碳化物陶瓷材料在核反应堆领域的应用 

近年来，化石燃料引发的环境污染及碳排放等问题促使核能得到了更快的发展。但伴随着日本福岛事故后，对核能系统安全性的要求日益提升，于是人们在第三代核能系统的基础上发展出了新一代核能系统。新一代核能系统用材料要具备更好的力学性能、热物理性能、强的抗辐照性能、耐蚀和抗热震性等，因此亟须优化现有材料体系并深入开发新型高性能材料。在众多可选材料中，碳化物陶瓷材料是目前重点关注的对象。

图1、核发电厂 来源：pixabay

一、核用碳化物材料性能概述
核用材料的服役环境非常苛刻，需要承受高温、高压、高腐蚀性以及高放射性的粒子束轰击，这对材料的选择提出了更高的要求。其中碳化物陶瓷具有优良的特性为核用碳化物陶瓷材料的发展提供了更多可能。

图2、核用材料选取原则及性能要求

（1）在微观结构方面，碳化物陶瓷原子间主要以共价键和离子键结合，键能较大。按键型划分，碳化物可分为间隙型碳化物、共价型碳化物和离子型碳化物，其中前两者在核能系统中应用较为广泛。
（2）在力学性能方面，碳化物陶瓷材料普遍具有高的硬度、弹性模量和抗压强度，热膨胀系数也较小。但由于碳化物材料固有脆性，对其进行增韧也是碳化物陶瓷材料走向应用的必经之路。
（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，表现出优异的抗氧化性能。
（4）在辐照性能方面，大多数碳化物材料表现出良好的抗辐照性能。如连续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。

图3、核能用主要碳化物的性能汇总

二、核能用主要碳化物材料
（1）碳化铀
碳化铀包含 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以次化学计量比的形式存在，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与立方晶系β-UC2两种类型存在。低于1200K时，U2C3不稳定，分解为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、空间动力堆和核动力火箭的重要候选燃料，还可以用作生产放射性离子束流的理想靶材料。

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材料的共价键极强，在高温下仍能保持较高的键合强度，化学稳定性和热稳定性好，高温变形小，热膨胀系数低，非常适合用于高温环境中。SiC在核能系统中应用非常广泛，主要应用有：作为包覆燃料颗粒的包覆层、发展SiCf/SiC复合包壳，代替锆合金包壳使用、在气冷快堆中用作基体材料、在熔盐堆中作为结构材料使用。

图5、用于先进反应堆的新型SiC基核燃料元件

（3）碳化锆
碳化锆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覆燃料颗粒的裂变产物阻挡层。

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属于菱方晶系，可看作一个立方原胞点阵在空间对角线方向拉伸后的立体结构，每一个顶角上排列着硼的正二十面体。B4C是核能系统中重要的中子吸收材料、控制棒材料和屏蔽材料，其密度低、熔点和硬度高。
在不同反应堆中，B4C具有不同的使用形式。在沸水堆中，粉末状B4C被封装在不锈钢包壳中，作为热中子屏蔽材料；在重水堆中也采用B4C粉末作为中子吸收材料，将B4C粉末装入不锈钢管中构成控制棒组件；高温气冷堆中使用碳与B4C结合成的圆柱体作为控制棒；快中子增殖堆则是将B4C烧结芯块装入不锈钢包壳制成控制棒，作为反应堆芯控制棒材料。此外，B4C还可以制成B4C吸收小球，作为高温气冷堆的第二停堆系统，也可以在乏燃料处理过程中作为隔离块，避免发生意外临界等。

图7、碳化硼晶体结构

除上述介绍的碳化铀、碳化硅、碳化锆、碳化硼外，还有许多其他潜在的超高温碳化物材料，尤其是过渡金属碳化物，是目前已知化合物中熔点最高的材料体系。这一类碳化物包括碳化钛（TiC）、碳化钽（TaC）和碳化铌（NbC）等。
总结
目前，碳化物陶瓷在核能系统中的应用已经越来越广泛。比如作为包壳材料的SiC、作为中子吸收材料的B4C已经投入应用，而UC燃料以及作为包壳候选材料的ZrC都在发展中。部分材料已经完成了堆内辐照考验，即将应用于商业化反应堆。
未来核用碳化物陶瓷材料研究将会集中在：（1）性能提升，部分碳化物材料的抗氧化性较弱，可以尝试通过高温预氧化、元素掺杂、抗氧化涂层等方式；（2）制备工艺，集中在粉末合成和烧结两方面，制备出颗粒更小、分布更均匀、球形度更好的碳化物粉末；（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。

参考来源：
1、碳化物陶瓷材料在核反应堆领域应用现状 程心雨等
2、碳化铀和硼化铀陶瓷粉末的制备及性质研究 郭航旭
3、核壳结构碳化硼粉末的制备及复合材料的性能研究 任栋楼