P91钢在高流速液态铅铋介质中的冲蚀行为

摘要

基于第四代核能系统的发展和需求，铅冷快中子反应堆（Lead-cooled fast reactor, LFR）是下一步优先发展的6种主要堆型之一.铅冷快堆以液态纯铅（Lead）或铅铋共晶合金（Lead-bismuth eutectic, LBE）作为冷却剂，然而在高温、高流速条件下，LBE与结构材料的冲刷腐蚀磨损严重限制了其工程应用.本文以P91钢为研究对象，在相对流速为5 m·s^-1，温度分别为350℃和450℃，不进行控氧处理的LBE中进行了3000 h的动态测试.研究发现，350℃时P91钢表面生成的氧化层为多层结构：从外到内分别为疏松的Fe₃O₄层、Fe–Cr尖晶石层、内氧化区（Internal oxidation zone, IOZ），合金表面氧化层经历了“生成—剥落—再生成”的动态平衡过程.当介质温度为450℃时，试样表面氧化腐蚀现象更加严重，但是不同冲击迎角区域的试样表面腐蚀特征有较大差异.试样表面损伤的严重程度排序为：30°> 90°>-90°. 30°迎角区域氧化层完全剥落，且LBE渗透入基体；90°迎角区域部分氧化层剥落，内部基体未受到LBE侵蚀；-90°迎角区域氧化层结构保持完整.本文分析了P91钢在高流速(5 m·s^-1) LBE中的冲蚀行为，阐明了合金氧化层的生成和剥落机制，可以为我国第四代核反应堆LFR结构或包壳材料研发及其在LBE中腐蚀机制研究提供一定实验数据与参考.

关键词

铅冷快中子反应堆 / 铅铋共晶合金 / P91钢 / 氧化 / 冲蚀 / 迎角

基金资助

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室基金; 中央高校基本科研业务费专项资金资助项目(D5000230076)