液态铅铋共晶合金（Lead-Bismuth Eutectic, LBE）是国际上ADS系统（Accelerator Driven Sub-critical system, ADS）的冷却剂和散裂靶材的候选材料。高温、高流速和高密度的LBE会对反应堆结构材料产生腐蚀作用，氧测量与控制技术是反应堆的关键技术，开展在氧控浓度下的腐蚀实验具有重要意义。本文以中科院核能安全技术研究所自主设计的中国铅基反应堆CLEAR-I（China LEAd-based Reactor）的研发需求为背景，开展了反应堆候选结构材料T91和316L钢在480℃、0.3m/s的铅铋高温腐蚀实验。通过扫描电子显微镜（SEM）、能谱仪（EDS）和X射线衍射仪（XRD）等微观测试手段，分析腐蚀样品的截面形貌，标定腐蚀产物，测量腐蚀层的厚度。实验结果表明：（1）在非氧控铅铋环境中，T91和316L钢腐蚀500h、1000h、和1500h后均在样品表面生成了腐蚀层，随着时间的延长，腐蚀层的厚度逐渐增加；（2）当氧浓度为10-6wt%时，T91和316L钢腐蚀600h和1500h后，在样品表面生成的腐蚀层比非氧控条件下腐蚀层厚度更薄。（3）在非氧控和氧浓度为10-6wt%的情况下，均未发生铅铋渗透现象。T91钢生成的腐蚀层较厚，分内外两层，内层主要成分是(Fe,Cr)3O4，外层成分是Fe3O4。316L钢生成的腐蚀层较薄，只有一层(Fe,Cr)3O4；（4）当氧浓度为10-8wt%时，T91和316L钢腐蚀600h后均发生了溶解腐蚀，液态铅铋渗入基体中，T91比316L钢更耐溶解腐蚀。实验结果为后续评估堆用结构材料的腐蚀性能及工程验证积累了经验和数据。