核科学与技术论文期刊

《Progress in Materials Science》：液态铅/铅铋冷却反应堆结构材料的环液态铅/铅铋冷却快中子核反应堆（简称“铅基快堆”，下同）具有能量密度高、本征安全性好、核燃料利用效率高等优点，被第四代核能系统国际论坛（GIF）列为最有希望首先实现商用的第四代堆型，也是近20年来核能领域研究的重点和热点核技术之一。该堆型在陆地、深海和深空等多种场景下均具有广阔的应用前景，其最早应用可追溯至上个世纪前苏联成功研制的阿尔法级铅铋核动力潜艇。但是，铅和铅铋介质对不锈钢的性能具有较强的环境退化作用，严重制约了该堆型的大规模工程化应用。近日，深圳大学物理与光电工程学院核科学与核技术系先进核能团队的龚星博士（副研究员）在国际材料科学领域顶尖综述期刊《Progress in Materials Science》（最新IF=，中科院一区）上发表题为《Environmental degradation of structural materials in liquid lead- and lead-bismuth eutectic-cooled reactors》的综述文章，全文约万字，含6大章节（约60个小节），111个图。该论文第一作者和共同通讯作者均为深圳大学的龚星副研究员，第二作者是美国麻省理工（MIT）的Michael P Short教授，第三作者是法国HESAM Université的Thierry Auger教授，第四作者是比利时核能研究中心（SCK CEN）的Evangelia Charalampopoulou博士，第五作者兼共同通讯作者是在比利时核能研究中心（SCK CEN）和英国University of Huddersfield同时任职的Konstantina Lambrinou教授。《Progress in Materials Science》是国际材料科学研究领域的顶尖综述性学术期刊，该期刊不接受自由投稿，主要由期刊编辑邀请在相关领域做出突出贡献的学者对热点领域的研究进展和未来方向进行综述和展望。该期刊在材料学领域具有重大影响力，每年仅出版6至8期，每期仅刊登3至6篇文章，2020年影响因子为，5年影响因子。该论文首先介绍了液态铅和铅铋共晶合金作为核反应堆冷却剂的优点以及应用前景、概括了结构材料（主要包括商用不锈钢）在液态铅和铅铋介质中面临的主要性能环境退化效应和相关抑制技术手段，然后详细综述了316L、15-15Ti和T91等三种结构钢在液态铅铋（和铅）环境中的液态金属腐蚀和液态金属脆化这两种最重要的性能退化现象的基本特点、关键影响因素和微观机理，并综述了抑制这两种性能退化效应的技术手段的优缺点，包括系统设计优化（优化堆内构件几何形状降低紊流等）、主动氧控（结合大量腐蚀数据绘制了详细的316L系列奥氏体不锈钢和9Cr/12Cr铁素体/马氏体钢的氧控边界图）、材料改进（合金化、表面涂层、新材料开发如高熵合金、MAX相等），论文最后总结了不锈钢的液态金属腐蚀和液态金属脆化性能的基本结论以及相关抑制技术措施、展望了铅基快堆材料近期和中长期发展方向。该综述论文对铅基快堆材料的发展具有重要参考作用。