王栋
讲师/硕士生导师
最高学历：
西安交通大学 核科学与技术 工学博士
研究领域
耐事故包壳材料氧化失效行为与结构完整性评估
核反应堆燃料元件/组件损毁行为
核反应堆严重事故模型与程序开发
联系方式：
E-mail: wangdong@fzu.edu.cn
教育经历：
2018~2024 西安交通大学，核科学与技术，博士，导师：秋穗正教授、张亚培教授
2023~2024 韩国科学技术院（KAIST），Nuclear & Quantum Engineering，联合培养博士，导师：Changheui Jang教授
2014~2018 西安交通大学，核工程与核技术，学士
工作经历：
2024至今 福州大学，化工学院，讲师
个人简介：
王栋，福州大学化工学院讲师，硕士生导师。主要从事耐事故核燃料包壳氧化失效与结构完整性评估、核反应堆严重事故现象与机理等方面的研究，在腐蚀、涂层、核材料、核工程等领域的专业期刊（Corrosion Science、Journal of Nuclear Materials、Progress in Nuclear Energy、Surface and Coatings Technology、Journal of Alloys and Compounds、表面技术、原子能科学技术）发表SCI/EI检索论文10余篇，授权核燃料损毁实验技术和理论方法相关的发明专利7项，参加国际核工程大会（ICONE）、中韩核反应堆热工水力研讨会（WORTH）、ATF燃料技术论坛等国际、国内会议并作报告。
科研项目：
1. 福州大学贵重仪器设备开放测试基金，基于动力学特征参量表征的Cr涂层Zr合金包壳氧化模型构建及应用，2025T012，2025.1.1~2025.12.31，主持
代表性论文（*为通讯作者，#为共同第一作者）:
[1] Dong Wang, Shihao Wu, Kai Lu*, Yapei Zhang*, G.H. Su, Xi Liu. High-temperature oxidation of accident tolerant Cr-coated Zr alloy cladding: Model development and validation[J]. Journal of Nuclear Materials, 2025, 606: 155621.
[2] Dong Wang, Ruhao Zhong, Xiaocheng Wu, Yapei Zhang*, Xiurui Li, Jian Yu, Yicong Lan, G.H. Su, Suizheng Qiu*, Wenxi Tian, Yehong Liao, Zhenxun Peng, Chao Guo, Zhongxiao Song, Jun Sun. Study on eutectic-oxidation coupling reaction of Cr-Zr system in high temperature steam environment[J]. Journal of Nuclear Materials, 2024, 596: 155082.
[3] Dong Wang, Ruhao Zhong, Yapei Zhang*, Peng Chen, Jian Yu, Yicong Lan, G.H. Su, Suizheng Qiu*, Wenxi Tian, Yehong Liao, Zhenxun Peng. Oxidation behavior and kinetics of magnetron-sputtered Cr-coated Zr alloy cladding in 1000–1300℃ steam environment[J]. Corrosion Science, 2023, 218: 111215.
[4] Dong Wang, Ruhao Zhong, Yapei Zhang*, Peng Chen, Yicong Lan, Jian Yu, G.H. Su, Suizheng Qiu*, Wenxi Tian. Isothermal experiments on steam oxidation of magnetron-sputtered chromium-coated zirconium alloy cladding at 1200℃[J]. Corrosion Science, 2022, 206: 110544.
[5] Dong Wang, Yapei Zhang*, Shihao Wu, G.H. Su, Suizheng Qiu*, Wenxi Tian, Yingwei Wu. Development of oxidation model for zirconium alloy cladding and application in the analysis of cladding behavior under loss of coolant accident[J]. Journal of Nuclear Materials, 2022, 561: 153564.
[6] Dong Wang, Yapei Zhang*, Ronghua Chen, G.H. Su, Suizheng Qiu, Wenxi Tian. Numerical simulation of zircaloy-water reaction based on the moving particle semi-implicit method and combined analysis with the MIDAC code for the nuclear-reactor core melting process[J]. Progress in Nuclear Energy, 2020, 118: 103083.
[7] Shihao Wu#, Dong Wang#, Yapei Zhang*, Koji Okamoto*, Marco Pellegrini, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G.H. Su. Model development for oxidation and degradation behavior of accident tolerant Cr coating on Zr alloy cladding under high temperature steam atmosphere[J]. Journal of Nuclear Materials, 2024, 589: 154836.
[8] 王栋, 钟汝浩, 张亚培*, 郭超, 徐浩德, 余剑, 蓝毅聪, 苏光辉, 秋穗正, 田文喜. 磁控溅射铬涂层锆合金包壳高温水蒸气氧化行为[J]. 表面技术, 2023, 52(11): 258-268.
[9] 王栋, 葛魁, 张亚培*, 胡亮, 苏光辉, 秋穗正, 田文喜. 钠冷快堆熔融物碎片流重定位行为数值模拟研究[J]. 原子能科学技术, 2023, 57(06): 1193-1204.
[10] Pengfei Ma, Dong Wang, Xiaocheng Wu, Yapei Zhang*, Wenxi Tian, Guanghui Su, Suizheng Qiu. Understanding ion transport mechanisms of chromium-coated zirconium alloy cladding in steam oxidation[J]. Surface and Coatings Technology, 2024, 489: 131123.
[11] Xiaocheng Wu, Dong Wang, Yapei Zhang*, Xiurui Li, Shihao Wu, G.H. Su, Suizheng Qiu, Wenxi Tian, Ruhao Zhong, Yehong Liao, Zhenxun Peng. Isothermal experiments on eutectic and oxidation reactions of Cr-coated Zr alloy cladding in steam at 1350℃: Behavior, mechanism and kinetics[J]. Journal of Alloys and Compounds, 2024, 991: 174562.
[12] Shihao Wu, Dong Wang, Yapei Zhang*, Xiaocheng Wu, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G.H. Su. Performance evaluation of accident tolerant Cr-coated Zr alloy cladding under accident conditions based on a refined degradation model[J]. Progress in Nuclear Energy, 2024, 176: 105359.
[13] Shihao Wu, Yapei Zhang*, Dong Wang, Kui Ge, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G.H. Su, Songtao Ji, Xiaojun He, Xiaolei Shi. Experimental and numerical study on the oxidation and melting behaviors of annular fuel rod under high temperature steam condition[J]. Progress in Nuclear Energy, 2023, 161: 104726.
发明专利:
[1] 张亚培, 王栋, 吴世浩, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正. 核反应堆严重事故下结构材料超高温腐蚀实验系统及方法: 中国, ZL 2019 1 0759351.3[P]. 2020-06-26.
[2] 张亚培, 王栋, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正. 核反应堆严重事故下燃料元件失效行为研究的实验装置及方法: 中国, ZL 2019 1 1084138.3[P]. 2021-06-11.
[3] 张亚培, 王栋, 吴世浩, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正. 核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法: 中国, ZL 2021 1 1400921.3[P]. 2023-03-21.
[4] 张亚培, 王栋, 吴世浩, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正. 反应堆严重事故中包壳行为多尺度多物理场耦合分析方法: 中国, ZL 2021 1 1400834.8[P]. 2023-04-07.
[5] 张亚培, 吴世浩, 王栋, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正. 一种核反应堆环形燃料损毁实验装置及实验方法: 中国, ZL 2019 1 0758333.3[P]. 2020-08-14.
[6] 张亚培, 吴世浩, 王栋, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正, 季松涛, 何晓军, 史晓磊. 双面冷却燃料严重事故进程模拟方法: 中国, ZL 2021 1 1587780.0[P]. 2023-01-03.
[7] 田文喜, 冯唐涛, 张亚培, 苏光辉, 王栋, 陈荣华, 王明军, 王成龙, 秋穗正, 罗琦, 余红星. 一种核反应堆燃料棒熔化可视化实验装置及方法: 中国, ZL 2018 1 0338609.8[P]. 2019-10-11.
