊接接头的耐晶间腐蚀、点腐蚀、应力腐蚀性能数据。

课题8：GH3230为固溶强化型变形高温合金，因具有较高的强度和抗热疲劳性能，而广泛应用于航空发动机、燃气轮机燃烧室等高温零部件中。在核能领域，随着新一代核能装置服役逐渐向高服役温度发展，GH3230成为优选结构材料。开展W、Mo等固溶元素对GH3230合金不同温度下强度、韧性及蠕变影响机制研究，开展合金焊接接头微观缺陷形成机制与调控、微观组织非均质性与性能匹配性等问题的研究，获取高温条件下镍基合金焊接接头高温拉伸、高温蠕变等性能数据。要求获取合金元素对GH3230不同温度力学性能的影响规律，力学性能满足设计要求；获取GH3230镍基合金焊接接头的室温拉伸、高温拉伸及高温蠕变数据，接头性能满足设计要求；获得最优成分组合，为合金成分体系优化提供设计支撑。

二、开放课题设置

实验室开放课题设置重点项目与一般项目，研究周期均为2年，数量与经费设置如下：

1、重点项目：原则上≤4项/年，不超过20万元/项；

2、一般项目：原则上≤12项/年，不超过10万元/项。

经费采取前资助与后补助相结合方式分两期拨付：立项后资助50%，结题验收通过后拨付剩余审定资助经费。

三、申报条件

1、申请人须为国内外高校、科研机构或企业的全职科研人员，具有博士学位或副高级以上职称；

2、须联合至少1名本实验室固定成员，明确分工及资源共享机制。

3、申请人须根据实验室开放课题选题范围申请，每人限报1项。已承担本实验室在研开放课题者不得申请。

4、申请项目应具有创新性、可行性、科学性与协同性，研究重点突出，考核目标明确。

四、申报程序

1、材料提交：申请人根据指南，如实填报《核电关键材料全国重点实验室开放课题申请书》，于指南发布的截止期限内将申请书报送实验室（双面打印，一式两份，盖章）；Word电子版申请书文件命名方式：申请人所在单位-申请人姓名-申请课题名称。

2、形式审查：实验室核查申请人资质、材料完整性及研究方向符合性。

3、专家评审：实验室本着公平竞争、择优支持的原则对通过形式审查的申请项目进行评审。

4、签发立项批准书与合作协议。自课题获批之日起，课题组成员将成为本实验室的流动人员。

五、成果要求

1、所有成果须以本实验室为第一署名单位，同时须标注“核电关键材料全国重点实验室开放课题资助（编号：XXX）”，英文表述为：“State Key Laboratory of Materials for Advanced Nuclear Energy (Grant No. XXX)”。未按规定标注的成果，不能作为其开放课题的结题成果。

2、重点项目须发表SCI论文至少2篇；一般项目须发表SCI论文至少1篇。

六、申报时间

2025年11月26日-12月10日，逾期不予受理。

七、附则

1、若课题负责人未按期向实验室提交结题成果，实验室有权终止其课题并保留追诉的权利；

2、若达不到结题要求，实验室有权终止、调整或取消课题资助；

3、本指南由实验室负责解释。

八、联系方式

申请材料报送地址：上海市宝山区南陈路333号东区7号楼317室（建议使用顺丰快递）

联系人：陈莹莹

邮编：200444  电话：13918358422

Email：chenyy08@t.shu.edu.cn