在反应堆长达40-60年的运行当中,一回路中的金属材料除了遭受到冷却剂的高温高压腐蚀外还要遭受来自堆芯中强烈的放射性粒子辐照的影响。而在这些金属材料构件中,压力容器(Reactor Pressure Vessel,简称RPV)因其体积较为庞大一旦产生了辐照促进局部腐蚀就无法进行更换进而导致整个反应堆面临停堆的危险。为了防止压力容器内部接触冷却剂发生腐蚀,在其内壁进行堆焊了奥氏体不锈钢材料的外层保护层。308 L奥氏体不锈钢作为直接接触冷却剂最外层的堆焊层材料,因其奥氏体相界处存在许多细小尺寸的δ-铁素体而具有良好机械及焊接性能,但是其耐辐照产生的机械性能及腐蚀性能变化还尚未清楚。因此,对308 L的辐照条件下机械性能及腐蚀行为的变化探究就显得尤为重要。同时为今后核电反应堆的安全运行与寿命延长以及探索开发新型抗辐照腐蚀堆焊材料也具有重要的指导意义。采用质子对308 L核级不锈钢堆焊层材料进行辐照,通过The Stopping and Range of Ions in Matter.(SRIM)模拟软件对辐照深度方向的辐照损伤影响区域进行了系统划分,结合纳米压痕力学扫描探针技术对材料不同辐照损伤区域的奥氏体与铁素体相进行了微观力学性能表征。采用扫描开尔文探针力学显微镜(SKPFM)研究了不同辐照损伤区域奥氏体与铁素体相的伏特电势变化,通过电子功函数与伏特电势的关系,结合(Electron Probe Micro-analyzer,EPMA)对两相在不同损伤区域的成分变化分析,对相稳定性进行有效评价。采用扫描电子显微镜(SEM)与飞行时间二次离子质谱分析仪(ToF-SIMS)表征手段,分别对电化学腐蚀后的308 L不锈钢及2507超级双相钢不同辐照损伤区域两相的腐蚀形貌及空气成膜后的成分及厚度进行了一系列表征。最后通过原子力显微镜电流感知模式(CS-AFM)对这两种材料的两相不同辐照损伤区表面氧化膜的电流信号进行了表征,并结合氧化膜电阻率变化对膜的耐蚀性能进行有效评价。得出如下结论:辐照对材料表面奥氏体与铁素体相的硬化影响不同于辐照内部(均匀损伤与峰值损伤区)。在整个辐照损伤区域中,铁素体相同时发生辐照温度(360℃)100多小时下的调幅分解致硬化与辐照产生的缺陷致硬化。而奥氏体相在整个辐照损伤区只受到辐照硬化影响,其硬度值变化不受温度的影响。辐照表面两相硬化不同于辐照内部的原因是在辐照表面区域遭受的损伤程度要低于辐照材料内部,因此,在低辐照损伤程度下辐照表面的奥氏体较铁素体更易受到辐照损伤的影响。扫描开尔文探针力学显微镜(SKPFM)对不同辐照损伤区域两相的电子功函数测试结果表明:辐照后表面的两相腐蚀倾向产生了明显的翻转,即:未辐照时易于产生腐蚀的铁素体相在辐照后变得更稳定而不容易产生腐蚀,而奥氏体相则产生相反的变化。辐照深度方向(均匀损伤区)的两相并未如辐照表面产生电子功函数翻转的现象,两相的电子功函数同时降低,腐蚀倾向都显著提高。EPMA对辐照表面与内部两相进行成分测试也证明了这一发现,辐照表面处铁素体的Ni与Cr含量增加,而奥氏体相Ni含量增加而Cr含量降低;辐照深度方向,奥氏体相与铁素体相Ni含量均降低。腐蚀形貌的SEM观察与ToF-SIMS对氧化膜厚度与膜组分变化的测试结果表明:峰值损伤区的奥氏体与铁素体相氧化膜厚度均达到最大值,归因于此区域形成更多的空位及此处的大量注入质子对氧化膜的生长起着显著促进作用。辐照区域(均匀损伤区)的奥氏体相氧化膜厚度明显增加,而铁素体相氧化膜厚度并未产生较大变化,证明辐照促进了该区奥氏体相的氧化膜生长,而对铁素体相氧化膜生长无较大影响。在辐照区域(峰值损伤区)铁素体相氧化膜也产生了一定程度的生长,但氧化膜厚度仍低于该区域的奥氏体相,说明铁素体相在面临辐照与注入氢离子的双重影响下仍具有较奥氏体相更高的耐腐蚀性能,但相比均匀损伤区铁素体相却产生了严重的腐蚀。通过对氧化膜的电阻率计算得知,辐照均匀损伤区两相氧化膜的电阻率均降低且峰值损伤区两相氧化膜电阻率达到最低值,铁素体相在均匀损伤区氧化膜电阻率虽然降低,其膜电阻率较奥氏体相氧化膜仍然具有很大数值,证明该区铁素体相氧化膜仍具有一定的保护性。进一步对膜组分变化测试分析发现,在辐照均匀损伤区域两相氧化膜电阻率降低,保护性变差的原因是该区域两相内部形成了不同种类的缺陷影响了氧化膜中Cr的氧化物组分含量变化;在峰值损伤区两相氧化膜的电阻率降低的原因是该区域氢的存在促进空洞的形成与长大进而降低了氧化膜内部具有保护性Cr的氧化物组分含量以及增加保护性较差的氢氧化物组分含量。