鉛基堆是第四代核能系統中最具發展潛力的反應堆堆型之一，廣泛應用于核燃料增殖、海島開發、大數據中心供電及偏遠地區能源供應等領域。鉛基堆結構材料長時高溫服役過程中，在高溫、復雜應力和中子輻照的協同作用下，結構材料的老化會導致材料組織發生顯著變化，加劇了材料的液態鉛合金腐蝕進程，直接影響鉛基堆的服役壽命和安全性。
近期，核裝備與核工程學院先進核能材料研發與服役安全評價團隊在材料領域TOP期刊Journal of Materials Science & Technology（中科院1區，IF：11.2）上發表學術論文《Effect of long-term thermal aging on lead-bismuth eutectic corrosion behavior of 9Cr ferritic/martensitic steel》。
該工作深入研究了9Cr鐵素體/馬氏體（9CrF/M）鋼在550°C高溫下經歷最長達20000h熱老化后的微觀結構變化及其在液態鉛鉍合金（LBE）中的氧化腐蝕行為。研究發現，熱老化促進了位錯向亞晶界的轉變，并導致富Cr碳化物M23C6粗化，進而加速了元素的互擴散及在材料內部局域富集過程。這一變化顯著加快了IOZ層的生長速率，加劇了9Cr F/M鋼的LBE腐蝕過程。通過對不同氧化層區域的跨尺度表征分析，研究團隊進一步發展了9Cr F/M鋼在鉛基合金環境下的氧化腐蝕模型，為鉛基堆中材料的長期可靠應用奠定了堅實的理論基礎。
圖1.熱老化加速9Cr F/M鋼液態鉛鉍合金氧化腐蝕微觀機制
該論文以煙臺大學為第一單位，核裝備與核工程學院趙彥云副教授為第一作者，中科院合肥物質科學研究院劉少軍研究員為通訊作者，相關工作得到了山東省自然科學基金、山東省高等學校青創科技支持計劃和中國科學院青年創新促進會等項目的資助。
論文鏈接：https://doi.org/10.1016/j.jmst.2024.05.049
來稿時間：9月14日 審核：劉希斌 責任編輯：安興爽
