材料中第二相颗粒的演化一直是材料科学家的研究焦点，人们普遍认为碳化物粗化服从原子扩散主导的均匀粗化机制，提出了球形颗粒、各向同性扩散等科学假设，却与工程材料实际服役状态存在偏差。例如，在核反应堆压力容器用16MND5低合金钢中，碳化物作为关键强化相之一，其在长时服役过程中发生的粗化行为势必引起材料性能劣化，揭示碳化物的粗化机制已经成为制定在役核电装备延寿策略和开发下一代核电材料的关键问题。

近期，华东理工大学朱明亮教授、轩福贞教授等研究人员，在核电站关键结构材料的老化劣化机制方面取得重要进展。通过多尺度的碳化物演化实验表征及第一性原理模拟计算，从原子尺度揭示了碳化物与基体界面处的错配位错演化以及元素的迁移规律，突破了传统粗化理论的局限。研究发现，热激活效应引起元素迁移，碳化物粗化和转化具有四个阶段，碳化物的粗化方向主要由碳化物的自身晶格结构和界面局部错配决定；碳化物粗化使晶粒旋转困难、滑移受阻，最终引起宏观拉伸性能和冲击韧性劣化；碳化物长度与上平台冲击韧性存在线性关系，为服役材料劣化行为快速评价提供新思路。

图片说明：典型核压力容器用钢长期服役的碳化物粗化机制

上述成果以“Thermal activation and lattice misfit induced material degradation in a low alloy steel”为题发表在金属材料顶刊Acta Materialia上(2025, 294: 121136, https://doi.org/10.1016/j.actamat.2025.121136)。论文第一作者为华东理工大学博士生金龙，通讯作者为华东理工大学朱明亮教授和轩福贞教授，合作者包括山东大学熊清蓉教授、华东理工大学博士后李小龙和博士生刘瑀珂，研究工作得到国家自然科学基金委创新研究群体项目资助。