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)與服役安全評價團隊在材料領(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,。通過對不同氧化層區(qū)域的跨尺度表征分析,，研究團隊進(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)用奠定了堅實的理論基礎(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制
該論文以煙臺大學(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)科技支持計劃和中國科學(xué)院青年創(chuàng)新促進(jìn)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(zé)任編輯：安興爽
