第一作者:趙彥云 通訊作者: 劉少軍 通訊單位:中國科學院合肥物質科學研究院 DOI: 10.1016/j.jmst.2024.05.049 01 全文速覽 為解決鉛冷快堆(LFR)系統中液態鉛鉍合金(LBE)冷卻劑對關鍵結構材料的腐蝕問題并延長其服役壽命,本文研究了9Cr鐵素體/馬氏體(F/M)鋼在550°C熱老化2000~20000 h后的LBE氧化腐蝕行為,揭示了不同熱老化狀態下氧化層的生長動力學規律及其微觀作用機制,進而建立了熱時效誘導氧化層加速生長的理論模型,為深入理解LFR運行環境下材料的氧化行為提供了重要理論支撐。 02 研究背景 隨著化石能源逐漸枯竭以及全球碳中和目標的日益迫切,核能作為一種重要的能源替代方案,已成為保障能源安全的關鍵選擇。在第四代核能系統中,LFR因其固有的安全性和優異的核燃料利用效率,成為最具前景的技術之一。然而,LFR冷卻劑LBE在高溫條件下的腐蝕性問題,仍然嚴重威脅著結構材料的長期安全性。9Cr F/M鋼作為LFR核心部件的重要結構材料,因其在高溫環境下表現出的優異抗輻照腫脹性能、高溫強度和良好的導熱性,一直是這一技術的理想選擇。然而,長期暴露在高溫環境中,9Cr F/M鋼會經歷熱老化過程,導致其微觀結構的退化。這種退化表現為位錯密度的降低、析出相的粗化及晶界遷移等現象。盡管熱老化對材料性能的影響已有較多研究,但其對9Cr F/M鋼在LBE氧化腐蝕行為的具體影響,仍未被充分揭示。因此,深入探討9Cr F/M鋼在熱老化過程中微觀結構退化對其在LBE環境下氧化腐蝕行為的影響,成為亟待解決的科研問題。 03 圖文解析 本研究通過在550℃的條件下進行長時間(2000~20000小時)的熱老化處理,探討了9Cr F/M鋼在氧濃度為1.5×10-6 wt.% 的LBE環境中的氧化腐蝕行為。隨著熱老化時間的延長,9Cr F/M鋼的微觀結構發生顯著變化。具體來說,隨著時效的推進,材料中亞晶界的形成導致大角度晶界增多;此外,沿晶界分布的富鉻M23C6相發生了粗化與長大(如圖1所示),這些變化顯著影響了9Cr F/M鋼在LBE環境中的腐蝕行為。 圖1. 不同熱老化狀態的9Cr F/M鋼組織結構;(a)~(c)550℃熱老化2000h后的微觀組織;(d)~(e)550℃熱老化20000h后的微觀組織。 通過對樣品在500h、1220h和1750h LBE腐蝕后的氧化層厚度進行統計(見圖2),可以觀察到,經過550℃時效20000小時后的樣品,其內氧化層(IOZ層)厚度明顯增加,而尖晶石層厚度幾乎保持不變。熱老化引發的9Cr F/M鋼組織變化促進了IOZ層的形成,導致材料的耐氧化腐蝕性能顯著下降。 氧化層的微觀結構變化如圖3和圖4所示。由于Cr元素的氧勢低于Fe元素,大角度晶界成為氧元素快速擴散的通道。因此,在氧化層生長方向上,平行的板條界面優先氧化,在IOZ層前沿形成優先氧化區域。經過550℃時效20000小時后樣品中的大角度晶界增多,以及界面上M23C6相的長大,進一步促進了優先氧化區域的生長。此外,界面上分布的大尺寸M23C6析出相氧化后,還會沿晶界開裂,這為Fe和O的互擴散提供額外的通道,加速IOZ層的生長速率。 圖2. 不同熱老化狀態的9Cr F/M鋼在LBE合金中腐蝕500h、1220h和1750h后的尖晶石層、IOZ層厚度及總的氧化腐蝕深度。 圖3. 不同熱老化狀態的9Cr F/M鋼LBE腐蝕1750h后的氧化層TEM-BF形貌及對應的EDS面掃描分析結果。(a)~(c) 550 ℃熱老化 2000h的樣品;(d)~(f) 550 ℃ 熱老化20000h的樣品IOZ與基體界面氧化層結構;(g)~(i) 550 ℃ 熱老化20000h的樣品IOZ層與尖晶石層界面處微觀結構。 圖4. 不同熱老化狀態的9Cr F/M鋼LBE腐蝕1750h后富Cr M23C6粗化引起的沿界面優先氧化行為。 (a)、(b) 550 ℃熱老化 2000h的樣品;(c)、(d) 550 ℃熱老化 2000h的樣品。 圖5. 熱老化加速9Cr F/M鋼LBE腐蝕氧化層生長示意圖。 04 作者介紹 趙彥云,煙臺大學核裝備與核工程學院副教授。長期從事反應堆服役環境下結構材料的服役行為研究,包括材料的液態鉛鉍合金腐蝕行為,先進反應堆用ODS鋼高效制備、結構功能一體化屏蔽材料研發等。主持國家自然科學基金和山東省自然科學基金等項目,相關工作發表在Journal of Materials Science & Technology、Corrosion Science、Material Science and Engineering: A等國際期刊上。 劉少軍,中國科學院合肥物質科學研究院研究員,中國科學院青年創新促進會成員,Fusion Engineering and Design期刊編委。主持負責包括國家自然科學基金項目、中國科學院青年創新促進會人才項目、國家自然科學基金重大研究計劃項目課題、ITER 計劃專項國內配套項目子課題等在內的科研項目10余項。長期從事先進反應堆結構材料研發工作,近五年以第一作者/通訊作者在Journal of Materials Science & Technology、Corrosion Science、Material Science and Engineering: A、International Journal of Fatigue、Journal of Nuclear Materials等領域內重要學術期刊上發表論文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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