第一作者:赵彦云 通讯作者: 刘少军 通讯单位:中国科学院合肥物质科学研究院 DOI: 10.1016/j.jmst.2024.05.049 01 全文速览 为解决铅冷快堆(LFR)系统中液态铅铋合金(LBE)冷却剂对关键结构材料的腐蚀问题并延长其服役寿命,本文研究了9Cr铁素体/马氏体(F/M)钢在550°C热老化2000~20000 h后的LBE氧化腐蚀行为,揭示了不同热老化状态下氧化层的生长动力学规律及其微观作用机制,进而建立了热时效诱导氧化层加速生长的理论模型,为深入理解LFR运行环境下材料的氧化行为提供了重要理论支撑。 02 研究背景 随着化石能源逐渐枯竭以及全球碳中和目标的日益迫切,核能作为一种重要的能源替代方案,已成为保障能源安全的关键选择。在第四代核能系统中,LFR因其固有的安全性和优异的核燃料利用效率,成为最具前景的技术之一。然而,LFR冷却剂LBE在高温条件下的腐蚀性问题,仍然严重威胁着结构材料的长期安全性。9Cr F/M钢作为LFR核心部件的重要结构材料,因其在高温环境下表现出的优异抗辐照肿胀性能、高温强度和良好的导热性,一直是这一技术的理想选择。然而,长期暴露在高温环境中,9Cr F/M钢会经历热老化过程,导致其微观结构的退化。这种退化表现为位错密度的降低、析出相的粗化及晶界迁移等现象。尽管热老化对材料性能的影响已有较多研究,但其对9Cr F/M钢在LBE氧化腐蚀行为的具体影响,仍未被充分揭示。因此,深入探讨9Cr F/M钢在热老化过程中微观结构退化对其在LBE环境下氧化腐蚀行为的影响,成为亟待解决的科研问题。 03 图文解析 本研究通过在550℃的条件下进行长时间(2000~20000小时)的热老化处理,探讨了9Cr F/M钢在氧浓度为1.5×10-6 wt.% 的LBE环境中的氧化腐蚀行为。随着热老化时间的延长,9Cr F/M钢的微观结构发生显著变化。具体来说,随着时效的推进,材料中亚晶界的形成导致大角度晶界增多;此外,沿晶界分布的富铬M23C6相发生了粗化与长大(如图1所示),这些变化显著影响了9Cr F/M钢在LBE环境中的腐蚀行为。 图1. 不同热老化状态的9Cr F/M钢组织结构;(a)~(c)550℃热老化2000h后的微观组织;(d)~(e)550℃热老化20000h后的微观组织。 通过对样品在500h、1220h和1750h LBE腐蚀后的氧化层厚度进行统计(见图2),可以观察到,经过550℃时效20000小时后的样品,其内氧化层(IOZ层)厚度明显增加,而尖晶石层厚度几乎保持不变。热老化引发的9Cr F/M钢组织变化促进了IOZ层的形成,导致材料的耐氧化腐蚀性能显著下降。 氧化层的微观结构变化如图3和图4所示。由于Cr元素的氧势低于Fe元素,大角度晶界成为氧元素快速扩散的通道。因此,在氧化层生长方向上,平行的板条界面优先氧化,在IOZ层前沿形成优先氧化区域。经过550℃时效20000小时后样品中的大角度晶界增多,以及界面上M23C6相的长大,进一步促进了优先氧化区域的生长。此外,界面上分布的大尺寸M23C6析出相氧化后,还会沿晶界开裂,这为Fe和O的互扩散提供额外的通道,加速IOZ层的生长速率。 图2. 不同热老化状态的9Cr F/M钢在LBE合金中腐蚀500h、1220h和1750h后的尖晶石层、IOZ层厚度及总的氧化腐蚀深度。 图3. 不同热老化状态的9Cr F/M钢LBE腐蚀1750h后的氧化层TEM-BF形貌及对应的EDS面扫描分析结果。(a)~(c) 550 ℃热老化 2000h的样品;(d)~(f) 550 ℃ 热老化20000h的样品IOZ与基体界面氧化层结构;(g)~(i) 550 ℃ 热老化20000h的样品IOZ层与尖晶石层界面处微观结构。 图4. 不同热老化状态的9Cr F/M钢LBE腐蚀1750h后富Cr M23C6粗化引起的沿界面优先氧化行为。 (a)、(b) 550 ℃热老化 2000h的样品;(c)、(d) 550 ℃热老化 2000h的样品。 图5. 热老化加速9Cr F/M钢LBE腐蚀氧化层生长示意图。 04 作者介绍 赵彦云,烟台大学核装备与核工程学院副教授。长期从事反应堆服役环境下结构材料的服役行为研究,包括材料的液态铅铋合金腐蚀行为,先进反应堆用ODS钢高效制备、结构功能一体化屏蔽材料研发等。主持国家自然科学基金和山东省自然科学基金等项目,相关工作发表在Journal of Materials Science & Technology、Corrosion Science、Material Science and Engineering: A等国际期刊上。 刘少军,中国科学院合肥物质科学研究院研究员,中国科学院青年创新促进会成员,Fusion Engineering and Design期刊编委。主持负责包括国家自然科学基金项目、中国科学院青年创新促进会人才项目、国家自然科学基金重大研究计划项目课题、ITER 计划专项国内配套项目子课题等在内的科研项目10余项。长期从事先进反应堆结构材料研发工作,近五年以第一作者/通讯作者在Journal of Materials Science & Technology、Corrosion Science、Material Science and Engineering: A、International Journal of Fatigue、Journal of Nuclear Materials等领域内重要学术期刊上发表论文10余篇。 05 引用本文
Yanyun Zhao, Shiao Ding, Yanyan Du, Kunjie Yang, Shaojun Liu, Effect of long-term thermal aging on lead-bismuth eutectic corrosion behavior of 9Cr ferritic/martensitic steel, J. Mater. Sci. Technol. 210 (2025) 299-311
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