東京科學大學綜合研究院零碳能源研究所的近藤正聰副教授等人與日本國立研究開發法人原子能研究開發機構（JAEA，簡稱，原子能機構）J-PARC中心的齋藤滋研究副主幹、大林寬生研究副主幹等人組成的研究團隊3月3日發表研究成果稱，在模擬加速器驅動次臨界反應堆（ADS）中子發生裝置的液態鉛鉍共晶合金（LBE）流動環境中，確認到ADS候選結構材料FeCrAl合金（肥粒體不鏽鋼）展現出極高的耐蝕性與自行修理復性能。這是在723克耳文、長達4000小時的腐蝕試驗條件下得出的結論。該成果有望應用於能夠將高放射性廢物轉化為能源的ADS反應堆，相關成果已發表在《Corrosion Science》上。
圖1. 在流動LBE中浸漬2000小時的FeCrAl合金表層截面STEM/EDX分析結果：（a）僅打磨表面後直接浸漬；（b）經氧化處理在表面形成α-Al₂O₃被膜後再浸漬。（供圖：東京科學大學）
ADS作為一種革新型核能技術備受期待，它能夠在有效利用全球持續增加的高放射性廢物作為能源的同時，穩定提供零碳電力。該技術利用高強度質子加速器將質子加速後照射至液態鉛鉍共晶合金（LBE），通過液態LBE的散裂反應產生中子，在次臨界條件下運行燃料堆芯，從而在獲取熱能的同時將高放射性廢物轉化為短半衰期核素。
然而，液態LBE存在容易腐蝕結構材料的問題。候選結構材料FeCrAl合金雖然在高溫下可憑藉氧化膜展現出優異的抗氧化性能，但其在反應堆的液態LBE環境及長時間高熱影響下的表現此前一直不明確。
為此，本次研究團隊進行了再現ADS運行環境的腐蝕試驗。
試驗在JAEA原子能科學研究所搭建的能夠再現真實ADS環境的材料評估裝置——非等溫型高溫液態金屬流動迴路「OLLOCHI」上進行。該裝置佔地面積相當於一個籃球場大小，裝置也由此外形得名。
腐蝕試驗中，研究團隊將表面經打磨的FeCrAl合金試片，以及表面預先形成氧化膜（α-Al₂O₃）的合金試片，設置於「OLLOCHI」試驗段，在模擬ADS運行環境下於液態LBE中浸漬2000小時。然後，利用掃描穿透電子顯微術（STEM）及能量色散X射線光譜（EDX）進行了分析。
結果顯示，在表面經打磨的試片最表層形成了富含Cr與Fe的氧化膜，其正下方則連續形成了富含Al的氧化膜。這表明，多層結構的氧化膜能夠自行形成，從而抑制了材料中金屬成分的溶出。
而預先形成氧化膜的試片，氧化膜具有阻隔流動LBE等的高屏障性能，試片性能更優，微劃痕試驗也證實預形成的氧化膜具有優異的附著力。此外，研究團隊還對已形成多層結構氧化膜的試片進行部分人為剝離，並再次將其浸漬2000小時。結果顯示，試片剝離部位未發生腐蝕，且保護膜迅速重新形成。
FeCrAl合金將用於ADS中溫度特別高的部件。此次試驗確認了其高耐久性。
近藤副教授表示：「今後，我們將探討包括使用FeCrAl合金製造的發熱堆芯及泵體等太陽能電池模組是否能夠正常工作。與研究中所用的材料剖切不同，太陽能電池模組成本較高，因此為推進研發的高度化，我們於去年成立了Lead accel公司（東京科學大學認證第20號初創企業）。希望通過持續研究，為強化實現ADS所需的基礎技術貢獻力量」。
原文：《科學新聞》
翻譯：JST客觀日本編輯部
【論文資訊】
期刊：Corrosion Science
論文：Reformation of protective oxide layers on artificially abraded surfaces of FeCrAl alloy during 4000 h exposure in flowing lead-bismuth eutectic
DOI：10.1016/j.corsci.2026.113646
