研究基础与项目
中国科学院核用材料与安全评价重点实验室是国内较早开展核用材料研制和核用材料环境行为研究的机构。在上世纪80-90年代研发了我国核用抗氢合金和690合金，并建立了我国最早的核电高温高压水腐蚀和应力腐蚀试验设备并在中科院支持下开展国际合作研究。从上世纪80年代起，中国科学院与英国文化协会联合资助，柯伟院士牵头就与英国Newcastle大学合作开展了能源（核电）材料（690合金）在高温高压水环境中的腐蚀与应力腐蚀研究。过去30余年来，李依依院士牵头与中国工程物理研究院在核用材料方面开展了长期合作研究。上世纪90年代后至今，分别与美国、加拿大、法国、日本、韩国等著名核电研究机构合作，开展了核电关键设备材料在高温高压水中的环境致裂行为研究。实验室是连续三期国家重点基础研究计划（973）项目的首席单位，其中近两期都是有关核电的项目；近年来作为负责单位还承担了大型先进压水堆科技重大专项课题、国家科技支撑计划、国家基金委重大和重点项目、国家“杰出青年科学基金”、中国科学院科技创新先导项目、中国科学院人才计划项目、中国科学院重大科研仪器研制项目等项目；承担了美国、欧共体、韩国、中核集团、中广核集团、国家核电技术公司等多项核电相关项目，取得了瞩目的研究成果，研究水平在国内外处于领先地位。
国家级、中科院项目
* 国家973项目：核电关键材料及焊接部位在微纳米尺度下的环境行为与失效机理
* 国家973项目：核电关键材料的环境行为与失效机理
* 自然科学基金重大研究计划：ADS散靶结构材料设计与性能研究
* 国家科技重大专项课题：压水堆核电材料环境相容性研究
* 国家科技重大专项课题：核电站结构材料应用基础及技术研究
* 国家科技重大专项课题：核电站关键钢铁材料性能研究及评价
* 国家科技重大专项课题：690合金电渣重熔应用技术研究
* 国家科技重大专项课题：核电站主管道的应力腐蚀裂纹扩展行为研究
* 国家科技重大专项专题：加锌对一回路关键材料的开裂行为影响研究
* 国家科技重大专项专题：ETA对二回路关键材料开裂失效影响研究
* 国家科技重大专项专题：一回路承压边界水环境对疲劳影响的试验研究
* 国家科技支撑计划：百万千瓦级压水堆核电站控制棒驱动机构关键金属材料研制
* 国家重大工程项目：极端多因素耦合环境材料损伤试验装置
* 国家重点研发计划政府间国际科技创新合作重点专项：压水堆核电接管安全端评价方法研究
* 国家杰出青年基金项目：核电高温高压水中关键材料的力学化学交互作用
* 国家自然科学基金项目：ADS散裂靶结构材料设计与性能研究
* 国家自然科学基金项目：异种金属焊接接头材料高温高压水腐蚀损伤的原位研究
* 国家自然科学基金项目：690镍基合金在模拟核电高温水中成膜特征的原位研究
* 国家自然科学基金项目：N抑制Inconel 690合金晶界碳化物析出机理研究
* 国家自然科学基金项目：镍基焊缝中析出相对失延裂纹（DDC裂纹）的影响及控制
* 国家自然科学基金项目：表面车削加工工艺对国产核级不锈钢材料后期腐蚀行为的影响
* 中科院先导科技专项：ADS结构材料制备工艺研究
* 中科院先导科技专项：新型耐高温抗辐照抗液态金属腐蚀材料研究
* 中科院重点部署项目：核电关键材料的研发与服役安全保障技术研究
* 中科院前沿科学重点项目：核电关键材料在模拟服役环境下的损伤动力学与建模
* 中科院标准化研究项目：中国核电材料标准化体系研究
* 中科院重大科研装备研制项目：模拟核电高温高压水中多联应力腐蚀裂纹萌生原位测试装置的研制
* 中科院重大科研装备研制项目：模拟核电高温高压水中材料表面原位划伤电化学测试装置的研制
* 中科院重大科研装备研制项目：核电高温高压水模拟及原位测试装置
* 中科院设备研制项目：超临界水氧化环境中的材料腐蚀测试系统
企业委托项目
* 铅冷快堆用高性能铁素体/马氏体钢材料及焊接性研究
* 核电厂水化学控制与材料相容性研究
* 气冷微堆反应堆压力容器金属材料选材研究
* 乏燃料贮运用高温结构中子吸收材料工程化研制及服役性能研究
* 气冷微堆控制棒及中子源材料结构材料研制
* 金属构筑成形技术在铅铋堆Si增强9Cr型F/M钢标志性大锻件上的应用
* 乏燃料溶解器用转轮材料初步选材研究
* 核一级蒸汽发生器用Inconel合金传热管国产化制备技术研究及产业化
* 蒸汽发生器690合金传热管疲劳、腐蚀疲劳性能研究及表面划伤对应力腐蚀影响研究
* AP系列主管道材料水环境疲劳性能试验
* 蒸汽发生器传热管材料高温水环境微动疲劳试验
* CAP1400锻造主管道用不锈钢高温水腐蚀疲劳试验
* 大亚湾核电站一回路弯头潜在裂纹风险的实验研究和评估
* KGJ钠冷快堆重大专项项目“组件结构材料设计、冶炼和锻造工艺研究”
* 堆容器堆内构件主体结构材料评定（四代核电φ15.4米支承环锻件构筑成形研制与评价）
* 岭澳二期RCP/RIS阀瓣硬质合金堆焊层开裂根本原因分析
* AP1000、CPR1000、ARP1000类型核电反应器接管段筒体锻件和蒸发器锥形体锻件扩孔成形过程数值模拟与工艺优化设计
* SA508-3钢大型锻件氢损伤机理研究及高效率扩氢工艺开发
* 大型核燃料后处理厂关键工程技术方案研究
* ACP1000水池覆盖面设计研究
* 辐射/热作用下低碳钢腐蚀行为研究
* 大亚湾电厂循环水过滤系统不锈钢管道腐蚀穿孔问题根本原因分析
* L3和L4机组中压安注系统阀门的损伤原因诊断与分析
* 核主泵叶轮及螺栓用不锈钢的环境敏感断裂行为研究
* 中子吸收材料研制
国际合作项目
* 美国内华达州政府资助项目：核废料容器材料的腐蚀研究
* 中国科学院、英国文化协会合作项目：能源领域的环境敏感断裂
* 日本NIMS合作项目：高温高压水低合金钢缝隙腐蚀与腐蚀疲劳影响的研究
* 日本文部省核基础研究计划：轻水堆构件材料高温水中环境致裂研究
* 韩国BK-21计划资助项目：核反应堆压力容器钢高温水中疲劳行为及氢的作用研究
