报告题目1：原位氧化与离子辐照对FeCrAl合金氢同位素渗透行为的影响研究
时间：2023年6月15日9：00-11:00
报告地点：东6A座703会议室
报告人：黄洪涛
报告人简介：
黄洪涛，湖南邵阳人，广东省“珠江人才计划”引进高层次人才，中山大学中法核工程与技术学院一级副教授，博士生导师，中国核工业大学兼职副教授，担任教育部第五轮学科评估通讯评审专家（核科学与技术）、广东省科技专家库专家、《International Journal of Advanced Nuclear Reactor Design and Technology》青年编委、《Nuclear Analysis》青年编委等。2013年7月在清华大学获工学博士学位，2013年3月至2019年12月在中国原子能科学研究院工作，历任助理研究员、副研究员、专业组组长。2020年1月被中山大学引进到中法核工程与技术学院工作至今。目前主要从事反应堆材料的辐照损伤及辐照效应、阻氢/氘/氚涂层制备及性能评价技术等领域的研究。在Journal of Nuclear Materials、Fusion Engineering and Design 、Materials Science and Engineering A等期刊发表SCI论文30余篇，授权国家发明专利2项，参与编写核工业标准1项，提交国防科技工业科技报告10余篇，获得国防科学技术进步二等奖、中核集团科学技术进步一等奖等多个奖项。主持国家自然科学基金，国防基础科研计划项目、广东省自然科学基金重点项目、国防预研课题等多个项目。多次受邀在Nuclear Materials Conference、中国材料大会、中国核学会年会等相关国内国际会议作学术报告。2021年7月，受广州科普大讲坛邀请做“空间核电源-航天事业高质量发展之源”主旨报告。与美国Massachusetts Institute of Technology核科学与工程系、中国原子能科学研究院、中国核动力研究设计院、中广核研究院、中国工程物理研究院、清华大学材料系等国内外高校与科研院所保持密切合作关系。
报告摘要：
FeCrAl合金因其具有优异的抗高温氧化性、抗辐照性能与高温力学性能，以及可以解决在高温蒸汽环境下发生锆水反应带来的氢爆危险，提高了核反应堆事故容错能力与安全性，被认为是下一代可以替代Zr-4的新型反应堆耐事故燃料包壳材料。但是FeCrAl合金为BCC结构，相比于传统的燃料包壳Zr-4合金具有更低的致密度，其氚渗透率可能更大，引发安全担忧。本报告将系统介绍中国自主研发的新型燃料包壳材料FeCrAl（包含Mo、Nb、Ta微量元素）的氘渗透与扩散行为及辐照效应，并将介绍原位氧化在FeCrAl合金表面制备阻氚涂层工艺方面的研究进展。
报告题目2：面向核应用的超高温结构材料: 碳化硅（SiC）和钨（W）合金
时间：2023年6月15日10：00-11:00
报告地点：东6A座703会议室
报告人：黄波
报告人简介：
中山大学中法核工程与核技术学院副教授，硕士生导师。2007年至2011年就读于四川大学应用物理系，获学士学位，2011年到2016年就读于四川大学原子核科学技术研究所核技术及应用专业，获博士学位。2016年10月到2018年9月在日本核融合科学研究所进行博士后研究，合作导师是T.Muroga教授。2018年10月至2020年7月在京都大学能源理工学研究所任特任研究员。2020年8月至今任中山大学中法核工程与技术学院副教授。工作期间，先后主持和参与了国家自然科学基金青年项目、广东省自然科学基金面上项目、辐射物理与技术教育部重点实验室开放课题、日本日立Hitachi和富士见Fujimi公司合研项目、 日本学术振兴会KAKENHI项目、日本国立研究开发法人科学技术振新机构产学共创OPERA共同研究推进项目、国家自然科学基金面上项目、科技部国际热核聚变实验堆（ITER）计划专项子课题等在内的国内外科研项目。已在Physical Review B、Journal of Nuclear Materials、Journal of Alloys and Compounds等国内外刊物上发表论文20多篇。
报告摘要：
人类社会消费的爆炸性增长对我们的能源提出了前所未有的需求。核能(裂变和聚变)被认为是解决潜在能源危机的最终办法。然而，核材料特别是核反应堆超高温结构材料的研发一直是困扰核能界的关键问题之一。在未来的裂变反应堆(GenerationⅣ)中，例如高温气冷堆，堆芯的温度将远远高于目前的轻水堆，因此对堆芯结构材料的高强度、高韧性和高温下的高耐辐照性提出了极高的要求。福岛第一核电站的灾难也引发了人们对这些材料对冷却剂丧失事故(LOCA)的耐受性的担忧，即在高温下对蒸汽氧化的高抵抗能力。另外，在核聚变反应堆中，偏滤器将面临高温、高热负荷、强离子束和中子辐照等极为严苛的工况。近年来，面向核应用的超高温结构材料已成为核材料届的研究热点与难点。在本报告中，将介绍钨和碳化硅两种有前途的候选核用超高温结构材料，并对这些材料的不同类型进行总结介绍。在此基础上，将详细介绍为改善纯钨和碳化硅的缺点而研制的掺钾钨和C/BN颗粒分散SiC复合材料。
我院/核科学技术学院
核废物与环境安全省部共建协同创新中心
2023年6月14日