2007年美国NRC颁布了RG1.207导则，要求新建核电站必须充分考虑轻水堆环境对结构材料疲劳性能的影响（EAF效应）。我国核电设计和安审部门亟待获得国产核电结构材料的EAF数据及评价方法。目前考虑环境因素的疲劳强度模型主要有美国ANL模型、日本JNES模型及实验室近年来建立的核电结构材料环境疲劳评价模型—IMR模型。然而，上述模型的参数、表达式及边界条件仍处于优化和完善过程中，尤其是模型中参数的物理意义及其影响环境疲劳性能的微观过程仍需要进一步研究和揭示。 

　　课题组研究了上述模型中的温度参数对国产核电锻造主管道316LN不锈钢高温高压水低周疲劳性能的影响，表征了对应的疲劳裂纹、断口、位错组态、腐蚀产物膜等，讨论并揭示了温度参数影响高温高压水环境疲劳强度的机制。结果发现：水环境中温度的升高明显降低了316LN不锈钢的疲劳寿命，高温高压水环境中疲劳裂纹多沿滑移带萌生，由滑移溶解机制主导；温度会影响高温高压水中疲劳微裂纹生长方向和试样表面滑移带密度；高温下平面滑移更明显，更容易导致局部位错与界面相互作用，促进环境损伤。因此，温度较低的情况下，环境损伤较轻，力学损伤为主；温度较高的情况下，环境损伤加剧，与力学损伤的交互作用增强。相关研究结果已发表于Corrosion Science, 146, 2019, 80-89. 

国产核电锻造主管道316LN不锈钢高温高压水低周疲劳试样截面微裂纹、表面滑移带及疲劳断口附近位错组态特征