铅基堆是第四代核能系统中最具发展潜力的反应堆堆型之一，广泛应用于核燃料增殖、海岛开发、大数据中心供电及偏远地区能源供应等领域。铅基堆结构材料长时高温服役过程中，在高温、复杂应力和中子辐照的协同作用下，结构材料的老化会导致材料组织发生显著变化，加剧了材料的液态铅合金腐蚀进程，直接影响铅基堆的服役寿命和安全性。
近期，核装备与核工程学院先进核能材料研发与服役安全评价团队在材料领域TOP期刊Journal of Materials Science & Technology（中科院1区，IF：11.2）上发表学术论文《Effect of long-term thermal aging on lead-bismuth eutectic corrosion behavior of 9Cr ferritic/martensitic steel》。
该工作深入研究了9Cr铁素体/马氏体（9CrF/M）钢在550°C高温下经历最长达20000h热老化后的微观结构变化及其在液态铅铋合金（LBE）中的氧化腐蚀行为。研究发现，热老化促进了位错向亚晶界的转变，并导致富Cr碳化物M23C6粗化，进而加速了元素的互扩散及在材料内部局域富集过程。这一变化显著加快了IOZ层的生长速率，加剧了9Cr F/M钢的LBE腐蚀过程。通过对不同氧化层区域的跨尺度表征分析，研究团队进一步发展了9Cr F/M钢在铅基合金环境下的氧化腐蚀模型，为铅基堆中材料的长期可靠应用奠定了坚实的理论基础。
图1.热老化加速9Cr F/M钢液态铅铋合金氧化腐蚀微观机制
该论文以hy590海洋之神平台为第一单位，核装备与核工程学院赵彦云副教授为第一作者，中科院合肥物质科学研究院刘少军研究员为通讯作者，相关工作得到了山东省自然科学基金、山东省高等学校青创科技支持计划和中国科学院青年创新促进会等项目的资助。
论文链接：https://doi.org/10.1016/j.jmst.2024.05.049
来稿时间：9月14日 审核：刘希斌 责任编辑：安兴爽
