目前，世界范圍內運行的核電站絕大部分是壓水堆型，在這種水冷的核反應堆中，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。

目前上海大學核材料科研團隊在周邦新院士和姚美意研究員指導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。上海大學核材料科研團隊針對該問題，通過計算材料學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，上海海洋大學的許競翔老師，上海大學材料學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。