核反应堆的一回路主管道作为核一级安全部件,是维持和约束冷却水循环流动的唯一通道,被称为核反应堆的“主动脉”。为达到一回路主管道设计使用要求,现役第二代核电机组一回路主管道是由含1 0%～20%铁素体的双相不锈钢制造。然而,由于使用环境苛刻（高温280～320℃,高压13～15MPa）,双相不锈钢长期服役时会发生热老化脆化,具体表现为临界裂纹尺寸减小、韧脆转变温度升高、脆性断裂概率增加。随着服役时间延长,双相不锈钢的性能无法满足核反应堆运行所要求的安全阈值时,反应堆必须进行停堆检修,甚至永久性关停。因此,核反应堆一回路主管道用双相不锈钢的热老化脆化是限制核电站安全运行和服役寿命的关键因素。基于对双相不锈钢热老化损伤机制的深入认识,利用有效处理手段对老化双相不锈钢微结构进行调控,进而修复使役构件损伤的性能是解决一回路主管道热老化脆化、延长服役寿命的根本。双相不锈钢在400℃和475℃进行不同时间的热老化处理后,铁素体的显微硬度均随时效时间延长而逐渐增加,双相不锈钢的断裂方式也由韧性断裂转变为脆性断裂。然而,不同老化温度下铁素体的微观结构存在一定的差异,即在400℃老化时,铁素体内形成了调幅分解组织和球形G相;而在475℃时效时,铁素体分解形成调幅分解组织和立方形G相。对不同老化制度下的双相不锈钢进行550℃下1h的退火处理以量化调幅分解组织和不同形貌G相对老化硬化的影响。当双相不锈钢在400℃老化时,退火处理可以使老化双相不锈钢的退化性能恢复77%以上,并且修复程度与热老化时间无直接关联。对于在475℃老化的样品,550℃退火能够使老化初期样品的性能得到一定程度的修复,但随着老化时间的增加,修复率由42.2%降低至18.7%。对比双相不锈钢在400℃和475℃老化处理后的力学性能变化和微观结构差异,可以发现调幅分解是双相不锈钢在400℃老化发生脆化的主导机制;G相则是导致双相不锈钢在475℃时效发生严重老化脆化主要原因。虽然550℃退火处理可消除调幅分解组织以实现损伤性能的部分恢复,然而由于G相热稳定性较高,退火处理不能将其溶解。若为溶解G相而提高退火温度,则极易诱发σ相、χ相和碳化物等有害第二相的形成,进一步恶化双相不锈钢的性能。本文通过提高温度加速老化进程获取严重老化的双相不锈钢材料,探索利用脉冲电流同步消除调幅分解组织和G相以实现老化材料性能完全修复的方法。基于多尺度微观结构表征、力学性能跟踪检测、数值计算等,研究了脉冲电流下老化材料微结构调控机制及其与使役损伤性能修复的相关性。双相不锈钢在400℃时效20000h后发生了显著的热老化硬化行为,脉冲电流处理则可完全消除材料的热老化脆化。联合纳米压痕、透射电镜和三维原子探针等表征手段,发现在430℃下脉冲电流处理1h可以完全消除调幅分解组织和溶解G相,几乎能够完全恢复双相不锈钢的性能。调幅分解组织与基体间的电导率差异使得脉冲电流发生非均匀分布,增加了体系自由能,使得调幅分解域线发生改变,促使调幅分解组织被完全溶解。结合建立的双相不锈钢服役寿命评估模型,计算出经脉冲电流处理后,双相不锈钢从热老化20000h的状态恢复到热老化仅12h的状态,即双相不锈钢的热老化行为几乎被完全消除,这意味着老化双相不锈钢的服役寿命可以被延长近1倍。当双相不锈钢在400℃和475℃下等温时效时,G相形貌分别为球形和立方形。依据析出相形貌变化与界面能的关系,G相形貌的改变是由界面化学能和应变能的最小化驱动的。为消除或降低不同形貌G相对双相不锈钢性能的不利影响,对老化样品分别进行了脉冲电流和退火处理。550℃退火1h只能促使G相进一步发生粗化,增加G相对双相不锈钢的不利影响。脉冲电流可以在450℃处理1h完全溶解细小球形G相,消除球形G相对铁素体硬化的影响;并使立方形G相发生球化、减小尺寸,降低立方形G相对硬化的影响20%以上。脉冲电流直接介入双相不锈钢在475℃下的热老化过程后,铁素体不发生时效硬化行为,调幅分解无法自发地进行。热力学分析表明脉冲电流的引入改变了铁素体系统自由能,导致调幅区域收缩,避免了调幅分解发生。基于双相不锈钢寿命评估模型,475℃时效100h的双相不锈钢,等同于在实际服役温度297℃已工作了 18.2年,而脉冲电流介入时效过程的双相不锈钢仅相当于在同等条件下仅使用了 1.2年,这意味着脉冲电流介入时效过程可以使得双相不锈钢服役热老化脆化速率降低约93.4%。综上所述,研究论文所提出的利用脉冲电流修复热老化脆化双相不锈钢性能的处理方法可为核反应堆一回路主管道的延寿管理提供新的方法和思路。