316L钢在干空气与液态铅铋共晶环境中的微动磨损损伤机制对比研究及其在第四代核反应堆中的应用价值

为解决第四代铅铋共晶(LBE)冷却快堆中燃料包壳与换热管因流动振动导致的微动磨损问题，西南交通大学材料科学与工程学院团队对比研究了316L钢在350°C干空气与氧饱和LBE环境中的磨损行为。研究发现，LBE环境下因Ni选择性浸出引发的奥氏体-铁素体相变导致分层磨损加剧，损伤程度显著高于干空气环境。该成果为核反应堆材料损伤防护策略提供了关键理论依据，发表于《Journal of Materials Research and Technology》。

　　

在第四代核反应堆技术发展中，铅铋共晶(LBE)冷却快堆因其高能量密度和固有安全性成为研究热点。然而，冷却剂循环引发的流动振动会导致燃料包壳与支撑结构间发生微动磨损，这种机械-化学耦合损伤严重威胁材料服役寿命。更棘手的是，液态LBE环境会诱发独特的腐蚀机制，使得传统空气环境中的磨损研究结论失效。如何解析LBE特殊环境下材料的损伤机制，成为制约核反应堆安全运行的关键科学问题。

西南交通大学材料科学与工程学院（Key Laboratory of Advanced Technologies of Materials, Ministry of Education）的Qi Sun、Yu Qin等研究人员在《Journal of Materials Research and Technology》发表论文，通过对比316L钢在350°C干空气与氧饱和LBE环境中的微动磨损行为，揭示了液态金属环境特有的损伤机制。研究团队采用自建LBE微动试验装置，结合扫描电镜(SEM)、电子背散射衍射(EBSD)、透射电镜(TEM)和电子探针微区分析(EPMA)等技术，系统表征了磨损形貌、微观结构演变和元素分布特征。

实验方法的核心技术

研究采用管-平面接触模式的微动摩擦副，在20N法向力和100μm位移幅值下进行60小时测试。通过三维形貌重建量化磨损体积，利用聚焦离子束(FIB)制备截面样品，结合EDS线扫描分析Ni/Cr元素分布差异，并通过X射线光电子能谱(XPS)鉴定磨损产物的化学组成。

研究结果揭示的规律

1. 微动界面分层结构：在干空气和LBE环境中，磨损界面均存在第三体层(TBL)和塑性变形层(PDL)，但LBE环境下TBL厚度增加0.5μm，表明损伤更严重。

2. Ni元素异常分布：EPMA和TEM-EDS显示LBE环境中TBL/PDL界面出现Ni富集区(浓度达39wt.%)和贫化区，而干空气环境分布均匀。这源于Ni在LBE中的高溶解度(350°C时约0.024wt.%)导致的选择性浸出。

3. 损伤机制差异：干空气环境以磨粒磨损和氧化磨损为主；LBE环境则新增分层磨损，表现为PDL内大量平行于表面的微裂纹。TEM证实这些裂纹源于奥氏体(FCC)→铁素体(BCC)相变，该相变伴随1.19%体积膨胀并减少滑移系，促进裂纹萌生。

讨论与意义

研究首次阐明LBE环境中微动磨损的"三阶段损伤模型"：Ni溶解→局部铁素体化→微裂纹沿相变区扩展。这一发现突破传统认知，证明简单采用干空气试验模拟LBE环境磨损会严重低估损伤风险。对于工程应用，建议通过表面改性（如Al₂O₃涂层）阻断LBE与基体接触，或开发高熵合金涂层等新型防护材料。该成果不仅为第四代核反应堆材料设计提供理论指导，也为多物理场耦合环境下的材料失效研究建立新范式。

未来研究需进一步考察温度、氧浓度及载荷参数对损伤机制的调控规律，并开展涂层材料的微动磨损性能测试。这项由我国科研团队主导的工作，彰显了在核能关键材料领域的基础研究实力。