將超高溫陶瓷(UHTCs)引入碳/碳(C/C)復(fù)合材料可制備出超高溫陶瓷改性C/C復(fù)合材料(C/C-UHTCs)[1]
這種復(fù)合材料中的UHTCs包括IV和V族過(guò)渡金屬的碳化物、氮化物和硼化物,具有硬度高、熔點(diǎn)高(3000℃以上)、結(jié)構(gòu)穩(wěn)定等優(yōu)點(diǎn)[2]
ZrC有化學(xué)惰性好、蒸發(fā)率低、耐燒蝕性能高等特點(diǎn)[3],SiC在高溫氧化過(guò)程中生成的低氧透過(guò)率自愈合SiO2玻璃可阻止氧氣擴(kuò)散進(jìn)基體[4]
將抗燒蝕性能優(yōu)異的ZrC和抗氧化性能優(yōu)異的SiC同時(shí)引入C/C復(fù)合材料基體,可制備出兼具抗燒蝕和抗氧化性能的C/C-ZrC-SiC陶瓷基復(fù)合材料[5]
C/C-ZrC-SiC陶瓷基復(fù)合材料具有優(yōu)異的高溫力學(xué)性能[7],且能承受高達(dá)3000℃的溫度和2000℃以上的周期性熱沖擊[6],是一種性能優(yōu)異的熱結(jié)構(gòu)材料
近年來(lái),關(guān)于碳化物陶瓷及碳基材料在新一代核能領(lǐng)域應(yīng)用的研究越來(lái)越多
SiC中子吸收截面低、熔點(diǎn)高、高溫力學(xué)性能好,且能抵擋反應(yīng)堆中裂變氣體產(chǎn)生的高溫高壓,在先進(jìn)核能系統(tǒng)中有很好的應(yīng)用前景[8, 9]
SiC是高溫氣冷堆及TRISO(三結(jié)構(gòu)各向同性燃料顆粒)燃料的重要組分,在核裂變(裂變?nèi)剂习鼩?、核聚變(聚變反應(yīng)堆第一壁材料、分流器、覆蓋層)系統(tǒng)中得到了廣泛的應(yīng)用[10, 11]
許多學(xué)者研究了SiC的輻照性能
Zhang等[12]根據(jù)拉曼光譜研究了C+與He+離子注入納米3C-SiC晶粒后的非晶化過(guò)程,發(fā)現(xiàn)SiC非晶化除了與輻照損傷積累有關(guān),還與晶體/非晶體界面有關(guān)
Lin等[13]根據(jù)XRD譜和TEM觀察研究了3C-SiC的輻照腫脹過(guò)程,發(fā)現(xiàn)輻照誘導(dǎo)點(diǎn)缺陷和Si襯底的壓力是產(chǎn)生3C-SiC各向異性的主要原因
作為過(guò)渡金屬陶瓷,ZrC的中子吸收截面低、熔點(diǎn)高、硬度高(30~40 GPa)、化學(xué)穩(wěn)定性好且對(duì)裂變產(chǎn)物有較好的保留性能,是一種性能優(yōu)異的惰性基質(zhì)燃料(IMF)
ZrC已選作HTGR-C(高溫氣冷反應(yīng)器)、等離子組件(PFC)及非輕水堆替代包殼材料的候選材料[14]
在第四代核反應(yīng)系統(tǒng)中,ZrC可用于第四代氣冷堆和高溫氣體反應(yīng)堆等的燃料組件,以及聚變堆的結(jié)構(gòu)組件
對(duì)ZrC的輻照實(shí)驗(yàn)研究對(duì)于擴(kuò)展ZrC陶瓷在核能領(lǐng)域的應(yīng)用,也有重要的意義
Florez等[15]用強(qiáng)度為10 MeV的Au3+離子在800℃對(duì)ZrC陶瓷進(jìn)行離子輻照,發(fā)現(xiàn)經(jīng)30 dpa離子輻照后未發(fā)
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