鉛基堆是第四代核能系統(tǒng)中最具發(fā)展?jié)摿Φ姆磻?yīng)堆堆型之一，廣泛應(yīng)用于核燃料增殖、海島開發(fā)、大數(shù)據(jù)中心供電及偏遠(yuǎn)地區(qū)能源供應(yīng)等領(lǐng)域。鉛基堆結(jié)構(gòu)材料長時(shí)高溫服役過程中，在高溫、復(fù)雜應(yīng)力和中子輻照的協(xié)同作用下，結(jié)構(gòu)材料的老化會(huì)導(dǎo)致材料組織發(fā)生顯著變化，加劇了材料的液態(tài)鉛合金腐蝕進(jìn)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(xué)院先進(jìn)核能材料研發(fā)與服役安全評(píng)價(jià)團(tuán)隊(duì)在材料領(lǐng)域TOP期刊Journal of Materials Science & Technology（中科院1區(qū)，IF：11.2）上發(fā)表學(xué)術(shù)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(jīng)歷最長達(dá)20000h熱老化后的微觀結(jié)構(gòu)變化及其在液態(tài)鉛鉍合金（LBE）中的氧化腐蝕行為。研究發(fā)現(xiàn)，熱老化促進(jìn)了位錯(cuò)向亞晶界的轉(zhuǎn)變，并導(dǎo)致富Cr碳化物M23C6粗化，進(jìn)而加速了元素的互擴(kuò)散及在材料內(nèi)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(duì)不同氧化層區(qū)域的跨尺度表征分析，研究團(tuán)隊(duì)進(jìn)一步發(fā)展了9Cr F/M鋼在鉛基合金環(huán)境下的氧化腐蝕模型，為鉛基堆中材料的長期可靠應(yīng)用奠定了堅(jiān)實(shí)的理論基礎(chǔ)。
圖1.熱老化加速9Cr F/M鋼液態(tài)鉛鉍合金氧化腐蝕微觀機(jī)制
該論文以煙臺(tái)大學(xué)為第一單位，核裝備與核工程學(xué)院趙彥云副教授為第一作者，中科院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院劉少軍研究員為通訊作者，相關(guān)工作得到了山東省自然科學(xué)基金、山東省高等學(xué)校青創(chuàng)科技支持計(jì)劃和中國科學(xué)院青年創(chuàng)新促進(jìn)會(huì)等項(xiàng)目的資助。
論文鏈接：https://doi.org/10.1016/j.jmst.2024.05.049
來稿時(shí)間：9月14日 審核：劉希斌 責(zé)任編輯：安興爽
