近日，中國科學(xué)院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院核能安全技術(shù)研究所研究員黃群英和副研究員姜志忠課題組在鉛基堆材料腐蝕行為與機(jī)理研究方面取得進(jìn)展，相關(guān)研究成果發(fā)表在Corrosion Science上。合肥研究院副研究員羅林為論文第一作者，副研究員姜志忠、肖尊奇為論文共同通訊作者。

以液態(tài)鉛鉍共晶合金（LBE）作為冷卻劑的鉛冷快堆是第四代先進(jìn)核能系統(tǒng)中最具發(fā)展前景的堆型之一。LBE在高溫下對結(jié)構(gòu)材料有較強(qiáng)的腐蝕性，由此引發(fā)的結(jié)構(gòu)材料相容性問題成為目前制約鉛冷快堆應(yīng)用的關(guān)鍵科學(xué)問題之一。通常可通過控制LBE中的溶解氧濃度，使結(jié)構(gòu)材料表面形成具有保護(hù)性的致密氧化膜，抑制結(jié)構(gòu)材料與LBE間的相互作用，減緩結(jié)構(gòu)材料的腐蝕進(jìn)程。但在服役過程中，由工作負(fù)載、熱循環(huán)等產(chǎn)生的外應(yīng)力可能導(dǎo)致氧化膜的破裂與失效。因此，開展外加應(yīng)力條件下保護(hù)性氧化膜在LBE中的失效行為研究，對鉛基堆的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和安全分析具有重要的理論研究意義和實(shí)際工程應(yīng)用價(jià)值。

基于高通量實(shí)驗(yàn)設(shè)計(jì)思想，科研人員設(shè)計(jì)了一種小錐度圓錐體試樣，利用自主研發(fā)的鉛鉍環(huán)境慢速率拉伸試驗(yàn)裝置，研究馬氏體鋼T91樣品表面氧化膜在LBE中隨拉應(yīng)力變化而產(chǎn)生的開裂和剝離演變行為。研究發(fā)現(xiàn)，隨著拉應(yīng)力增加，氧化膜最外層的磁鐵礦層逐漸脫落；當(dāng)樣品內(nèi)凹處的應(yīng)力超過一定閾值時(shí)，起保護(hù)作用的尖晶石層會呈條帶狀開裂，且尖晶石外亞層發(fā)生局部脫落。研究發(fā)現(xiàn)，LBE沿氧化膜裂紋和內(nèi)部空隙向材料基體的滲透，導(dǎo)致尖晶石的部分外亞層與尖晶石其他部分以及內(nèi)亞層之間結(jié)合力的喪失，進(jìn)而引起氧化膜的脫落。基于此，該研究提出尖晶石外亞層開裂和脫落的模型。研究表明，鉛基堆部件內(nèi)凹處的保護(hù)性氧化膜會最先失效，在結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和安全分析時(shí)需重點(diǎn)關(guān)注。

研究工作得到國家重點(diǎn)研發(fā)計(jì)劃及國家自然科學(xué)基金項(xiàng)目的資助。 

論文鏈接

圖1.液態(tài)金屬環(huán)境慢速率拉伸試驗(yàn)系統(tǒng)

圖2.液態(tài)鉛鉍與拉應(yīng)力協(xié)同作用下T91鋼表面尖晶石層的開裂和脫落模型