报告时间：2024年11月7日（星期四）15:00-16:00
报告地点：材料楼601会议室
报 告 人：叶小球 正高级工程师
工作单位：中国工程物理研究院材料研究所
举办单位：材料科学与工程学院
报告简介：
重水冷却反应堆衔接了裂变能的乏燃料处理以及聚变能的燃料来源是核能产业布局中不可缺少的一环。Zr-2.5Nb合金具有良好的导热系数、热稳定性及抗蠕变性能，被用作 CANDU 型重水冷却反应堆的压力管材料。作为反应堆的关键组件，压力管直接面临快中子辐照、高温高压及重水腐蚀等严苛工况，特别是因使用天然铀为燃料且其冷却剂在运行中会产生氚。确保压力管的抗腐蚀性与机械强度，特别是防范氘吸收积累导致的失效风险对于反应堆的安全运行至关重要。本工作简述了课题组在Zr-2.5Nb 合金中痕量氢同位素检测方面最新进展，包括标准样品制备、氢同位素检测及堆内辐照样品检测装置设计等，以期为压力管的安全运行及寿命评估提供支撑。
报告人简介：
叶小球，博士，正高级工程师。2003年毕业于合肥工业大学，2012年毕业于中国工程物理研究院核燃料循环与材料专业并获工学博士学位，2013年美国康奈尔大学访问学者。长期从事核能、氢能源等相关领域中的氢同位素、氦与材料的相互作用研究。近年来，承担多项国家级及省部级课题；在储氢材料制备及性能测试、氢同位素分离与纯化、第一性原理计算等方面具有较为丰富的经验；已在《The Journal of Physical Chemistry C》、《Applied Surface Science》、《Journal of Nuclear Materials》等知名期刊上发表相关论文20余篇。