以铅和铅合金为冷却剂的反应堆(简称铅基反应堆)具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一.中科院核能安全技术研究所·FDS团队在中科院战略先导专项ADS项目的支持下,针对中国铅基反应堆CLEAR (China LEAd-based Reactor)开展全面设计与研发工作,计划通过三期实施,实现从研究实验堆CLEAR-Ⅰ到工程演示堆CLEAR-Ⅱ,并最终发展到商用原型堆CLEAR-Ⅲ.由于液态铅铋共晶合金(LBE)具有良好的中子学性能,优异的抗辐照及传热性能,同时与纯Pb相比具有低熔点但又保持了纯Pb高沸点的优势,被确认为CLEAR-Ⅰ的首选冷却剂材料.LBE与结构材料的相容性问题是铅基反应堆亟待解决的关键工程问题之一,主要表现在以下两个方面：一是高温、高密度的LBE对结构材料的腐蚀冲刷减薄,造成反应堆构件承载能力下降；二是在应力的协同作用下材料具有液态金属脆化效应(LME)的倾向,造成材料的提前失效.国际上著名核能研究机构比利时SCK.CEN,德国KIT及瑞士PSI等已开展了相关材料性能评价及筛选工作,但目前数据远远不能满足铅铋反应堆的工程建设需求.基于中国ADS系统及CLEAR堆发展各阶段的战略需求,近年来,中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队制定了CLEAR-Ⅰ堆材料的设计评估与验证实验研究规划.FDS团队自主研发了KYLIN系列铅铋环境下服役性能测试平台,主要包括可用于满足机理要求的各类静态及低流速的等温腐蚀实验装置(KYLIN-Ⅰ/ST/RT)、用于满足工程验证非等温材料腐蚀实验回路KYLIN-Ⅱ(M)及超高温腐蚀试验装置等、以及用于开展铅铋环境力学性能测试实验装置(蠕变、疲劳、应力腐蚀等).上述装置的建成,表明中国已初步具备了铅铋堆关键设备材料设计评估及工程验证的能力,并在实验室规模上突破了铅基合金氧浓度监、控以及杂质控制的纯化等铅基堆关键运行技术.根据CLEAR-Ⅰ堆的运行工况,开展了堆容器、换热器及包壳候选结构材料316L、15-15Ti及T91钢等在LBE环境下的高温腐蚀及应力腐蚀行为试验研究.其中,利用具有氧控功能的等温腐蚀装置中开展了不同氧浓度条件下高温腐蚀试验,获得了氧浓度对材料的腐蚀界面行为等试验数据；利用KYLIN-Ⅱ(M)启动了模拟CLEAR-Ⅰ堆非等温运行工况下长达1万小时的工程验证腐蚀实验计划,目前已经获得了5000小时的实验数据；利用铅铋环境力学性能服役装置,分别对上述材料开展了氧浓度对材料应力腐蚀开裂行为影响的研究,获得了氧浓度这一关键铅基堆运行参数对材料发生液态金属脆化行为的敏感性规律.上述实验结果,可直接为CLEAR-Ⅰ堆工程设计提供参考数据,也为后续研究奠定了良好的实验基础.