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以铅或铅合金为冷却剂的反应堆(简称铅基反应堆)具有良好的中子学、热工水力和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一.中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队在中科院战略性先导科技专项的支持下,针对中国铅基反应堆CLEAR(China LEAd-based Reactor)已开展了全面的设计与研发工作,计划通过三期实施,实现从研究实验堆CLEAR-Ⅰ到工程演示堆CLEAR-Ⅱ,并最终发展到商用原型堆CLEAR-Ⅲ.由于液态铅铋共晶合金(LBE)具有良好的中子学性能、优良的抗辐照性能、传热性能和良好的化学惰性,LBE被选为CLEAR-Ⅰ的冷却剂材料.LBE对结构材料的腐蚀是该类堆型设计中亟待解决的关键工程问题之一.包壳材料是堆芯内服役条件最为苛刻的部件,其在服役过程中的腐蚀行为对于铅基反应堆走向工程应用具有重要的科学意义及工程价值.目前奥氏体钢15-15Ti和马氏体钢T91已成为CLEAR-Ⅰ以及欧盟铅冷快堆的候选包壳材料.对钢铁结构材料而言,将LBE中的氧含量控制在合理的范围内已成为延缓材料腐蚀的重要手段,它的基本原则是使氧的化学势既高于Fe3O4生成能又低于PbO的生成能,这样即可保证钢表面生成具有保护性的氧化层,又能避免冷却剂中产生大量的PbO和Bi2O3难熔漂浮物造成管道系统的阻塞.另外,由于腐蚀界面氧化层热导率比钢基体要小的多,氧化层厚度对包壳传热性能有重要影响.因此,腐蚀界面氧化产物的生长行为研究应该得到足够的重视.本文采用KYLIN-Ⅱ铅铋材料腐蚀回路,模拟了CLEAR-Ⅰ堆非等温循环工况,以15-15Ti和T91为研究对象,开展了500℃、1～3×10-6wt％氧浓度、1m/s流动铅铋合金中长达5000 h的腐蚀试验.利用金相光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)及能谱仪(EDS)等微观测试手段,对腐蚀界面形貌、腐蚀产物物相及其生长动力学行为进行了研究.结果表明：T91钢表面氧化膜由外层疏松的Fe3O4层和内层致密并富含Fe和Cr的(Fe,Cr)3O4尖晶石组成；对于奥氏体钢15-15Ti,氧化层非常薄,仅包含单一(Fe,Cr)3O4尖晶石氧化层；动力学曲线分析显示,两种材料的氧化层厚度均随腐蚀时间增加而增加,且符合抛物线生长规律.同时,也获得了15-15Ti和T91钢在LBE中的腐蚀裕量预测经验关系式.目前上万小时的腐蚀实验正在进行中,研究结果将对发展和验证氧化层生长模型及指导CLEAR-Ⅰ结构设计具有重要的科学意义及工程价值.