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核电站用锆基合金高温高压水环境损伤特性研究
编号：291
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更新：2025-04-18 13:11:56 浏览：11次
口头报告
报告开始：暂无开始时间（Asia/Shanghai）
报告时间：暂无持续时间
所在会场：[暂无会议] [暂无会议段]
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摘要
压水堆核电站一回路为高温高压水环境，商用锆合金(Zr)作为目前核燃料包壳材料的主流材料，具有耐辐照损伤、低中子吸收、耐高温高压水腐蚀等一系列优点。本研究聚焦于通过在锆合金中添加特定元素，旨在增强核电站材料的耐事故容错能力。研究综合运用第一性原理计算、分子动力学模拟等手段，并结合高温高压水环境腐蚀实验，对复合材料在高温高压水氧化前后的组织演化与氧化膜演变过程展开深入探究。在此过程中，分析了锆基合金及其氧化膜在恶劣环境下的损伤特征，系统研究介质 - 基体 - 镀层表界面的失效行为机制。研究结果揭示了高温高压水环境中腐蚀产物在合金氧化膜特定晶面方向的优先生长规律，为预测氧化膜生长行为提供了理论依据；通过计算电荷转移量，定量分析了水分子、溶液离子对合金镀层及氧化膜的微观作用，从原子尺度解析了材料的腐蚀机理，为高性能核电用材料的研发提供了数据支撑。
关键词
核电站; 高温高压水；氧化腐蚀；分子模拟
报告人
任潞
副教授 宁波大学稿件作者
全部评论
重要日期
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会议日期
05月09日
2025
至05月11日
2025
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04月20日 2025
摘要截稿日期
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04月20日 2025
初稿截稿日期
-
08月07日 2025
报告提交截止日期
主办单位
中国机械工程学会表面工程分会
承办单位
天津大学
中国地质大学（北京）
海南大学
北京科技大学
中国地质大学（北京）
海南大学
北京科技大学
联系方式
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