分论坛介绍

分论坛一、核燃料、核材料

核燃料、核材料分论坛将邀请国内研究院所、高校和领衔企业的知名专家、学者做分论坛特邀报告，同时也邀请和动员业内的广大青年专家、学者积极参加分论坛和青年论坛进行成果展示和学术交流。论坛包括核燃料/核材料的设计与研发、组织性能、制造工艺、发展趋势等多个方面内容。旨在通过本次分论坛进一步展示核燃料/核材料领域的新态势、新进展和新成果，了解该领域的最新发展需求，及其对材料领域的技术需求和工艺要求，深入探讨核燃料/核材料领域的关键科学及技术问题，促进多学科交叉融合和学术交流。

分论坛二、包壳材料

更安全和更经济的核电是未来核能发展的目标。在第75界联合国大会上，习近平总书记提出我国CO2排放力争于2030年前达到峰值，争取2060年前实现碳中和。我国核能面临新的发展机遇。包壳是核电站的第一道安全屏障：阻止裂变产物外泄、避免燃料与冷却剂反应、导出核燃料反应后产生的热能；同时包壳的工况非常苛刻：承受高温、高压和强辐照；内壁受裂变气体压力及腐蚀、燃料肿胀及熔合、氢脆等危害；外壁受冷却剂的压力、冲刷、振动、腐蚀以及氢脆等威胁。在未来新一代先进能源堆中，包壳面临的辐照、温度和腐蚀条件更为苛刻。更安全、更长服役寿命、更经济，也将是包壳发展的方向。

分论坛三、反应堆先进结构材料

反应堆设备是接触和承载冷却介质、防止堆内放射性物质外溢的重要屏障。反应堆结构材料不仅影响设备的安全可靠性和经济性，而且与堆型设计、建造和寿命密切相关。结构材料的选用需满足反应堆的设计要求，包括力学性能、物理性能、腐蚀性能、辐照性能、工艺性能和经济性。随着先进核能技术的不断发展，反应堆的服役工况更加苛刻，包括运行温度、介质类型、辐照剂量、设计寿命等，对反应堆结构材料的性能提出了更高的要求。反应堆用结构材料向要求耐更高的温度、更高的辐照剂量、承受更苛刻的介质腐蚀方向发展。反应堆结构材料分论坛主要围绕压水堆、以及快堆等具备第四代核能系统特征的先进堆型用结构材料，主题包括：1) 反应堆结构材料的设计、制备、加工和应用；2）反应堆结构材料组织-工艺-性能关系研究; 3) 辐照等服役环境对结构材料显微组织和相关性能的影响；4）结构材料的老化和退化效应研究。

分论坛四、核材料设计与计算模拟

面向国家核工程领域关键材料的“基础科学问题”、“前沿科学问题”以及“卡脖子”问题，结合多尺度、高通量计算与模拟、大数据、机器学习和智能设计，利用计算和数据驱动解析关键核材料的环境-成分-结构-性能关系，高效低耗地探索和发现材料辐照损伤机理和性能演化规律。目标瞄准计算材料学的学科前沿，解决多组元合金的多尺度计算关键科学问题，推动核材料设计研发以及核安全领域的发展。

分论坛五、核用材料评价与延寿

随着我国在役核电站数量的持续增多、累计运行时间的逐渐增长、新电站设计寿命的不断提高和先进堆型的陆续研发，如何在正确评价核用材料的基础上，实现在役电站的延寿和指导新电站的设计与建设，成为我国核电事业发展需要解决的关键问题之一。本分论坛紧密结合我国核能利用领域的重大需求，旨在揭示核用材料环境损伤微观机制，推动开发核用长寿命设备的安全评价方法和延寿技术，为保障我国核能安全高效自主利用提供强有力的支撑。本分论坛的报告主题包括但不限于：轻水堆、铅铋快堆、钠冷快堆、熔盐堆、超临界二氧化碳堆等各种堆型结构材料服役行为的安全评价方法、技术和标准，核用材料服役行为（腐蚀、应力腐蚀、辐照促进应力腐蚀、腐蚀疲劳、微动磨损等）及损伤机理，材料成分—组织—加工工艺—服役性能的关系，寿命预测技术，电站延寿策略、规范和技术等。

分论坛六、核聚变材料

第三届“师昌绪先进材料科学论坛-核聚变材料分论坛”将针对国内外聚变堆材料领域的研究现状和发展趋势，围绕聚变堆材料与部件设计、制造、性能评价、服役与安全及辐照损伤等方面的科学和工艺技术问题，进行学术与技术交流。分论坛将邀请国家国内核聚变材料能相关的重大工程领域的专家学者做特邀报告。本次会议将特别注重呈现我国聚变堆材料领域青年人才的研究成果，专设了青年论坛学术报告。欢迎青年科研工作者（包括学生）踊跃参会，贡献分享聚变堆材料及相关领域研究的最新成果进展，加强交流与合作。

核聚变材料分论坛的学术方向主要为但不限于以下方向：

聚变堆材料及部件的国内外发展现状与展望；
面向等离子体材料制备、部件制造与性能评价；
包层结构材料制备、部件制造与性能评价；
聚变堆涉氚等功能材料的制备工艺与性能评价；
聚变堆超导材料制备、磁体制造与性能评价；
聚变堆材料辐照损伤机制的实验及模拟研究。