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中国腐蚀与防护学报, 2026, 46(1): 15-24 DOI: 10.11902/1005.4537.2025.288

增材制造与腐蚀专题

增材制造合金在核能领域应用中的腐蚀研究进展

戴念维,1,2, 窦欣懿1, 刘华剑1, 冷滨1,2

1.中国科学院上海应用物理研究所材料研究部 上海 201800

2.中国科学院上海应用物理研究所 钍基核裂变能全国重点实验室 上海 201800

Research Progress on Corrosion of Additively Manufactured Alloys Applied in Nuclear Energy Field

DAI Nianwei,1,2, DOU Xinyi1, LIU Huajian1, LENG Bin1,2

1.Division of Materials Research, Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Shanghai 201800, China

2.State Key Laboratory of Thorium Energy, Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Science, Shanghai 201800, China

通讯作者: 戴念维，E-mail：dainianwei@sinap.ac.cn，研究方向为核能材料腐蚀与防护

收稿日期: 2025-09-11   修回日期: 2025-09-30  

基金资助: 国家自然科学基金.  12425511

Corresponding authors: DAI Nianwei, E-mail:dainianwei@sinap.ac.cn

Received: 2025-09-11   Revised: 2025-09-30  

Fund supported: National Natural Science Foundation of China.  12425511

作者简介 About authors

戴念维，1990年12月生，2020年6月毕业于复旦大学，获工学博士学位，副研究员，中国科学院大学研究生导师。2020-2023年就职于中国科学技术大学。2023年9月加入中国科学院上海应用物理研究所。研究方向为先进核能材料腐蚀与防护、激光增材制造合金材料的服役行为研究。针对近年新兴的增材制造合金，开展了一系列腐蚀与防护研究，阐明了部分合金微观组织结构与腐蚀行为之间的内在关系，揭示了组织结构和缺陷特征对其腐蚀行为影响的电化学机制。将飞秒激光技术创新性地应用在传统合金及增材制造合金的表面处理上，获得了优异的腐蚀防护性能。现阶段致力于国际先进四代核反应堆材料的腐蚀与防护技术研究与探索。先后主持和参与了中国博士后科学基金、国家自然科学基金和中国科学院抢占科技制高点攻坚专项任务。以第一/通讯作者在CorrosionScience、ACSNano、JournalofTheElectrochemicalSociety期刊上发表论文20余篇，ESI高被引论文2篇。先后获得中国腐蚀与防护学会科学技术奖（自然科学类）一等奖、中国腐蚀与防护学会科学技术奖优秀论文奖等。目前担任《中国腐蚀与防护学报》、CorrosionCommunication青年编委和中国腐蚀与防护学会青年工作委员会委员。

摘要

增材制造(AM)技术，包括激光粉末床熔融(LPBF)、定向能量沉积(DED)和电弧送丝增材制造(WAAM)，因其具有高精度、加工效率高、复杂结构加工和节约材料成本等显著优势，开创了一个新的材料制造革命。增材制造技术在核能领域也展现出巨大的应用潜力，如制造反应堆芯、燃料包壳和先进热交换器等关键合金部件。然而，反应堆系统中的极端环境(高温、高压、辐照、强腐蚀性介质)对增材制造合金的服役性能提出了极高要求。其中，合金的耐腐蚀性能首当其冲成为关注的焦点。本文综述了近年来典型的增材制造合金，例如不锈钢、FeCrAl和复杂成分合金等，在模拟核服役环境下的腐蚀研究进展。对比研究了与传统锻造合金材料的差异，分析了微观结构特征对腐蚀机理的影响。进一步展望了增材制造合金在未来先进核能领域的应用前景。

关键词： 增材制造 ; 核能 ; 腐蚀行为 ; 组织结构 ; 局部腐蚀 ; 应力腐蚀

Abstract

Additive manufacturing (AM) technologies, including laser powder bed fusion (LPBF), directed energy deposition (DED), and wire arc additive manufacturing (WAAM), have started a revolution in materials manufacturing due to their significant advantages such as high precision, high processing efficiency, capability for complex structures and material cost savings. These technologies demonstrate immense application potential in nuclear energy sectors, particularly in fabricating critical alloy components such as reactor cores, fuel claddings and advanced heat exchangers. However, the extreme environments within reactor systems including high temperatures, high pressures, radiation and highly corrosive media, put forward strict demands on the service performance of additively manufactured alloys. Among others, the corrosion resistance of alloys has become a primary focus of concern. This review summarizes recent research progress on corrosion behavior in simulated nuclear conditions of typical additively manufactured alloys, such as stainless steels, FeCrAl alloys and complex composition alloys etc. It comparatively examines the differences between AM alloys and conventionally forged counterparts, analyzing the influence of microstructural characteristics on corrosion mechanisms. Furthermore, the application prospects of additively manufactured alloys in future advanced nuclear energy systems are discussed.

Keywords： additive manufacturing ; nuclear energy ; corrosion behavior ; microstructure ; localized corrosion ; stress corrosion

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戴念维, 窦欣懿, 刘华剑, 冷滨. 增材制造合金在核能领域应用中的腐蚀研究进展. 中国腐蚀与防护学报[J], 2026, 46(1): 15-24 DOI:10.11902/1005.4537.2025.288

DAI Nianwei, DOU Xinyi, LIU Huajian, LENG Bin. Research Progress on Corrosion of Additively Manufactured Alloys Applied in Nuclear Energy Field. Journal of Chinese Society for Corrosion and Protection[J], 2026, 46(1): 15-24 DOI:10.11902/1005.4537.2025.288

在全球新能源加速转型和“碳中和”目标的大背景下，核能作为一种可替代化石燃料的稳定、低碳排放的清洁能源，正迎来新一轮的发展浪潮。目前，全球运行和在建的大多为三代核电技术，其技术成熟度、运行安全性和材料体系可靠性均较高。第四代先进核能系统，如熔盐堆、铅冷快堆等，因具有更高的安全性、经济性和燃料效率，将成为未来核能的重要组成部分[1~3]。然而，核能系统的运行和服役工况极为苛刻，往往耦合高温、高压、强辐照以及强腐蚀性等特点，四代反应堆的这一特征尤为明显(如高温熔盐、液态金属、超临界水等)。核能系统的安全性和经济性极度依赖于关键结构材料的性能,这对结构材料(如堆主体材料、包壳、管道、堆内构件)的服役性能提出了前所未有的挑战[4,5]。传统制造技术(如铸造、锻造)在制造复杂几何结构、功能梯度或一体化集成部件时，往往面临加工困难、成本高昂、材料利用率低等诸多问题。近年来，增材制造(AM)技术凭借其独特优势，已在材料加工制造领域开启了一个新的革命。AM技术采用逐层堆积的方式，通过高能束源熔化金属粉末，能够实现从三维模型到致密金属零件的快速制造[6~8]。它能为核能装备带来轻量化设计、性能优化、快速原型制造与备件供应的革命性潜力。2022年，法国Framatome公司在瑞典Forsmark核电厂安装了首个采用AM技术制造的不锈钢燃料部件。该部件为ATRIUM 11型燃料顶部不锈钢格栅板，可防止碎片从顶部进入燃料部件。2024年，美国西屋电气则通过AM技术开发制造了底部燃料喷嘴，在显著提高碎片清除效率和燃料耐久性的同时，减小进入堆内的碎片颗粒直径，降低了燃料棒因碎片堆积而泄漏的风险，该部件已成功集成到燃料组件中。2025年，美国橡树岭国家实验室(ORNL)采用AM技术加工制备了316L不锈钢“胶囊”，并成功在同位素反应堆中应用和测试了其作为核燃料容器的可行性。然而，独特的加工特点使得AM合金具有与传统制造方法加工的合金不同的组织结构特征，在复杂、苛刻的堆内核环境中服役时，评估和研究AM合金的腐蚀行为具有重要的学术价值和工程意义。

1 增材制造核用合金材料应用现状及存在的问题

与传统制造技术(铸造、锻造)相比，AM具有若干优势[8~10]：(1) 可制造出采用传统制造技术难以或无法实现的复杂几何形状。这种能力有利于创建轻量化结构。此外，AM逐层构建加工方式，使用的材料更少，产生的材料浪费减少。(2) 可快速且经济地制造原型构件。快速原型制造能力通过支持频繁的迭代和设计改进来加速产品开发。这对于核能系统关键部件的加工、维修和替换具有重要价值。传统制造通常需要制作模具，过程成本高且耗时。对于小批量或定制化需求，AM提高了成本效益。(3)可及时按需生产，无需庞大的库存。这种适应性也特别适合核能领域的需求。AM使得使用难以用传统技术加工的先进材料和复合材料成为可能。(4) 可将复杂装配体作为单个整体部件生产，省去了组装过程并减少了潜在的故障点。这可能使部件的整体功能和性能得到改善。

尽管AM技术在加工制造方面展现出巨大优势，但核能领域对材料的考量不限于“形状”和“强度”。长期服役于极端环境下的可靠性、安全性和耐久性是核用材料的核心关注点。然而，AM过程涉及极高的冷却速率和复杂的热循环，导致其微观结构与传统加工材料存在显著差异[7,8,11]。这些差异如何影响材料在复杂、苛刻核环境下的耐腐蚀性能，是决定AM技术能否应用于核能领域的关键科学问题。核反应系统是一个要保证零失误的复杂系统，材料的服役失效可导致严重的事故。AM合金材料的微观结构与传统锻造或铸造材料存在本质差异，主要表现为[7,8]：(1) 独特的微观组织：非平衡过程下的外延生长的柱状晶、结晶织构、超细的胞状亚结构和高密度位错。(2) 化学不均匀性：微区元素偏析(如Mo、Cr在胞壁处富集)。(3) 本征缺陷：快冷过程诱发的气孔、未熔合缺陷、层间界面。(4) 残余应力：源于加工过程中巨大的温度梯度。这些非平衡相组织和结构缺陷对于材料性能是一把双刃剑。一方面，细晶强化和位错强化能显著提升材料的室温力学性能[7,12]；但很多前期研究[13~15]已表明，AM合金在大气或常温水环境中往往表现出弱于常规铸造态合金的耐蚀性能。对于高温、高压、辐照、腐蚀介质多场耦合环境下的长期腐蚀行为如何，在核反应堆应用中是一个亟待研究的核心问题。目前，在核能领域应用研究中采用AM技术制备的合金主要集中在不锈钢材料，还包括FeCrAl、复杂成分合金和一些高熵合金，研究者针对这些材料的腐蚀行为已开展了一些研究工作。

2 增材制造合金在核反应堆材料应用中的腐蚀研究

2.1 不锈钢

不锈钢材料因其具有优异的综合性能，特别是奥氏体不锈钢(如304L、316L)，已成为核电站(尤其是轻水堆LWR)中用量最大的金属材料之一。不锈钢也逐渐成为先进四代核反应堆的预选材料，其可靠性和耐久性直接决定了核电站的高效、安全运行。从主容器堆芯仪表管、吊篮、围板、支承板等堆芯内容器部件，到一回路主管道、波动管、冷却剂管道，以及连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵等关键设备；格架、端塞、导向管等燃料组件结构件及热交换器管、阀门、泵壳、储罐等辅助系统，都依靠不锈钢材料优异的综合性能[16~19]。不锈钢在核反应堆环境中的应用，主要归功于以下特性：(1) 优异的耐腐蚀性：核电站一回路高温高压水(通常含硼酸和锂以调节化学环境)具有强腐蚀性。不锈钢表面的铬氧化物钝化膜能提供长期有效的保护。(2) 良好的力学性能：在运行温度(约300 ℃)下具有足够的强度、塑性和韧性，能承受压力、振动和应力变化。(3) 辐照稳定性：相比于其他许多材料，奥氏体不锈钢在中子辐照下能保持相对稳定的微观结构。(4) 可加工性和可焊性：易于制成各种复杂形状的部件，并能够通过焊接进行可靠连接，这对于建造大型核设施至关重要。由于核反应堆运行服役环境是一个高温、高压、强辐照和腐蚀性等多因素耦合的复杂体系，不锈钢材料在服役过程中也面临着巨大挑战[4,5,20]。在高温水、拉应力和敏感材料的共同作用下，奥氏体不锈钢可能发生应力腐蚀开裂(SCC)，这是核电站运行管理中的首要问题之一。侵蚀性Cl-的存在会导致不锈钢表面钝化膜破裂，从而进一步诱发点蚀的萌生，这会相应降低不锈钢的力学性能。核反应堆中强辐照特点会导致材料内部产生大量空位和间隙原子，进一步引起辐照硬化和脆化，导致材料韧性下降。需要注意的是，辐照还会显著加剧不锈钢SCC的敏感性[20,21]。

激光粉末床熔融(LPBF)增材制造技术制备的不锈钢已被广泛研究，经不同工艺参数的调整和优化可获得高致密度的合金。在增材制造过程中，激光束快速熔化金属粉末，熔池尺寸极小(通常几十到几百微米)，且冷却速率极快(可达105~108 K/s)。这种极高的冷却速率极大地抑制了晶粒的长大，相应地导致溶质元素(如Mo、Cr等)来不及充分扩散而被捕获,凝固后形成非常细小的亚结构[13]。在奥氏体不锈钢(如316L)中，通常表现为胞状结构或超细枝状晶结构，这些胞或枝晶的尺寸通常在亚微米级(几百纳米)。由于逐点熔化、逐层堆积的加工特点，激光扫描路径会相应形成一个熔池，相邻的扫描轨迹或堆积新一层时，凝固层会部分重熔，从而形成半椭圆形的熔池边界。熔池边界往往是元素偏析、杂质聚集或氧化物颗粒富集的区域，也是裂纹萌生的起始位置。极高的冷速还会引入大量的晶格位错缺陷，这些位错被固定在晶体内部。特别地，胞状结构内部和边界处存在非常高的位错密度，能形成位错胞结构。这种高缺陷密度为不锈钢提供了强化作用[17,18]。前期研究表明，成型件内部往往容易出现大量气孔缺陷[22,23]，激光功率和扫描速度是对成形件孔隙率影响最显著的两个工艺参数。高孔隙率会导致样品的韧性和硬度出现下降。此外，合金元素在快冷过程中来不及均匀扩散，容易在胞壁或枝晶间富集。例如，在316L不锈钢中，Mo、Cr等元素会在胞壁处富集，形成纳米尺度的化学成分波动。这种元素富集和偏析会显著影响不锈钢材料的耐腐蚀性。在LPBF制备的316L不锈钢中，还观察到纳米级的氧化物或硅酸盐夹杂(如SiO2和MnO等)，它们主要源自合金粉末表面吸附的杂质。此外，这种逐层堆积构建的特点，还会导致成型件在不同构筑面存在组织结构、元素分布和缺陷分布的差异，即结构上的各向异性[7,22]。图1所示为LPBF-316L不锈钢中的典型微观组织结构。

图1

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图1   LPBF-316L不锈钢中的典型微观组织结构[13,22]

Fig.1   Typical microstructures of LPBF-316L stainless steel：(a, b) optical microscopy and scanning electron microscope (SEM) images of melt pools, (c) SEM image of pores, (d, e) inverse pole figure (IPF) maps of conventional and LPBF 316L stainless steel, (f, g) transmission electron microscope (TEM) images of subgrains and dislocation networks[13,22]


AM不锈钢独特的组织结构特点决定了其在服役体系中表现出不同于传统铸造合金的耐蚀性能，其作为堆主体及关键构件材料，将遭受堆内高温、高压、强辐照等多因素耦合极端环境考验。在此类环境中应用AM奥氏体不锈钢材料，必须深入评估材料的耐蚀性能，这是核电领域的关键性能指标。目前，国内外学者针对将增材制造不锈钢作为反应堆关键材料，开展了大量有关腐蚀行为的研究工作，其中研究较为广泛的是300系列不锈钢。Golang等[24]研究考察了线材送丝增材制造(WLAM) 316L不锈钢在压水堆一回路水和海水环境中的耐腐蚀性能。WLAM样品在压水堆一回路水中表现出与锻轧316L不锈钢相似的氧化行为，其SCC敏感性随热处理工艺不同而变化。在硝酸腐蚀测试中，LPBF制备316L不锈钢样品的晶界元素偏析显著减少，展现出优于传统铸态不锈钢的耐腐蚀性，抗晶间腐蚀能力也相应得到提升。其在海水环境中采用激光金属沉积(LMD)成功实现了致密无裂纹的不锈钢材料修复，与基体形成良好冶金结合且力学性能相匹配的同时，还保持了原有的耐腐蚀性能。而Bozeman等[25]采用定向能量沉积(DED)增材制造技术制备了309L不锈钢覆层，研究了质子辐照对其在模拟轻水堆换料工况下的腐蚀性能。在0.5和1.0 dpa质子辐照条件下，DED-309L不锈钢覆层在含硼酸充气电解液中均表现出优异的耐蚀性；而强质子辐照条件下诱发的元素偏析现象使其耐蚀性能略微下降。Rebak和Lou[26]则系统研究了AM-316L不锈钢在模拟沸水堆条件下的应力腐蚀开裂敏感性，在氧化性水化学和还原性氢水化学条件下，样品加工构筑方向(Z方向)的裂纹增长率显著高于X方向或锻轧材料。尽管AM不锈钢存在更高的塑性应变，但Z-X方向的裂纹增长率与锻轧316L不锈钢非常接近。Z-X方向裂纹扩展较慢的原因主要是：裂纹需要穿越垂直取向且间距紧密的柱状晶组织，其扩展路径更为曲折，且比X-Z方向更频繁地遭遇晶界阻碍。因此，应力释放材料中Z方向是裂纹扩展的优先路径，经应力释放后的AM-316L不锈钢比锻轧316L不锈钢具有更高的应力腐蚀开裂敏感性。他们还研究了AM-316L不锈钢在辐照影响下的SCC敏感性，结果表明在所有不锈钢材料状态中均观察到辐照诱导的空隙、位错环和γ′相析出物。经应力释放后的AM-316L不锈钢辐照后的SCC敏感性显著增加，其程度与传统铸态316L不锈钢相当。Yang等[27]则研究和评估了采用DED增材制造技术制备的316L不锈钢在模拟沸水堆环境中的辐照辅助应力腐蚀开裂(IASCC)抗力。与传统铸造316L不锈钢的沿晶开裂不同，其呈现出独特的远离晶界的晶内开裂现象。熔池边界附近高密度δ-铁素体的存在促进了晶内应变局部化与裂纹形核。δ-铁素体颗粒在变形过程中能有效阻碍位错运动，使应变局部区域从晶界转移至晶内，从而降低了晶界开裂概率。如图2所示为LPBF-316L不锈钢中的组织结构各向异性和拉伸开裂行为特征差异。McMurtrey等[28]也重点考察了质子辐照后AM与锻轧316L不锈钢的IASCC行为。结果表明AM-316L不锈钢中形成的辐照诱导空隙数量显著减少，锻轧316L不锈钢比AM不锈钢更易发生IASCC，但当拉伸轴平行于增材制造方向时，在AM不锈钢中也观察到了IASCC现象。Chen等[29]采用LPBF技术制备了316L不锈钢管件，根据轻水堆(LWR)运行温度下的空气实验结果，LPBF-316L不锈钢的低周疲劳行为与锻轧不锈钢相似，其低孔隙率对LPBF材料的疲劳性能无显著影响。根据以上研究结果表明，对于采用AM制备的不锈钢材料，其组织结构中存在较多的结构缺陷，直接影响其应力腐蚀开裂行为。基于此，很多研究者思考能否开发有效的后处理技术来消除制备过程中的结构缺陷。因此，Rebak和Lou[26]以及Bojinov等[30]相继采用热等静压技术(HIP)来后处理LPBF制备的316L不锈钢，并进一步研究HIP处理后样品的应力腐蚀开裂行为特征和机理，实验结果表明与传统锻造316L不锈钢相比，LPBF-316L不锈钢在经HIP处理后获得了更高比例的小角度晶界、更小的晶粒尺寸和纳米级氧化物颗粒，显著降低了316L不锈钢的腐蚀和氧化速率，IASCC敏感性也显著降低。在传统三代水堆中，AM加工的不锈钢材料的腐蚀行为特征与其内在微观组织结构特征有密切的关联，快冷过程中的气孔、位错等缺陷作为合金基底中高能、敏感部位，其钝化膜生长的连续性和稳定性显著劣化，在复杂苛刻的堆内环境中极易诱发点蚀、应力开裂等一系列腐蚀风险。此外，成型件合金内部的局部元素偏析和夹杂的形成，也能很大程度诱发其作为局部阳极的腐蚀加速位点。

图2

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图2   LPBF-316L不锈钢中的组织结构各向异性，拉伸开裂行为特征差异和HIP处理后的组织结构及拉伸行为[26]

Fig.2   Microstructural anisotropy (a-e) and differences in tensile cracking behavior before and after HIP treatment (f-h) in LPBF-316L stainless steel[26]


目前，国内外已聚焦第四代先进核能系统的研发，其中，熔盐堆、液态铅铋堆、高温气冷等堆型也将目光聚焦在AM不锈钢材料的开发和应用上。相应的腐蚀研究工作也受到了国内外研究人员的关注。Zhang等[31]采用WAAM技术制备了304L不锈钢，对比分析了其在500 ℃氧饱和/缺氧共晶铅铋(LBE)中浸泡1000 h后的腐蚀行为特征，结果表明，WAAM-304L不锈钢的组织结构主要由柱状奥氏体晶粒和δ-铁素体相组成，在两种氧条件下，WAAM-304L不锈钢表现出优于传统锻造合金的抗LBE腐蚀性能。在氧饱和LBE中，不锈钢材料表面均形成3层氧化膜，其中WAAM-304L不锈钢中的δ-铁素体相具有比奥氏体相更强的抗氧化性。Gong等[32]则研究了采用LPBF加工的316L不锈钢在含氧浓度(体积分数5 × 10-7)的500 ℃ LBE中暴露4000 h后的腐蚀行为与机制。实验结果表明，LBE优先腐蚀溶解样品缺陷区域，LPBF产生的非平衡相和结构缺陷显著加剧了溶解腐蚀速率。他们进一步利用HIP后处理LPBF-316L不锈钢，HIP处理后显著增强了316L不锈钢的耐蚀性，两种样品的腐蚀溶解区均发生奥氏体向铁素体相的转变。

2.2 FeCrAl钢

为了进一步延长轻水堆的服役寿命，国内外核能领域正共同致力于开发新材料来延长三代压水堆的服役寿命。新型事故容错燃料(ATF)材料有望助力现役轻水反应堆的延寿。ATF材料设计的燃料棒具有应对冷却剂丧失事故的韧性，该材料体系涵盖燃料自身及燃料包壳的设计。对于轻水堆的燃料包壳材料，FeCrAl合金被视为理想的候选材料之一[33]，其Cr含量(质量分数)通常在12% (C26M型)至21%(APMT型)之间。包壳作为燃料与300 ℃轻水反应堆冷却水之间的屏障，同时承担将裂变热能从燃料传至水中产生蒸汽的关键功能。必须保证FeCrAl材料不仅能在事故工况下具有优异性能，同时在堆正常运行条件下也具备优异表现。目前，国内外已有相关研究人员采用AM技术制备FeCrAl合金，并研究其在模拟反应堆服役环境中的腐蚀行为。Hoffman等[34]与Umretiya等[35]学者报道了AM-Fe12Cr6Al2Mo (C26M)合金在1200 ℃蒸汽中暴露2 h的实验结果，AM-C26M合金的增重略高于锻造成形和粉末冶金样品，原因在于增重数据仅基于试样的几何表面积计算，而未考虑AM材料中孔隙与裂纹导致的实际氧化面积增加；3类C26M样品表面Al2O3层厚度实测均为1 μm。腐蚀实验结果表明，AM-C26M合金在288 ℃模拟沸水堆与330 ℃压水堆模拟堆外环境中浸泡12个月后均出现不同程度的局部腐蚀溶解。如图3a~g所示为采用AM制备的FeCrAl合金的微观组织结构及其在不同温度模拟沸水堆与压水堆中的腐蚀行为特征。

图3

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图3   AM制备的FeCrAl和ODS-FeCrAl合金的微观组织结构及其在LBE中的腐蚀行为特征[35,42]

Fig.3   Microstructures and corresponding corrosion characteristics of AM-produced FeCrAl and ODS-FeCrAl alloys in LBE: (a) longitudinal and transverse microstructures of PM C26M and APMT2 alloys, (b-g) SEM and focused ion beam (FIB) analysis of AMC26M samples after 12 months immersion in three autoclaves, (h-k) backscattered electron (BSE) images, IPF, band contrast and grain boundaries overlaid maps of ODS, (l) FIB thin foil for ODS, (m) high-angle annular dark-field (HADDF) image of oxide layer, (n) bright field (BF)-TEM image corresponding to Fig.3m, (o) HADDF image corresponding to Fig.3m and energy dispersive spectrometer (EDS) mappings[35,42]


而对于铅冷快堆(LFRs)而言，奥氏体不锈钢因Ni在LBE中具有较高溶解度，易发生腐蚀溶解[36~39]。有研究人员指出，通过氧化物弥散强化和Al元素的添加，可以获得兼具优异高温力学性能、耐腐蚀性和抗辐照损伤能力的氧化物弥散强化(ODS) FeCrAl钢。ODS-FeCrAl钢表面易形成连续致密的Al2O3保护层，使其成为LFRs燃料包壳的理想候选材料[40,41]。然而，传统铸造技术制备ODS-FeCrAl存在制备周期长、产品质量不稳定、易产生缺陷以及复杂形状零件加工困难等局限性。因此，AM技术也被用来加工制备氧化物弥散强化的FeCrAl钢。此外，在液态LBE环境中，添加Y和Ti能否提升合金的耐LBE腐蚀性能也需进一步探究。Li等[42]采用LPBF制备了ODS-FeCrAl钢(ODS与Y-ODS)，其中，Y-ODS含有1.5% (质量分数)的Y2O3纳米颗粒。在450 ℃的LBE环境中腐蚀1000 h后，两种合金表面均形成致密且稳定的Cr2O3/Al2O3氧化层。氧化层的形成主要来自于初期的快速氧化，该氧化层具有缓慢的氧化动力学特征，并且展现出优异的抗LBE腐蚀性能。Y2O3的添加诱导形成Y-Al-O型氧化物纳米颗粒，在界面处提供了额外的Al3+源，促进了Al2O3内氧化层的生长，进一步增强了氧化层的稳定性。图3h~o所示为AM-ODS-FeCrAl合金的微观组织结构及其在LBE中的腐蚀行为特征。这说明将AM技术用于制备氧化物弥散强化FeCrAl合金从技术和服役耐蚀性角度完全可行，能否长期稳定服役于铅冷快堆还需要通过更长时效和更全面服役性能的考验。

2.3 复杂成分合金 (CCAs)

熔盐反应堆是先进四代堆中最具应用前景的堆型之一，兼具固有安全性、核燃料可循环性、热转化效率高和无水冷却等突出优势，世界各国目前都将目光聚焦在这一技术研发上。熔盐堆的燃料和冷却剂均采用高温熔融氟化物熔盐，运行过程在遭受强中子辐照的同时，还将遭遇熔融氟化物熔盐的强腐蚀性[2]。因此，熔盐堆主体结构材料和关键部件的耐蚀性是首当其冲需要考量的性能指标，目前哈氏N合金和GH3535合金被视为理想的熔盐堆预选材料。该材料在强腐蚀性氟化物熔盐中长时间服役依然面临合金元素的腐蚀溶出。未来更高功率熔盐堆对材料耐蚀性要求更高，急需开发耐辐照和耐氟化物腐蚀的高性能高温合金材料，然而，辐照和熔盐体系的材料性能研究相比于传统水堆具有很高的难度，成本高、流程长、实验复杂，如何快速高效的开发和评估材料的耐辐照和耐熔盐腐蚀性能对于高功率熔盐堆的研发至关重要。在此背景下，美国威斯康星大学离子束实验室[43]开发了一种新型集成式高通量(HTP)研究模式，采用原位化AM技术，直接在构建板上完成CCAs阵列的加工、热处理与表征；通过在高剂量辐射和熔盐腐蚀环境中的响应预测模型，加速高温核结构材料的研发进程。重离子辐照实验自动化技术，可实现对CCAs阵列的800 ℃高温下数百dpa剂量的快速辐照；同时运用创新液滴腐蚀法测试CCAs阵列的熔盐腐蚀行为。通过自动化表征方法快速评估CCAs的辐照与熔盐腐蚀耐受性，同时考察增材制造加工技术参数对复杂成分合金的辐照和熔盐腐蚀行为的影响规律，这种新型高通量方法可在1 a内建立包含数百个CCAs辐照腐蚀响应数据点的可靠数据库，显著提升先进熔盐堆核结构材料的研发效率。

2.4 其他合金材料

除了不锈钢材料、FeCrAl钢和具有复杂成分设计的合金，AM技术也早已实现了多种合金的加工制备。钛合金材料具有出色的比强度和优异的耐蚀性，是早期采用AM技术制备的合金材料之一。钛合金(尤其是Ti及其低合金化变种)能很好地抵抗某些冷却剂(如高温水、熔盐)的腐蚀，某些钛合金(如Ti-Ta基合金)在辐照后表现出较好的抗肿胀和抗蠕变性能，有可能成为聚变堆第一壁或包层模块的候选材料之一。然而，Ti的中子嬗变反应会产生氦气。氦原子在晶界处聚集会导致其在高温下的严重脆化，这是钛合金在高中子通量环境下应用的最大障碍。早期研究[15]表明，在侵蚀性Cl-体系中，LPBF钛合金的钝化性能要弱于传统铸造钛合金，在经某些后处理技术优化后，其耐蚀性能有明显改善。而在反应堆体系中的某些低辐照条件下，AM钛合金依旧具有一定的应用前景，相应地，针对该服役环境下的腐蚀行为研究还需要进一步开展研究工作。高熵合金(HEAs)是一类由多种高浓度主合金元素组成的CCAs的亚类。前期研究表明，HEAs具有卓越的力学性能：由于严重晶格畸变阻碍位错运动，其强度和硬度显著提升；在高温条件下同时具备高强度、抗蠕变性、抗辐照和抗氧化性等优越的高温性能[44,45]，因此，HEAs有望成为替代镍基高温合金的下一代高温合金材料。Xu等[46]和Ren等[47]采用选区激光熔化(SLM)增材制造技术和传统铸造法制备了CoCrFeMnNi高熵合金，并研究了两种合金在3.5%NaCl溶液中电化学腐蚀行为。结果表明SLM制备的HEAs腐蚀速率低于铸态样品，SLM合金具有更正的腐蚀电位和更高的极化电阻。两种样品的腐蚀机制均为点蚀，但SLM合金样品的钝化膜具有更高的Cr + Ni + Co/Fe + Mn原子比，从而形成更稳定的钝化膜。SLM工艺的快冷和热循环过程带来的成分均匀化及晶粒细化效应，显著提升了SLM高熵合金的耐腐蚀性能。然而，Peng等[48]在相同腐蚀介质(3.5%NaCl溶液)中却发现SLM制备的CoCrFeMnNi高熵合金耐腐蚀性能反而低于铸态样品。这种耐蚀性能的差异可能源于不同的SLM加工参数导致了不同的组织结构变化，进而影响了HEAs在相同腐蚀介质中的腐蚀行为。对于将AM-HEAs合金材料应用于反应堆材料，其在高温、高压、强辐照和核堆水环境下的腐蚀研究还比较有限，核能领域研究人员还有大量工作需要进一步开展。

3 总结与展望

AM技术的独特优势使其在核能领域大有可为，AM合金，尤其是奥氏体不锈钢材料在核能领域已开展了大量前期研究工作，尽管AM不锈钢材料具有一系列与传统铸造合金差异化的非平衡相组织结构与缺陷，相应地减弱了其在水堆服役环境中的耐蚀性，但结合合理的后处理工艺，可获得与铸造合金相当或更优异的耐腐蚀性能。针对AM加工技术本身，如何通过优化加工参数和过程控制来优化不锈钢材料的组织结构，还有大量工作需要开展；此外，后处理工艺尽管一定程度增加了制造的时间和成本，但合理的后处理工艺有希望更大程度优化和提升AM不锈钢材料的组织结构，从而显著提升其服役耐蚀性，因此，也具有重要的学术和工程价值。对于新兴的核用金属材料，如FeCrAl、复杂成分合金和高熵合金，如何通过进一步优化AM加工制造工艺来制备兼具优异力学性能和耐蚀性能的核用金属部件，国内外研究人员还需付出巨大的努力。

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