納米碳化物在核反應(yīng)堆陶瓷材料的應(yīng)用
近年來，化石燃料引發(fā)的環(huán)境污染及碳排放等問題促使核能得到了更快的發(fā)展。但伴隨著日本福島事故后，對核能系統(tǒng)安全性的要求日益提升，于是人們在第三代核能系統(tǒng)的基礎(chǔ)上發(fā)展出了新一代核能系統(tǒng)。新一代核能系統(tǒng)用材料要具備更好的力學(xué)性能、熱物理性能、強的抗輻照性能、耐蝕和抗熱震性等，因此亟須優(yōu)化現(xiàn)有材料體系并深入開發(fā)新型高性能材料。在眾多可選材料中，碳化物陶瓷材料是目前重點關(guān)注的對象。
一、核用碳化物材料性能概述
核用材料的服役環(huán)境非常苛刻，需要承受高溫、高壓、高腐蝕性以及高放射性的粒子束轟擊，這對材料的選擇提出了更高的要求。其中碳化物陶瓷具有優(yōu)良的特性為核用碳化物陶瓷材料的發(fā)展提供了更多可能。
2、核用材料選取原則及性能要求
1）在微觀結(jié)構(gòu)方面，碳化物陶瓷原子間主要以共價鍵和離子鍵結(jié)合，鍵能較大。按鍵型劃分，碳化物可分為間隙型碳化物、共價型碳化物和離子型碳化物，其中前兩者在核能系統(tǒng)中應(yīng)用較為廣泛。
2）在力學(xué)性能方面，碳化物陶瓷材料普遍具有高的硬度、彈性模量和抗壓強度，熱膨脹系數(shù)也較小。但由于碳化物材料固有脆性，對其進行增韌也是碳化物陶瓷材料走向應(yīng)用的必經(jīng)之路。
3）在抗氧化性能方面，不同碳化物材料的抗氧化性能差別很大。雖然大多數(shù)碳化物材料在非常高的溫度下都會發(fā)生氧化，但有些材料如SiC被氧化后會形成一層致密二氧化硅保護膜，表現(xiàn)出優(yōu)異的抗氧化性能。
4）在輻照性能方面，大多數(shù)碳化物材料表現(xiàn)出良好的抗輻照性能。如連續(xù)SiC纖維增強SiC陶瓷基復(fù)合材料的輻照腫脹只有約0.1%~0.2%。
5）在中子吸收性能方面，不同碳化物材料的中子吸收截面差異很大，可用于不同場景。如用于堆芯中子吸收材料，則要求其中子吸收截面大，在事故工況下更快的終止鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。
3、核能用主要碳化物的性能匯總
二、核能用主要碳化物材料
1、納米碳化硅（JR-C55）
SiC材料（JR-C55）的共價鍵極強，在高溫下仍能保持較高的鍵合強度，化學(xué)穩(wěn)定性和熱穩(wěn)定性好，高溫變形小，熱膨脹系數(shù)低，非常適合用于高溫環(huán)境中。SiC（JR-C55）在核能系統(tǒng)中應(yīng)用非常廣泛，主要應(yīng)用有：作為包覆燃料顆粒的包覆層、發(fā)展SiCf/SiC復(fù)合包殼，代替鋯合金包殼使用、在氣冷快堆中用作基體材料、在熔鹽堆中作為結(jié)構(gòu)材料使用。
、用于先進反應(yīng)堆的新型SiC基核燃料元件
3、碳化鋯(JR-ZC100)
碳化鋯(JR-ZC100)是一種難熔金屬化合物，屬于典型的NaCl型面心立方結(jié)構(gòu)，具有極高的鍵能、與SiC相比，ZrC(JR-ZC100)具有更高的熔點，更小的熱中子吸收截面，且比SiC的高溫力學(xué)性能和抗輻照性能更好。目前針對ZrC的研究也越來越多，一個重要的研究方向為將其作為新型包覆燃料顆粒的裂變產(chǎn)物阻擋層。碳化鋯供應(yīng)液體及慮餅。
4、碳化硼(VK-BC100)
B4C(VK-BC100)屬于菱方晶系，可看作一個立方原胞點陣在空間對角線方向拉伸后的立體結(jié)構(gòu)，每一個頂角上排列著硼的正二十面體。B4C是核能系統(tǒng)中重要的中子吸收材料、控制棒材料和屏蔽材料，其密度低、熔點和硬度高。
在不同反應(yīng)堆中，B4C具有不同的使用形式。在沸水堆中，粉末狀B4C被封裝在不銹鋼包殼中，作為熱中子屏蔽材料；在重水堆中也采用B4C粉末作為中子吸收材料，將B4C粉末裝入不銹鋼管中構(gòu)成控制棒組件；高溫氣冷堆中使用碳與B4C結(jié)合成的圓柱體作為控制棒；快中子增殖堆則是將B4C燒結(jié)芯塊裝入不銹鋼包殼制成控制棒，作為反應(yīng)堆芯控制棒材料。此外，B4C還可以制成B4C吸收小球，作為高溫氣冷堆的第二停堆系統(tǒng)，也可以在乏燃料處理過程中作為隔離塊，避免發(fā)生意外臨界等。
除上述介紹的碳化硅（JR-C55）、碳化鋯(JR-ZC100)、碳化硼(VK-BC100)外，還有許多其他潛在的超高溫碳化物材料，尤其是過渡金屬碳化物，是目前已知化合物中熔點最高的材料體系。這一類碳化物包括碳化鈦（TiC）、碳化鉭（TaC）和碳化鈮（NbC）等。
總結(jié)
目前，碳化物陶瓷在核能系統(tǒng)中的應(yīng)用已經(jīng)越來越廣泛。比如作為包殼材料的SiC（JR-C55）、作為中子吸收材料的B4C(VK-BC100)已經(jīng)投入應(yīng)用，而UC燃料以及作為包殼候選材料的ZrC(JR-ZC100)都在發(fā)展中。部分材料已經(jīng)完成了堆內(nèi)輻照考驗，即將應(yīng)用于商業(yè)化反應(yīng)堆。
未來核用碳化物陶瓷材料研究將會集中在：
1）性能提升，部分碳化物材料的抗氧化性較弱，可以嘗試通過高溫預(yù)氧化、元素?fù)诫s、抗氧化涂層等方式；
2）制備工藝，集中在粉末合成和燒結(jié)兩方面，制備出顆粒更小、分布更均勻、球形度更好的碳化物粉末；
3）相容性問題、輻照數(shù)據(jù)的獲取與建立、科學(xué)研究到工程化生產(chǎn)等。
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