目前，世界范圍內(nèi)運行的核電站絕大部分是壓水堆型，在這種水冷的核反應(yīng)堆中，核燃料元件的包殼材料都是采用鋯合金，它是保障核電站運行安全的第一道屏障。核電站發(fā)展除了需要進一步提高它的安全性外，進一步提高核電的經(jīng)濟性也十分重要，因此需要提升核燃料的燃耗，延長核燃料組件的換料周期，這就對燃料元件鋯合金包殼的耐腐蝕性能提出了更高的要求。優(yōu)化鋯合金成分是改善鋯合金耐腐蝕性能的一個重要方法，因此探索合金元素影響鋯合金耐腐蝕性能的機理有著重要意義。

目前上海大學(xué)核材料科研團隊在周邦新院士和姚美意研究員指導(dǎo)下開展的一系列鋯合金腐蝕機理的研究工作，正有序進行。目前商用鋯合金主要為Zr-Sn系，Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系，雖然鋯合金的發(fā)展一直伴隨著Sn和Nb合金元素含量的改變，但是Sn和Nb影響鋯合金耐腐蝕性能的機理尚不清楚。上海大學(xué)核材料科研團隊針對該問題，通過計算材料學(xué)方法從原子層次探討了改變合金元素Sn和Nb的含量會引起鋯合金耐腐蝕性能變化的一個主要物理根源。

該工作以“An origin of corrosion resistance changes of Zr alloys: effects of Sn and Nb on grain boundary strength of surface oxide”發(fā)表在《Acta Materialia》。論文第一作者是碩士生袁蓉，通訊作者為謝耀平老師。論文主要合作者包括材料學(xué)院材料所核電科研團隊的周邦新院士，姚美意研究員，上海海洋大學(xué)的許競翔老師，上海大學(xué)材料學(xué)院電子信息材料系郭海波老師。

圖1 Sn和Nb合金元素影響鋯合金耐腐蝕性能機理的示意圖。左圖為鋯合金表面形成氧化膜后的示意圖，右圖為Nb和Sn對氧化膜作用的概述。