在核工业中，冷却水循环装置已不能满足冷却要求，而液态金属有良好的导热性，可用作核反应堆中的冷却剂。目前可作为冷却剂的液态金属有液态Pb-Bi合金、液态Li-Pb合金、液态Li等，在冷却过程中它们都会对结构材料造成腐蚀，影响其使用寿命。核装置中的许多结构件都是采用熔化焊的方法制造的，其焊缝属于铸态组织，存在残余应力，在液态金属中会受到更为严重的腐蚀。国内外学者对液态金属腐蚀问题的研究主要集中于母材的耐腐蚀性能，对熔焊接头的耐液态金属腐蚀性研究较少。因此研究熔焊接头在液态铅铋中的腐蚀机理具有重要的意义和价值。　　CLAM钢、304L和316L不锈钢可作为聚变反应堆中的第一壁包层结构材料。CLAM钢是中国低活化马氏体钢，性能优良，与液态铅铋相容性好。304L和316L钢是奥氏体不锈钢，具有良好的加工性能和可焊性，在核反应堆中应用广泛有较完备的数据库。根据液态铅铋腐蚀试验的要求，课题组自主设计了一套动静态铅铋合金腐蚀试验装置。本文主要研究不同焊接热输入的CLAM钢焊接接头在500℃静态铅铋合金中腐蚀400h的腐蚀行为，并分析其腐蚀机理;还研究了304L和316L不锈钢在450℃动态铅铋合金腐蚀500h的腐蚀行为，并分析其腐蚀机理。　　在静态腐蚀试验中，CLAM钢焊缝表面生成了均匀连续的双氧化层，外氧化层为疏松的FeO4，内氧化层为致密的FeCrO4，液态铅铋渗入到外氧化层中，未渗入到内氧化层和基体内，氧化层对基体有一定的保护作用，可防止液态铅铋对基体的进一步腐蚀。焊缝区比热影响区腐蚀严重，不同焊接热输入的焊接接头的腐蚀现象没有明显区别，仅焊接热输入大的焊接接头腐蚀较为严重。CLAM钢焊件主要发生了氧化腐蚀和溶解腐蚀。在动态腐蚀试验中，当叶片转速为197r/min时，试样在叶片65mm处，该位置的速度为1.340m/s，CFD模拟流速为0.440m/s，相对流速为0.9m/s，对表面造成了轻微磨损。研究表明304L不锈钢焊件比316L更耐液态铅铋合金腐蚀。304L焊件的焊缝表面生成了一层极薄的氧化层，热影响区表面未生成氧化层;316L焊件的焊缝区生成了双氧化层。304L和316L不锈钢焊件发生了氧化腐蚀，Ni优先溶解，表面轻微磨损。本文分别对静、动态腐蚀试验的试样进行了检测分析，提出了液态铅铋的腐蚀机理。