2026年10月22-23日，核反应堆技术全国重点实验室2026年学术年会在四川成都召开。中国工程院院士于俊崇、韩恩厚出席会议，来自全国近50家科研院所、高等院校及企业的200余位专家学者齐聚一堂，围绕核反应堆技术领域的最新研究进展与未来发展方向开展深入交流与研讨。IINT课题组杨鲲副教授、硕士研究生刘天豪参加本次学术年会，并在反应堆结构与材料分会场作学术报告。
会上，硕士研究生刘天豪作了题为《稀土氧化物改性Fe-Cr基ODS合金的成分筛选与缺陷介导氦俘获机制》的分会场报告。报告围绕核反应堆结构材料的辐照损伤与性能优化需求，系统介绍了稀土氧化物改性Fe-Cr基氧化物弥散强化（ODS）合金的成分设计、力学性能预测及辐照行为研究。通过第一性原理计算，分析了合金元素在Fe-Cr基体中的固溶行为，以及He原子在Y₂O₃、CeO₂等稀土氧化物缺陷结构中的俘获特征；结合纳米压痕、离子辐照及辐照后微观组织表征。重点探讨了稀土氧化物及其相关缺陷结构对He原子俘获和辐照缺陷演化的影响机制，为Fe-Cr基ODS合金的成分优化及辐照稳定性研究提供了新的研究思路。
本次学术年会围绕核反应堆技术全国重点实验室六大研究方向及前沿技术设置了多个分会场和专题论坛，共收到200余篇学术论文。在大会报告环节，与会专家围绕先进微堆研发进展、人工智能赋能热工分析优化、增材制造不锈钢服役行为以及AI驱动的共链创新设施等主题作专题报告，分享核反应堆技术领域的最新研究成果。本次学术年会汇聚了核反应堆技术领域的优秀科研力量，为国内相关领域专家学者搭建了高水平学术交流与合作平台。通过参加本次会议，进一步加强了与核反应堆结构材料领域同行的学术交流，有助于把握核用结构材料及辐照效应研究的前沿动态，为相关科研工作的深入开展提供了参考。
