值得收藏｜碳化物陶瓷材料在核反应堆领域的应用

日期：2022-01-12 浏览次数：次

近年来，化石燃料(liao)引发的环境污染(ran)及(ji)碳排(pai)放(fang)等(deng)问(wen)题促使核能得到(dao)了更快的发展(zhan)。但伴随着日本(ben)福岛事故(gu)后，对核(he)能系统(tong)安全性的要求(qiu)日益(yi)提升(sheng)，于是人(ren)们在第三代核(he)能(neng)系(xi)统的基础上发展出了新一代核(he)能(neng)系(xi)统。新一代核能系(xi)(xi)统用材(cai)料要(yao)具备更好的力学性(xing)能、热物理性(xing)能、强的抗辐照性(xing)能、耐蚀和抗热震性(xing)等，因此亟须优化现有材(cai)料体(ti)系(xi)(xi)并深入开发新型高性(xing)能材(cai)料。在众多(duo)可选材料中，碳(tan)化(hua)物陶瓷材料(liao)是目(mu)前重点关注的对象(xiang)。

图1、核发电厂来源：pixabay

一、核用碳(tan)化(hua)物材料性(xing)能概述

核用材料的服役环境非常(chang)苛刻，需要(yao)承受(shou)高温、高压、高腐蚀性以及高放射性的粒子(zi)束(shu)轰(hong)击，这对材料的选择提出了更高的要(yao)求。其中碳化(hua)物陶瓷具有优(you)良的特性为核(he)用碳化(hua)物(wu)陶瓷(ci)材(cai)料的发展提供了(le)更多可(ke)能。

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图2、核用材料选取原则及性能要求

（1）在(zai)微(wei)观结构方面，碳化(hua)物陶瓷原子间主要以共价(jia)键和离(li)子键结(jie)合(he)，键能(neng)较大。按键(jian)型(xing)划分，碳化(hua)物(wu)可分为(wei)间隙型(xing)碳化(hua)物(wu)、共(gong)价型(xing)碳化(hua)物(wu)和离子型(xing)碳化(hua)物(wu)，其中前(qian)两(liang)者(zhe)在(zai)核(he)能系统中应用(yong)较(jiao)为(wei)广泛。

（2）在力学性能方面，碳化物陶瓷材料普遍具有高的(de)硬度、弹性模(mo)量(liang)和(he)抗压(ya)强度，热膨胀(zhang)系数也较小(xiao)。但由于碳化(hua)物材料固有脆性(xing)，对其进(jin)行增韧也是碳化(hua)物陶(tao)瓷(ci)材料走(zou)向应用的必经(jing)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别很大。虽然大多数碳化物材料在非常高的温度下都会发生氧化，但有些材料如SiC被氧化后会形成一层致密二氧化硅保护膜，表现出优异的(de)抗(kang)氧化(hua)性能(neng)。

（4）在辐照性能方面，大多数碳化物材料表现出良好的(de)抗辐照性能。如(ru)连续SiC纤维增强SiC陶瓷基复合材料的辐照肿胀只有约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异很大，可用于不同场景。如用于堆芯中子吸收材料，则要求其中子吸收截面大，在事故工况下更快的终止链式反应。

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图3、核能用主要碳化物的性能汇总

二、核能用主要碳(tan)化物材料(liao)

（1）碳化铀

碳(tan)化铀包含 UC、U₂C₃和UC₂。UC 的C/U原子比在室温下的范围很窄，其含碳量为4.80 wt%。UC₂以(yi)次化学计量比的形(xing)式存(cun)在，其C/U原子比为1.86~1.96146.47，室温下不稳定，高温时以四方晶系α-UC₂与立方(fang)晶系(xi)β-UC₂两种类型(xing)存(cun)在(zai)。低于1200K时，U₂C₃不稳定(ding)，分解(jie)为UC和C。与UO₂相比，UC燃料具有更高的热导率，能够有效展平堆芯的功率密度和温度梯度，且铀密度更大，可以有效增加可裂变核素的装载量，降低换料频率。是先进反应堆、空间(jian)动(dong)力堆和核动力(li)火箭(jian)的重要(yao)候选(xuan)燃料，还可以用作(zuo)生产放射性离(li)子束流的理想靶材料。

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图4、碳化铀的物性参数对比与UC和β-UC₂的晶胞结构

（2）碳化硅

SiC材料的(de)共价键极强，在高(gao)温下(xia)仍能保持(chi)较高(gao)的(de)键合强度，化学稳定性(xing)和热稳定性(xing)好，高(gao)温变形小，热膨胀系数低，非常(chang)适合用于高(gao)温环境中。SiC在核能系统中应用非常(chang)广泛，主(zhu)要应用有：作(zuo)为(wei)包覆(fu)燃(ran)料颗粒的包覆(fu)层、发展(zhan)SiCf/SiC复合包壳，代替锆合金包(bao)壳使(shi)用、在气冷快堆中用作基体材料、在熔盐堆(dui)中作为(wei)结构材料使(shi)用。

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图5、用于先进反应堆的新型SiC基核燃料元件

（3）碳化锆

碳化(hua)锆(gao)ZrC）是一种难熔金属化合物，属于典型的NaCl型面心立方结构，具有极高的键能、与SiC相比，ZrC具有更高的熔点，更小的热中子吸收截面，且比SiC的高温力学性能和抗辐照性能更好。目前针对ZrC的研究也越来越多，一个重要的研究方向为将其作为新型包(bao)覆(fu)燃料颗粒的裂变(bian)产物阻挡(dang)层。

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图6、以ZrC陶瓷为基体和（或）包覆层的燃料元件形式和燃料颗粒

（4）碳化硼

B₄C属于(yu)菱方(fang)晶系(xi)，可(ke)看(kan)作一个立方(fang)原胞点阵在空间对角线方(fang)向拉伸后的(de)立体(ti)结构，每一个顶角上排列着(zhe)硼的(de)正(zheng)二十(shi)面(mian)体(ti)。B₄C是核能系统中重要的中子吸收材料、控制棒(bang)材料和屏蔽材料，其密度(du)低、熔(rong)点和硬度(du)高。

在不(bu)同(tong)反应堆(dui)中，B₄C具(ju)有不同的使用形式。在沸水堆中，粉末状B₄C被封装在不锈钢包壳中，作为热中(zhong)子(zi)屏蔽材(cai)料；在重水堆中也采用B₄C粉(fen)末作为中子吸(xi)收材料，将B₄C粉末(mo)装入不锈钢管(guan)中(zhong)构成控制棒组件；高温(wen)气冷(leng)堆(dui)中使用碳与(yu)B₄C结合(he)成的圆柱(zhu)体(ti)作为控制棒；快中子增殖(zhi)堆(dui)则是将B₄C烧结芯(xin)块(kuai)装(zhuang)入不(bu)锈钢包壳制成控(kong)制棒，作为反(fan)应堆芯(xin)控(kong)制棒材(cai)料(liao)。此(ci)外，B₄C还可以制成B₄C吸(xi)收小球，作(zuo)为(wei)高温气冷堆的第二停堆系统，也可以在乏燃(ran)料(liao)处理过(guo)程中(zhong)作为隔离块，避免(mian)发生意(yi)外临界(jie)等(deng)。

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图7、碳化硼晶体结构

除(chu)上(shang)述介绍的碳化(hua)铀、碳化(hua)硅、碳(tan)化锆、碳化(hua)硼外，还(hai)有许多(duo)其(qi)他潜在的(de)超高(gao)温碳化物材(cai)料，尤其是过渡金属碳化(hua)物，是目(mu)前已知(zhi)化(hua)合物中熔点(dian)最高(gao)的材(cai)料体(ti)系。这一类(lei)碳化物包括碳化钛（TiC）、碳化(hua)钽（TaC）和碳化铌(ni)（NbC）等。

总(zong)结

目前，碳化(hua)物(wu)陶瓷在核能系统中的应用(yong)已经越来(lai)越广泛(fan)。比如(ru)作为包壳材料的SiC、作为中子吸收材料的B₄C已经投入应用，而UC燃料(liao)以(yi)及作(zuo)为(wei)包(bao)壳(qiao)候选材料(liao)的ZrC都在发(fa)展(zhan)中。部分材料已经完成了堆(dui)内辐照考验，即将应(ying)(ying)用(yong)于(yu)商业(ye)化反(fan)应(ying)(ying)堆。

未(wei)来核用碳化(hua)物陶瓷材料研究将会集中在(zai)：（1）性能提升，部分碳化物材料(liao)的(de)抗氧化性较弱(ruo)，可以(yi)尝试通过高温预氧化(hua)、元(yuan)素掺杂、抗氧化(hua)涂层(ceng)等方(fang)式；（2）制备工艺，集中在粉末合成和烧结两方面(mian)，制备出(chu)颗粒更(geng)小、分(fen)布(bu)更(geng)均匀、球形度(du)更(geng)好的碳化物粉末；（3）相容性问题、辐照数据的获取与建立、科学研究到工程化生产等。