液態鉛/鉛鉍冷卻快中子核反應堆（簡稱“鉛基快堆”，下同）具有能量密度高、本征安全性好、核燃料利用效率高等優點，被第四代核能系統國際論壇（GIF）列為最有希望首先實現商用的第四代堆型，也是近20年來核能領域研究的重點和熱點核技術之一。該堆型在陸地、深海和深空等多種場景下均具有廣闊的應用前景，其最早應用可追溯至上個世紀前蘇聯成功研制的阿爾法級鉛鉍核動力潛艇。但是，鉛和鉛鉍介質對不銹鋼的性能具有較強的環境退化作用，嚴重制約了該堆型的大規模工程化應用。

近日，深圳大學物理與光電工程學院核科學與核技術系先進核能團隊的龔星博士（副研究員）在國際材料科學領域頂尖綜述期刊《Progress in Materials Science》（最新IF=39.58，中科院一區）上發表題為《Environmental degradation of structural materials in liquid lead- and lead-bismuth eutectic-cooled reactors》的綜述文章，全文約8.5萬字，含6大章節（約60個小節），111個圖。該論文第一作者和共同通訊作者均為深圳大學的龔星副研究員，第二作者是美國麻省理工（MIT）的Michael P Short教授，第三作者是法國HESAM Université的Thierry Auger教授，第四作者是比利時核能研究中心（SCK CEN）的Evangelia Charalampopoulou博士，第五作者兼共同通訊作者是在比利時核能研究中心（SCK CEN）和英國University of Huddersfield同時任職的Konstantina Lambrinou教授。

《Progress in Materials Science》是國際材料科學研究領域的頂尖綜述性學術期刊，該期刊不接受自由投稿，主要由期刊編輯邀請在相關領域做出突出貢獻的學者對熱點領域的研究進展和未來方向進行綜述和展望。該期刊在材料學領域具有重大影響力，每年僅出版6至8期，每期僅刊登3至6篇文章，2020年影響因子為39.58，5年影響因子39.026。

該論文首先介紹了液態鉛和鉛鉍共晶合金作為核反應堆冷卻劑的優點以及應用前景、概括了結構材料（主要包括商用不銹鋼）在液態鉛和鉛鉍介質中面臨的主要性能環境退化效應和相關抑制技術手段，然后詳細綜述了316L、15-15Ti和T91等三種結構鋼在液態鉛鉍（和鉛）環境中的液態金屬腐蝕和液態金屬脆化這兩種最重要的性能退化現象的基本特點、關鍵影響因素和微觀機理，并綜述了抑制這兩種性能退化效應的技術手段的優缺點，包括系統設計優化（優化堆內構件幾何形狀降低紊流等）、主動氧控（結合大量腐蝕數據繪制了詳細的316L系列奧氏體不銹鋼和9Cr/12Cr鐵素體/馬氏體鋼的氧控邊界圖）、材料改進（合金化、表面涂層、新材料開發如高熵合金、MAX相等），論文最后總結了不銹鋼的液態金屬腐蝕和液態金屬脆化性能的基本結論以及相關抑制技術措施、展望了鉛基快堆材料近期和中長期發展方向。該綜述論文對鉛基快堆材料的發展具有重要參考作用。

圖1結構材料在鉛和鉛鉍環境中面臨的主要性能環境退化效應、抑制技術手段和氧控邊界

項目支持：國家自然科學基金青年項目（51801129）和重點項目（U21B2066）

論文鏈接：https://doi.org/10.1016/j.pmatsci.2022.100920

（物理與光電工程學院 供稿）