中科院核能安全技术研究所·凤麟团队在中国抗中子辐照钢（以下简称“CLAM钢”）的结构可靠性研究方面取得新进展，完成了CLAM钢焊后热处理后的力学性能评估，计算得出不同热处理条件下材料服役的安全系数，为国际热核聚变实验堆（ITER）实验包层模块（TBM）的安全设计提供了参考。相关成果发表在国际聚变工程领域期刊FusionEngineering and Design上。

焊接是聚变包层部件制造过程中必不可少的制造工艺。对于焊缝相对密集的部件，通常需要进行多次焊后热处理以降低残余应力，从而提高焊接接头性能。根据法国RCC-MRx标准（核装置机械部件设计和建造规则）的要求，研究人员利用模拟消除应力热处理（SSRHT）研究了焊后热处理次数对CLAM钢基体室温和高温力学性能的影响，分析得出了强度退化与马氏体板条尺寸及析出相量和尺寸的内在关系。研究人员还计算了室温、450℃和550℃时焊后热处理部件的服役安全系数，为保证ITER-TBM服役寿期内的结构可靠性和服役安全性提供理论支持。

CLAM钢由核安全所·凤麟团队牵头自主研发，可应用于聚变堆、聚变裂变混合堆和裂变铅基堆等先进核能系统。本研究得到国家重点研发计划国家磁约束核聚变能发展研究专项项目、国家自然科学基金项目及中科院青促会的资助。