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在未来核工程领域，使用传统的液态水对核设备装置进行冷却越来越不能满足实际要求，由于液态金属具有良好的导热性能，可被用来作为原子能反应堆的冷却剂。在未来的聚变示范堆的计划使用中，液态金属可作为氚增值剂和核反应设备冷却剂在包层管道内流动，生产氚的同时将包层内产生的热能带出。由于固态金属材料部件长时间暴露在液态金属中，会产生固态金属组分元素的溶解，同时形成化学腐蚀反应产物，形成溶解腐蚀现象。如果液态金属与设备材料组分有相对运动趋势时，液态金属以及液态金属中的颗粒物质会对设备的材料组分产生冲刷作用，同时对材料组分表面形成的保护性物质有破坏作用，使得固态金属表面不断破坏和损失，固态金属受到溶解腐蚀的同时还遭受摩擦磨损腐蚀的破坏。熔焊接头是核工程设备制造和管道连接中的重要组成部分，其耐蚀性将决定着设备和管道的寿命，所以研究焊接接头在液态金属中的腐蚀状况具有一定的理论意义和实际意义。 CLAM钢(China low activation martensitic)，是聚变反应堆中第一壁和反应堆包层使用材料中的首选结构材料之一，也是2001年后我国科研团队研制成的具有中国自主知识产权优化了其成分及性能的低活化铁素体/马氏体钢RAFM钢。本文样品采用GTAW钨级氩弧焊方法对开V型坡口的CLAM钢焊板进行对接焊后切割而成。试样在200℃下氧饱和的液态铅铋共晶合金中预腐蚀80h后进行液态金属腐蚀实验，液态金属腐蚀实验温度为500℃，腐蚀时间为400小时，实验中液态铅铋共晶合金呈静态。研究预腐蚀或预氧化后对CLAM钢在液态Pb-Bi共晶合金中腐蚀的影响。研究表明:经500℃时，CLAM钢GTAW焊接接头和母材在氧饱和的Pb-Bi共晶合金中静态腐蚀400h后，表面均有氧化层形成。氧化层分三层，第一氧化层的主要成分为Fe3O4，第二氧化层的主要成分为Fe3O4和Fe、Cr的氧化物FeCr2O4的混合层。第三氧化层的主要成分为Fe、Cr的氧化物FeCr2O4。腐蚀过程中形成的Fe3O4和FeCr2O4都比较致密，都可以一定程度上阻碍腐蚀的进一步进行。FeCr2O4氧化层更为致密，能够有效降低焊接接头中Fe、Cr等合金元素向Pb-Bi共晶合金中的溶解。但Fe3O4易与Pb发生氧化还原反应，也不能阻止O的渗入，很不稳定。预腐蚀处理使得试样提前生成FeCr2O4氧化物，能够有效的降低Pb-Bi共晶合金对CLAM钢母材与焊接接头的腐蚀速度与腐蚀深度。 美国牌号为316L奥氏体不锈钢是18-8型奥氏体不锈钢的衍生钢种，与我国的O22Cr17Ni14Mo2相对应，也是核工业领域常用的结构材料之一。本文样品采用GTAW钨级氩弧焊方法对5mm厚的316L奥氏体不锈钢进行平板对接焊后切割而成。实验过程中腐蚀温度为450℃，1、2、3号试样对应位置与液态铅铋共晶合金的相对流速分别为0.647m/s、0.899m/s、1.483m/s，腐蚀时间为500h，其中氧浓度呈饱和状态。研究表明:450℃时氧饱和状态下试样在流动的液态铅铋共晶合金中腐蚀500h后，液态金属流动的相对速度越大，磨损腐蚀越严重。腐蚀后316L母材与焊缝的腐蚀表面形貌都有腐蚀坑和带有方向性的沟壑出现，但是母材的耐磨损程度要优于焊缝。此外，316L试样的腐蚀表面均有双氧化层出现，其中内氧化层的主要组成为FeCr2O4，外氧化层的主要组成为Fe3O4。形成的Fe3O4和FeCr2O4都比较致密，都可以一定程度上阻碍腐蚀的进一步进行。但FeCr2O4氧化层更为致密，能够有效降低母材和焊接接头中Fe、Cr、Ni等合金元素向Pb-Bi共晶合金中的溶解，而Fe3O4却无法阻碍氧元素的渗透，同时还易于与Pb发生氧化还原反应，稳定性较差。