核能是一种主要的传统化石燃料的清洁替代能源。在核能应用领域中,材料问题是其能否最终实现的关键问题之一。核能的主要形式有两种：核聚变能和核裂变能。在聚变材料中,面向等离子体材料(Plasma Facing Material,PFM)是决定聚变能能否开发成功的关键材料。其中进一步提高PFM的综合性能和增强PFM与铜基热沉材料的连接性能是急需解决的两个难题。在核裂变领域,压水堆是世界上最早开发的动力堆堆型,也是目前世界上应用最广泛的裂变反应堆堆型。在压水堆中,材料需要承受高温高压以及核反应所产生的辐射等。苛刻的服役环境对材料提出了更高的要求。非晶FeW合金镀层是一种具有优异耐蚀性的功能性合金镀层,已经在工业领域获得广泛的应用。同时,非晶FeW合金镀层也是一种可以用于核能领域的潜在材料。本文从FeW非晶合金镀层的有序化转变和新功能探索两方面出发,研究了不同电镀工艺对非晶合金镀层的影响；有序化过程中,研究了温度对镀层表面形貌、结构、耐蚀性的影响；研究了基于非晶FeW合金镀层为中间层的异种金属连接问题：探索研究了非晶镀层的耐辐照腐蚀行为及表面疏水化改性。具体的研究工作及成果如下：(1)采用直流电镀工艺和双脉冲电镀工艺制备出FeW非晶合金镀层。采用直流电镀法时,当电流密度增大至0.1 A/cm2时,镀层颗粒明显长大,同时伴随较浅的凹坑产生;当电流密度进一步增大至0.5 A/cm2时,镀层表面颗粒明显减小,同时伴随大量微米孔洞产生。采用脉冲电镀法时,当正向占空比为10%,反向占空比为30%时,获得了表面相对致密均匀的非晶镀层。(2)考察了真空条件下,热处理温度对镀层表面形貌、结构、耐蚀性的影响。当热处理温度为700℃时,FeW合金镀层完全晶化。当热处理温度为500℃时,耐蚀性最好。(3)首次提出采用非晶FeW合金镀层作为中间层,通过真空扩散焊接工艺实现W板和Cu板、W/Cu合金的扩散连接。当焊接温度为950 ℃时,焊接界面的抗拉强度大于146 MPa。获得的新型W/Cu-PFM模块可承受4 h的短脉冲等离子体的原位辐照。并且利用此工艺已经成功的将其模块放大至100 mm×100 mm,完全满足偏滤器对实际模块的尺寸要求。(4)首次研究了非晶FeW合金镀层的伽马辐照腐蚀行为。在辐照的条件下,产生了具有强氧化性的辐照分解产物(如H2O2),因此镀层中Fe元素和W元素在腐蚀过程中的反应路径有所差别：此外,在辐照条件下测得的腐蚀电位明显高于未辐照样品。(5)对均匀多孔的直流镀层,在经过500℃、600℃不同温度热处理后,用十七氟癸基三甲氧基硅烷修饰,并获得粗糙度分别为82.2、117.5,接触角分别111°±1°、134°±1°的疏水表面。且修饰后所获得疏水表面的耐蚀性高于未修饰的亲水表面。