Pb-Bi共晶合金(LBE)由于具有优良的性能,成为未来即将投入使用的第四代核能系统中的加速器驱动次临界系统(ADS)和铅冷快堆(LFR)冷却剂的重要候选材料。奥氏体不锈钢由于其良好的耐腐蚀性而成为第四代核反应堆包层和回路管道的重要候选结构材料。然而,结构材料长期暴露在液态Pb-Bi合金中,会发生部分元素的溶解以及与Pb-Bi合金中的杂质O发生复杂的化学反应,生成新的化合物,改变固态金属原有的属性,形成溶解腐蚀和氧化腐蚀。在管道及包层材料的连接中,焊接技术是必不可少的,而焊接接头由于存在成分偏析、晶粒粗大以及焊接残余应力等,使得腐蚀行为变得更加复杂,导致许多腐蚀行为优先发生在焊接接头处。因此,研究奥氏体不锈钢焊接接头在高流速液态Pb-Bi合金中的腐蚀行为意义重大,可以为进一步优化奥氏体不锈钢焊接接头耐腐蚀性能方面提供理论支持和试验依据。本文选用核工业中常用的316L和310奥氏体不锈钢作为研究对象,利用课题组自主设计制造的旋转腐蚀试验装置进行试验。首先,对不同焊接热输入的316L不锈钢焊接试样在温度为550℃,相对流速为1.7m/s的液态Pb-Bi合金中进行动态腐蚀1000h,通过焊接接头与母材的腐蚀情况对比,研究了焊接热输入对材料焊接接头耐蚀性的影响。其次,研究了在不同的相对流速条件下,316L不锈钢焊接接头与母材之间的腐蚀行为的差异,分析了相对流速对材料焊接接头耐蚀性的影响;最后,研究了相同流速条件下,两种不同结构材料310与316L不锈钢,其母材与焊接接头腐蚀行为的差异,并分析了其腐蚀机理。试验结果表明:不同焊接热输入(7.6KJ/cm、12.8KJ/cm、18.7KJ/cm)的316L不锈钢焊接接头在相对流速为1.7m/s,温度为550℃的液态Pb-Bi合金中腐蚀1000h后,试样表面都形成了双氧化层,氧化层与基体结合较好,外氧化层由原始表面向外生长,主要组成为Fe3O4,并有部分Pb参与了反应生成了PbFe4O7;内氧化层由原始表面向内生长,主要组成为FeCr2O4,内氧化层致密性大于外氧化层。Pb-Bi合金仅仅在最外层发生了部分渗透,说明双氧化层对基体具有一定的保护作用。通过对比发现,母材区耐蚀性能最优,焊缝区次之,而热影响区耐蚀性能最差,因此焊接接头部分是需要重点保护的区域。研究发现,焊接热输入越大的试样氧化速度越快,同时腐蚀失重率越高。热输入主要影响奥氏体晶粒的尺寸与焊缝区铁素体的尺寸,奥氏体晶粒尺寸对焊接接头区域的耐蚀性起关键作用,越小的晶粒尺寸能获得越好的耐蚀性,当热输入为7.6KJ/cm时,焊接接头的耐蚀性最佳。另外,在不同相对流速(1.7m/s、2.31m/s、2.98m/s)下,316L不锈钢焊接试样在温度为550℃的液态Pb-Bi合金中腐蚀1000h后,试样表面也都形成了双氧化层结构。高流速下的腐蚀过程主要以氧化腐蚀和磨损腐蚀为主。随着相对流速的提高,元素的传质过程变快,不锈钢焊接接头试样表面氧化更加严重,同时相对流速的提高也加大了液态Pb-Bi合金对外氧化层表面的磨蚀,表现为内氧化层的生长速度大于外氧化层,外氧化层的表面粗糙度随相对流速的提高而逐渐增大。在同一相对流速(2.31m/s)下,310不锈钢的母材与焊接接头表现出比316L不锈钢更优越的耐蚀性能,研究表明:Cr含量的不同是产生耐蚀性差异的主要原因,在本试验范围内,Cr含量的增加提供了更多的形核质点,有利于更快形成连续保护性Fe-Cr尖晶石氧化层,同时也有利于提高内氧化层的致密性,加强了不锈钢焊接接头的耐蚀性。