P91钢在高流速液态铅铋介质中的冲蚀行为

作     者：李季声 王彦斐 王显宗 LI Jisheng;WANG Yanfei;WANG Xianzong

作者机构：西北工业大学材料学院西安710072 

基　　金：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) 

出 版 物：《工程科学学报》 (Chinese Journal of Engineering)

年 卷 期：2024年第46卷第10期

页      码：1812-1825页

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Fe_(3)O_(4)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.

主 题 词：铅冷快中子反应堆 铅铋共晶合金 P91钢 氧化 冲蚀 迎角 

学科分类：08[工学] 080502[080502] 0805[工学-能源动力学] 

核心收录：

D　O　I：10.13374/j.issn2095-9389.2023.11.28.005

馆 藏 号：203133206...