目前，世界范围内运行的核电站绝大部分是压水堆型，在这种水冷的核反应堆中，核燃料元件的包壳材料都是采用锆合金，它是保障核电站运行安全的第一道屏障。核电站发展除了需要进一步提高它的安全性外，进一步提高核电的经济性也十分重要，因此需要提升核燃料的燃耗，延长核燃料组件的换料周期，这就对燃料元件锆合金包壳的耐腐蚀性能提出了更高的要求。优化锆合金成分是改善锆合金耐腐蚀性能的一个重要方法，因此探索合金元素影响锆合金耐腐蚀性能的机理有着重要意义。目前上海大学核材料科研团队在周邦新院士和姚美意研究员指导下开展的一系列锆合金腐蚀机理的研究工作，正有序进行。目前商用锆合金主要为Zr-Sn系，Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系，虽然锆合金的发展一直伴随着Sn和Nb合金元素含量的改变，但是Sn和Nb影响锆合金耐腐蚀性能的机理尚不清楚。上海大学核材料科研团队针对该问题，通过计算材料学方法从原子层次探讨了改变合金元素Sn和Nb的含量会引起锆合金耐腐蚀性能变化的一个主要物理根源。该工作以“An origin of corrosion resistance changes of Zr alloys: effects of Sn and Nb on grain boundary strength of surface oxide”发表在《Acta Materialia》。论文第一作者是硕士生袁蓉，通讯作者为谢耀平老师。论文主要合作者包括材料学院材料所核电科研团队的周邦新院士，姚美意研究员，上海海洋大学的许竞翔老师，上海大学材料学院电子信息材料系郭海波老师。

图1 Sn和Nb合金元素影响锆合金耐腐蚀性能机理的示意图。左图为锆合金表面形成氧化膜后的示意图，右图为Nb和Sn对氧化膜作用的概述。

论文链接：Rong Yuan , Yao-Ping Xie , Tong Li , Chen-Hao Xu , Mei-Yi Yao , Jing-Xiang Xu , Hai-Bo Guo, Bang-Xin Zhou , An origin of corrosion resistance changes of Zr alloys: effects of Sn and Nb on grain boundary strength of surface oxide,Acta Materialia(2021), doi:https://doi.org/10.1016/j.actamat.2021.116804