近日，中國科學院合肥物質科學研究院核能安全技術研究所黃群英/姜志忠課題組在鉛基堆材料腐蝕行為與機理研究方面取得新進展，研究成果發表于國際腐蝕領域知名期刊Corrosion Science。羅林為第一作者，姜志忠和肖尊奇為共同通訊作者。 

　　以液態鉛鉍共晶合金（LBE）作為冷卻劑的鉛冷快堆是第四代先進核能系統中最具發展前景的堆型之一。LBE在高溫下對結構材料有較強的腐蝕性，由此引發的結構材料相容性問題成為目前制約鉛冷快堆應用的關鍵科學問題之一。通常可以通過控制LBE中的溶解氧濃度，使結構材料表面形成具有保護性的致密氧化膜，抑制結構材料與LBE間的相互作用，減緩結構材料的腐蝕進程。但在服役過程中，由工作負載、熱循環等產生的外應力可能會導致氧化膜的破裂與失效。因此，開展外加應力條件下保護性氧化膜在LBE中的失效行為研究，對鉛基堆的結構設計和安全分析具有重要的理論研究意義和實際工程應用價值。 

       基于高通量實驗設計思想，該項工作設計了一種小錐度圓錐體試樣，利用自主研發的鉛鉍環境慢速率拉伸試驗裝置，研究了馬氏體鋼T91樣品表面氧化膜在LBE中隨拉應力變化而產生的開裂和剝離演變行為。研究發現，隨著拉應力的增加，氧化膜最外層的磁鐵礦層逐漸脫落；當樣品內凹處的應力超過一定閾值時，起保護作用的尖晶石層會呈條帶狀開裂，且尖晶石外亞層發生局部脫落。

該項研究顯示，LBE沿氧化膜裂紋和內部空隙向材料基體的滲透，導致尖晶石的部分外亞層與尖晶石其他部分以及內亞層之間結合力的喪失，進而引起氧化膜的脫落。基于此提出了尖晶石外亞層開裂和脫落的模型。該研究表明鉛基堆部件內凹處的保護性氧化膜將會最先失效，在結構設計和安全分析時需重點關注。 

　　該項研究工作得到國家重點研發計劃及國家自然科學基金項目的資助。 文章鏈接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0010938X21000901#! 

　　圖1 液態金屬環境慢速率拉伸試驗系統 

圖2 液態鉛鉍與拉應力協同作用下T91鋼表面尖晶石層的開裂和脫落模型