以铅铋共晶（LBE）为冷却剂的铅冷快堆（LFR），由于其较高的安全性、经济性、核燃料增殖能力以及可嬗变放射性核素等优点，是最具有应用前景的第四代核反应堆堆型之一，而燃料包壳材料与环境的相容性是限制LFR发展与应用的关键问题之一。溶解与氧化是燃料包壳材料发生液态LBE腐蚀的主要形式，合理控制液态LBE环境中的溶解氧浓度是提高其环境相容性的关键。 

　　重点实验室科研人员在中科院青年创新促进会（2021189）和中国科学院金属研究所创新基金（2021-PY01）的共同支持下，研发了适用于液态LBE环境中的溶解氧电极及控氧系统，研究了550℃下液态LBE环境中浸泡时间（0~8000h）和氧浓度（饱和氧~1.12×10^-9wt.%）对燃料包壳材料—T91钢腐蚀行为的影响规律及相应的腐蚀机理，发现在饱和氧液态LBE中T91钢表面形成了由铁铅复合氧化物层（PF）、Fe₃O₄层（OOL）、Fe-Cr尖晶石层（IOL）和内氧化区（IOZ）组成的四层氧化膜。IOZ是由基体和与基体有一定取向关系的FeCr₂O₄组成。总氧化膜、OOL和IOL厚度随时间遵循幂函数规律（T=At^B）。Fe向外扩散与氧反应促进了PF和OOL的生长；氧向内扩散与基体反应生成Fe-Cr尖晶石，促进IOL的生长。IOZ的形成归因于氧化物/基体界面处的氧浓度太低而无法使基体完全氧化，发生了Cr的选择性氧化。此外，由于Fe向外扩散的速度大于氧向内扩散的速度，导致在IOL和IOZ界面处形成了多孔尖晶石带。氧浓度的降低可以显著降低T91钢的腐蚀速率。在氧浓度为1.26×10^-6wt.%时，T91钢表面形成由OL和IOZ组成的双层氧化膜，其中IOL由Fe-Cr氧化物组成，IOZ由基体和沿晶界生长的富Cr氧化物组成。当O浓度低于1.41×10^-8wt.%时，T91钢表面发生了溶解腐蚀，且氧浓度越低，溶解腐蚀越严重。不同的氧浓度对T91钢在液态LBE中的腐蚀行为影响很大，合理调控氧浓度对于提高T91钢的耐腐蚀性能至关重要。T91钢在液态LBE中的最佳氧浓度可能在10^-6 wt.%附近。相关研究结果已发表于Corrosion Science, 204, 2022, 110405。 

　　液态LBE溶解氧电极校准曲线与控氧曲线；T91钢在不同氧浓度（饱和氧、1.26×10-6 wt.%、1.41×10-8 wt.%、1.12×10-9 wt.%）液态LBE中暴露1000 h后氧化膜的截面形貌；T91钢在饱和氧液态LBE中暴露200 h后形成的氧化膜的TEM分析；T91钢在饱和氧液态LBE中腐蚀机理示意图

（核电结构材料的环境疲劳性能评价研究组 供稿）