強輻照、高溫和冷卻劑腐蝕環境下材料的服役行為是制約先進核能系統研發的問題之一。近日，中國科學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展。

近代物理所核能工程材料室研究人員針對超臨界水冷反應堆結構材料面臨的強輻照和高溫高壓水腐蝕環境，自主設計、建造了高溫高壓水動態腐蝕實驗裝置，用于反應堆候選結構材料的高溫水腐蝕和輻照/腐蝕模擬研究。該裝置運行的最高溫度為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態腐蝕裝置，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力學及輻照/高溫水腐蝕行為研究。結果表明，SIMP鋼比T91鋼具有更好的抗水腐蝕性能。研究還發現，流速增強腐蝕現象及流速對氧化膜的組成結構有顯著影響。重離子輻照/高溫高壓水腐蝕實驗結果證實，輻照導致材料腐蝕速率顯著增大。根據實驗結果，科研人員對材料的高溫水腐蝕行為及其在輻照環境下抗腐蝕性能退化的機制進行了探討。

這些成果為先進水冷堆候選材料的快速篩選和評價提供了重要的研究平臺、實驗方法和科學數據。

相關成果發表在Corrosion Science上。研究工作得到國家自然科學基金聯合基金重點項目、中科院重點部署項目和蘭州重離子加速器國家實驗室等的支持。

圖1.高溫高壓水動態腐蝕裝置示意圖

圖2.SIMP和T91鋼的腐蝕動力學曲線（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）