納米碳化物在核反應堆陶瓷材料的應用
近年來，化石燃料引發的環境污染及碳排放等問題促使核能得到了更快的發展。但伴隨著日本福島事故后，對核能系統安全性的要求日益提升，于是人們在第s代核能系統的基礎上發展出了新yi代核能系統。新y代核能系統用材料要具備更好的力學性能、熱物理性能、強的抗輻照性能、耐蝕和抗熱震性等，因此亟須優化現有材料體系并深入開發新型高性能材料。在眾多可選材料中，碳化物陶瓷材料是目前重點關注的對象。
一、核用碳化物材料性能概述
核用材料的服役環境非常苛刻，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良的特性為核用碳化物陶瓷材料的發展提供了更多可能。
2、核用材料選取原則及性能要求
1）在微觀結構方面，碳化物陶瓷原子間主要以共價鍵和離子鍵結合，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中應用較為廣泛。
2）在力學性能方面，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用的必經之路。
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。雖然大多數碳化物材料在非常高的溫度下都會發生氧化，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，表現出優異的抗氧化性能。
4）在輻照性能方面，大多數碳化物材料表現出良好的抗輻照性能。如連續SiC纖維增強SiC陶瓷基復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式反應。
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，化學穩定性和熱穩定性好，高溫變形小，熱膨脹系數低，非常適合用于高溫環境中。SiC（JR-C55）在核能系統中應用非常廣泛，主要應用有：作為包覆燃料顆粒的包覆層、發展SiCf/SiC復合包殼，代替鋯合金包殼使用、在氣冷快堆中用作基體材料、在熔鹽堆中作為結構材料使用。
、用于先進反應堆的新型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型面心立方結構，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物阻擋層。碳化鋯供應液體及慮餅。
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構，每一個頂角上排列著硼的正二十面體。B4C是核能系統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成控制棒組件；高溫氣冷堆中使用碳與B4C結合成的圓柱體作為控制棒；快中子增殖堆則是將B4C燒結芯塊裝入不銹鋼包殼制成控制棒，作為反應堆芯控制棒材料。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，也可以在乏燃料處理過程中作為隔離塊，避免發生意外臨界等。
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z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
目前，碳化物陶瓷在核能系統中的應用已經越來越廣泛。比如作為包殼材料的SiC（JR-C55）、作為中子吸收材料的B4C(VK-BC100)已經投入應用，而UC燃料以及作為包殼候選材料的ZrC(JR-ZC100)都在發展中。部分材料已經完成了堆內輻照考驗，即將應用于商業化反應堆。
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氧化、元素摻雜、抗氧化涂層等方式；
2）制備工藝，集中在粉末合成和燒結兩方面，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、輻照數據的獲取與建立、科學研究到工程化生產等。
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