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鄒小姐：13326633089 -
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近年來，化石燃料引發的(de)環境污(wu)染及碳排放等問題(ti)促使核能得(de)到了(le)更快的(de)發展。但伴隨著日本福島事故后，對核能系(xi)統(tong)安全性的要求日(ri)益(yi)提(ti)升，于是人們在第(di)三代核能系(xi)統(tong)的基礎上發展出了新(xin)一(yi)代核能系(xi)統(tong)。新一代核能(neng)(neng)系(xi)統用材(cai)料要(yao)具備更(geng)好的力學性(xing)(xing)能(neng)(neng)、熱物理性(xing)(xing)能(neng)(neng)、強的抗輻照(zhao)性(xing)(xing)能(neng)(neng)、耐(nai)蝕和(he)抗熱震性(xing)(xing)等，因此(ci)亟須優化(hua)現(xian)有材(cai)料體系(xi)并(bing)深(shen)入開(kai)發新型高性(xing)(xing)能(neng)(neng)材(cai)料。在(zai)眾(zhong)多可選材料中，碳化物陶瓷(ci)材料是目前重點關注(zhu)的對象。
圖(tu)1、核發電廠 來源：pixabay
一、核用碳化物材料性能概述(shu)
核用材料的(de)服(fu)役環境(jing)非常苛刻，需要(yao)承受高(gao)溫、高(gao)壓、高(gao)腐(fu)蝕性以(yi)及(ji)高(gao)放射性的(de)粒(li)子束轟擊，這對材料的(de)選擇提出了更(geng)高(gao)的(de)要(yao)求。其中碳(tan)化物陶瓷具有優良的特性為(wei)核(he)用(yong)碳(tan)化物(wu)陶瓷材料的發展提供了(le)更多可(ke)能。
圖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(zhu)要以共價鍵和離子鍵結合，鍵能較(jiao)大。按鍵型劃分，碳化物可分為間(jian)隙型碳化物、共價型碳化物和離(li)子型碳化物，其中前兩者在核(he)能系(xi)統中應用較(jiao)為廣泛。
（2）在力學性能方面，碳化物陶瓷材料普遍具(ju)有高的硬度、彈性(xing)模量(liang)和抗壓強(qiang)度，熱(re)膨脹(zhang)系數(shu)也較小。但由于(yu)碳化物材料固有脆(cui)性，對其(qi)進行(xing)增韌也是碳化物陶瓷材料走向應用的必經之路(lu)。
（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(you)異的抗氧(yang)化(hua)性能。
（4）在輻照性能方面，大多數碳化物材料表現出良好的(de)抗輻照性能。如連(lian)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。
圖3、核能用主要碳化物的性能匯總
二、核能用主要碳化(hua)物材料
（1）碳化鈾
碳(tan)化鈾包含 UC、U2C3和UC2。UC 的C/U原子比在室溫下的范圍很窄，其含碳量為4.80 wt%。UC2以次化學(xue)計量比的形式存在，其C/U原子比為1.86~1.96146.47，室溫下不穩定，高溫時以四方晶系α-UC2與立方晶系β-UC2兩(liang)種(zhong)類型存在(zai)。低于1200K時，U2C3不穩定，分解為UC和C。與UO2相比，UC燃料具有更高的熱導率，能夠有效展平堆芯的功率密度和溫度梯度，且鈾密度更大，可以有效增加可裂變核素的裝載量，降低換料頻率。是先進反應堆(dui)、空間動(dong)力堆和核動力火箭的(de)重要候選燃料(liao)，還可以用作生產放射性離(li)子束流的理想靶材料。
圖4、碳化鈾的物性參數對比與UC和β-UC2的晶胞結構
（2）碳化硅
SiC材(cai)料(liao)的共(gong)價鍵(jian)極強(qiang)，在高溫(wen)下仍能(neng)保(bao)持較高的鍵(jian)合強(qiang)度，化學穩(wen)定性(xing)和熱穩(wen)定性(xing)好，高溫(wen)變形小，熱膨脹系數低(di)，非(fei)常適合用(yong)(yong)于高溫(wen)環境中。SiC在核能(neng)系統中應用(yong)(yong)非(fei)常廣(guang)泛，主要應用(yong)(yong)有：作為包覆(fu)燃料(liao)顆(ke)粒的(de)包覆(fu)層、發展(zhan)SiCf/SiC復合包殼，代(dai)替鋯(gao)合金包(bao)殼使(shi)用、在(zai)氣冷快堆中(zhong)用作基(ji)體(ti)材料、在熔鹽(yan)堆中作為結構材料使用。
圖(tu)5、用于先進反應堆的新型SiC基核燃料元件
（3）碳化鋯
碳化(hua)鋯ZrC）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(bao)覆燃料顆粒的(de)裂(lie)變產物阻擋層。
圖6、以ZrC陶瓷為基體和（或）包覆層的燃料元件形式和燃料顆粒
（4）碳化硼
B4C屬于菱方晶系，可看作一個立(li)方原胞點陣在空間對(dui)角線(xian)方向拉伸(shen)后的立(li)體結構，每(mei)一個頂角上(shang)排列著硼的正二十(shi)面體。B4C是核能系(xi)統(tong)中(zhong)重(zhong)要(yao)的中(zhong)子吸(xi)收材料、控(kong)制棒材料和(he)屏蔽(bi)材料，其密度低、熔(rong)點和(he)硬(ying)度高。
在不(bu)同反應堆中，B4C具(ju)有不同的使用形(xing)式。在沸水堆(dui)中，粉末(mo)狀B4C被封(feng)裝在(zai)不(bu)銹鋼(gang)包(bao)殼中，作為熱中(zhong)子屏(ping)蔽材料；在重水(shui)堆中也采用B4C粉末作為中子吸收(shou)材料，將B4C粉末(mo)裝入不銹鋼管中構成(cheng)控制棒組(zu)件；高(gao)溫氣(qi)冷(leng)堆中使用碳與B4C結合成(cheng)的圓柱體(ti)作為控制棒；快中子增殖堆(dui)則是(shi)將B4C燒結芯塊裝入不銹(xiu)鋼包殼制(zhi)成(cheng)控制(zhi)棒，作為反應堆(dui)芯控(kong)制(zhi)棒材料。此外，B4C還可以制(zhi)成B4C吸收小(xiao)球，作(zuo)為高溫(wen)氣(qi)冷堆的(de)第(di)二停堆系統，也(ye)可以在乏(fa)燃料處理過程(cheng)中作為隔離塊(kuai)，避免(mian)發生意外臨(lin)界等。
圖7、碳化硼晶體結構
除上述介(jie)紹的碳化鈾、碳化硅、碳化(hua)鋯、碳化硼外，還有(you)許多(duo)其(qi)他潛在的超高溫碳化物材料(liao)，尤(you)其是過渡(du)金屬碳化物，是目前已知化合(he)物中(zhong)熔點最(zui)高的材料體系。這一類碳(tan)化(hua)物包括碳(tan)化(hua)鈦（TiC）、碳化鉭(tan)（TaC）和碳化鈮（NbC）等。
總結
目前，碳化(hua)物陶瓷在核(he)能系統中的應(ying)用已(yi)經越來越廣泛。比如作為(wei)包殼(ke)材料的SiC、作為中子吸收材料的B4C已經投入(ru)應用，而UC燃料以及作為(wei)包殼(ke)候選材料的ZrC都在發展中(zhong)。部(bu)分材料(liao)已經完成了(le)堆內(nei)輻(fu)照(zhao)考驗(yan)，即將應(ying)用于商業(ye)化反(fan)應(ying)堆(dui)。
未來核用碳化(hua)物陶(tao)瓷材料研究將會(hui)集中(zhong)在(zai)：（1）性(xing)能提(ti)升，部分碳化物材料(liao)的抗氧化性較(jiao)弱，可以(yi)嘗試通(tong)過高(gao)溫預氧化(hua)、元素(su)摻雜、抗氧化(hua)涂層等(deng)方式(shi)；（2）制備工藝，集中在粉末合成(cheng)和(he)燒結兩方(fang)面，制備出(chu)顆粒更(geng)小、分布更(geng)均勻(yun)、球形度(du)更好(hao)的碳化(hua)物(wu)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。
參(can)考來源：
1、碳化物陶瓷材料(liao)在核反(fan)應堆(dui)領域應用現狀(zhuang) 程心雨等
2、碳化(hua)鈾和硼化(hua)鈾陶瓷粉末(mo)的制備及(ji)性質研究 郭航(hang)旭(xu)
3、核殼結構(gou)碳化硼粉(fen)末的制備及復(fu)合材料的性能研究(jiu) 任棟樓
作者：晴天
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