強(qiáng)輻照、高溫和冷卻劑腐蝕環(huán)境下材料的服役行為是制約先進(jìn)核能系統(tǒng)研發(fā)的問題之一。近日，中國科學(xué)院近代物理所在合金材料的高溫水腐蝕和輻照/腐蝕研究方面取得進(jìn)展。

近代物理所核能工程材料室研究人員針對(duì)超臨界水冷反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料面臨的強(qiáng)輻照和高溫高壓水腐蝕環(huán)境，自主設(shè)計(jì)、建造了高溫高壓水動(dòng)態(tài)腐蝕實(shí)驗(yàn)裝置，用于反應(yīng)堆候選結(jié)構(gòu)材料的高溫水腐蝕和輻照/腐蝕模擬研究。該裝置運(yùn)行的最高溫度為700 ℃、最高壓力為10 MPa、最快水流速為10 m/s、最低氧濃度為5 ppb。

利用蘭州重離子加速器（HIRFL）等裝置提供的重離子束和高溫高壓水動(dòng)態(tài)腐蝕裝置，科研人員開展了超臨界水冷堆候選材料——SIMP和T91鐵素體/馬氏體鋼的高溫水腐蝕動(dòng)力學(xué)及輻照/高溫水腐蝕行為研究。結(jié)果表明，SIMP鋼比T91鋼具有更好的抗水腐蝕性能。研究還發(fā)現(xiàn)，流速增強(qiáng)腐蝕現(xiàn)象及流速對(duì)氧化膜的組成結(jié)構(gòu)有顯著影響。重離子輻照/高溫高壓水腐蝕實(shí)驗(yàn)結(jié)果證實(shí)，輻照導(dǎo)致材料腐蝕速率顯著增大。根據(jù)實(shí)驗(yàn)結(jié)果，科研人員對(duì)材料的高溫水腐蝕行為及其在輻照環(huán)境下抗腐蝕性能退化的機(jī)制進(jìn)行了探討。

這些成果為先進(jìn)水冷堆候選材料的快速篩選和評(píng)價(jià)提供了重要的研究平臺(tái)、實(shí)驗(yàn)方法和科學(xué)數(shù)據(jù)。

相關(guān)成果發(fā)表在Corrosion Science上。研究工作得到國家自然科學(xué)基金聯(lián)合基金重點(diǎn)項(xiàng)目、中科院重點(diǎn)部署項(xiàng)目和蘭州重離子加速器國家實(shí)驗(yàn)室等的支持。

圖1.高溫高壓水動(dòng)態(tài)腐蝕裝置示意圖

圖2.SIMP和T91鋼的腐蝕動(dòng)力學(xué)曲線（流速5 m/s、氧含量5 ppb）

圖3.T91鋼的氧化膜厚度隨輻照劑量的變化（溫度450 ℃、流速5 m/s、壓力10 MPa、氧含量5 ppb）