高抗辐照损伤容限ZrC x 陶瓷的制备与环境损伤行为
发布时间：2021-02-19 03:40
第四代核反应堆的服役环境具有高温、高中子辐照剂量及苛刻的腐蚀等特点,因此,抗辐照、耐腐蚀、耐高温的新一代核材料的开发迫在眉睫。ZrC陶瓷具有高熔点、高热导率、低的中子吸收截面和优异的抵抗核裂产物冲击的能力,在TRISO燃料颗粒涂层、燃料包壳及惰性基体材料方面具有广阔的应用前景。本文采用两步反应热压烧结工艺制备C/Zr比为0.61.0的ZrCx陶瓷。系统地研究了C/Zr比对ZrCx陶瓷致密化行为、组织结构、力学性能、热学性能、Au离子辐照（4MeV,2×10166 ions/cm2）损伤行为、高温水蒸气腐蚀行为的影响规律,并初步探讨了ZrCx陶瓷的Au离子辐照损伤机理及高温水蒸气腐蚀机理。随着C/Zr比的减小,ZrCx陶瓷的致密化温度降低,晶格常数呈线性减小趋势;随着烧结温度的升高和C/Zr比的减小,ZrCx陶瓷的晶粒尺寸增加,ZrC0.6陶瓷中发现了立方空位有序相Zr2...
【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】：144 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
未来四代裂变堆服役温度及辐照剂量[8]
照性能及机械性能下降明显[85-87]，并且容易受到核裂产物239Pu 的侵蚀 SiC 涂层结构破坏导致核裂变产物的大量释放。因此，对于 TRISO 燃料，最主要考虑的性能是高温稳定性、高温下抗辐照性能及抵抗核裂和扩散的能力。ZrC 拥有高的熔点以及优异的抗核裂产物冲击能力，被认为最有希望 应用于超高温反应堆（VHTR）中的 TRISO 燃料涂层。日本原子能机构（mic Energy Agency, JAEA）早在 20 世纪 80 年代就开始针对 ZrC 在 T中的应用展开研究[89]，提出 ZrC 在 TRISO 中的有以下三个潜在的应用]，如图 1-2 所示[10]。1）屏障涂层：利用 ZrC 良好的高温稳定性、抗辐照性能及抵抗核裂产扩散的能力，替代 SiC 涂层，抑制核裂产物逸出。2）缓冲涂层： 替代石墨缓冲层，起到缓冲和吸氧作用。ZrC 在 1600ZrC+O2→ZrO2+C 反应吉布斯自由能较低，可用于吸收裂变过程中所释减少 CO 的生成，降低燃料颗粒中的压力。3）UO2燃料包覆涂层：包覆在燃料表面，起到吸氧和屏障作用。
C 陶瓷中会形成位错环，但并未发现高温辐照所引辐照 ZrC 陶瓷在中子辐照后产生未回复的间的缺陷（位错环或空洞等），这些缺陷在高温、生迁移、团聚，进而影响材料的物理性能，包研究仅仅关注晶格肿胀和体积肿胀等物理性能C 缺陷微观结构的变化。早期的 ZrC 陶瓷中子辐向异性的肿胀[127-129]。Keilholtz 等[128]分别采用法 制 备了 ZrC 陶瓷， 并对辐 照 后超化 学 ）的结构变化进行研究，发现辐照温度从 403K 上变为~3.5%，辐照温度为 1273~1373K 时，体积28]。同样，亚化学计量比 ZrC0.93在快中子辐照（也发生了晶格肿胀，肿胀率可达 0.35%[130]。一肿胀效应是由晶格膨胀或晶界开裂所引起的。，并未发现晶界开裂，因此，ZrC 陶瓷的肿胀效
【参考文献】：
期刊论文
[1]Ti3SiC2、Ti3AlC2在LiF-NaF-KF熔盐中的腐蚀行为研究[J]. 李凌,俞国军,周兴泰. 核技术. 2014(06)
[2]非化学计量化合物与过渡族金属碳化物、氮化物研究进展[J]. 颜练武,吴恩熙,黄伯云. 硬质合金. 2008(04)
[3]碳化物陶瓷的研究现状及发展趋势[J]. 刘欣,李家科,赵越清,范学运. 中国陶瓷. 2005(03)
[4]氧化膜开裂和剥落行为[J]. 钱余海,李美栓,张亚明. 腐蚀科学与防护技术. 2003(02)
[5]陶瓷材料的微波烧结特性及应用[J]. 王念,周健. 武汉理工大学学报. 2002(05)
[6]Strength properties and fracture behavior of ZrC particle-reinforced tungsten composite[J]. 王玉金,孟庆昌,宋桂明,周玉. Transactions of Nonferrous Metals Society of China. 2001(06)
[7]氧化膜应力研究进展[J]. 李美栓,辛丽,钱余海,李铁藩. 腐蚀科学与防护技术. 1999(05)
[8]纳米非晶Si3N4粉的超高压低温烧结[J]. 李亚利,梁勇,佟百运,郑丰,马贤峰,崔硕景,赵伟. 材料研究学报. 1997(05)
博士论文
[1]辐照损伤材料的实验模拟研究：含氦薄膜制备及MAX相材料离子辐照行为[D]. 张磊.复旦大学 2011
[2]锆合金的辐照改性及机理研究[D]. 彭德全.清华大学 2004
硕士论文
[1]SiC材料的氦离子辐照损伤研究[D]. 杜洋洋.中国科学院研究生院（近代物理研究所） 2015
本文编号：3040547
【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】：144 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
未来四代裂变堆服役温度及辐照剂量[8]
照性能及机械性能下降明显[85-87]，并且容易受到核裂产物239Pu 的侵蚀 SiC 涂层结构破坏导致核裂变产物的大量释放。因此，对于 TRISO 燃料，最主要考虑的性能是高温稳定性、高温下抗辐照性能及抵抗核裂和扩散的能力。ZrC 拥有高的熔点以及优异的抗核裂产物冲击能力，被认为最有希望 应用于超高温反应堆（VHTR）中的 TRISO 燃料涂层。日本原子能机构（mic Energy Agency, JAEA）早在 20 世纪 80 年代就开始针对 ZrC 在 T中的应用展开研究[89]，提出 ZrC 在 TRISO 中的有以下三个潜在的应用]，如图 1-2 所示[10]。1）屏障涂层：利用 ZrC 良好的高温稳定性、抗辐照性能及抵抗核裂产扩散的能力，替代 SiC 涂层，抑制核裂产物逸出。2）缓冲涂层： 替代石墨缓冲层，起到缓冲和吸氧作用。ZrC 在 1600ZrC+O2→ZrO2+C 反应吉布斯自由能较低，可用于吸收裂变过程中所释减少 CO 的生成，降低燃料颗粒中的压力。3）UO2燃料包覆涂层：包覆在燃料表面，起到吸氧和屏障作用。
C 陶瓷中会形成位错环，但并未发现高温辐照所引辐照 ZrC 陶瓷在中子辐照后产生未回复的间的缺陷（位错环或空洞等），这些缺陷在高温、生迁移、团聚，进而影响材料的物理性能，包研究仅仅关注晶格肿胀和体积肿胀等物理性能C 缺陷微观结构的变化。早期的 ZrC 陶瓷中子辐向异性的肿胀[127-129]。Keilholtz 等[128]分别采用法 制 备了 ZrC 陶瓷， 并对辐 照 后超化 学 ）的结构变化进行研究，发现辐照温度从 403K 上变为~3.5%，辐照温度为 1273~1373K 时，体积28]。同样，亚化学计量比 ZrC0.93在快中子辐照（也发生了晶格肿胀，肿胀率可达 0.35%[130]。一肿胀效应是由晶格膨胀或晶界开裂所引起的。，并未发现晶界开裂，因此，ZrC 陶瓷的肿胀效
【参考文献】：
期刊论文
[1]Ti3SiC2、Ti3AlC2在LiF-NaF-KF熔盐中的腐蚀行为研究[J]. 李凌,俞国军,周兴泰. 核技术. 2014(06)
[2]非化学计量化合物与过渡族金属碳化物、氮化物研究进展[J]. 颜练武,吴恩熙,黄伯云. 硬质合金. 2008(04)
[3]碳化物陶瓷的研究现状及发展趋势[J]. 刘欣,李家科,赵越清,范学运. 中国陶瓷. 2005(03)
[4]氧化膜开裂和剥落行为[J]. 钱余海,李美栓,张亚明. 腐蚀科学与防护技术. 2003(02)
[5]陶瓷材料的微波烧结特性及应用[J]. 王念,周健. 武汉理工大学学报. 2002(05)
[6]Strength properties and fracture behavior of ZrC particle-reinforced tungsten composite[J]. 王玉金,孟庆昌,宋桂明,周玉. Transactions of Nonferrous Metals Society of China. 2001(06)
[7]氧化膜应力研究进展[J]. 李美栓,辛丽,钱余海,李铁藩. 腐蚀科学与防护技术. 1999(05)
[8]纳米非晶Si3N4粉的超高压低温烧结[J]. 李亚利,梁勇,佟百运,郑丰,马贤峰,崔硕景,赵伟. 材料研究学报. 1997(05)
博士论文
[1]辐照损伤材料的实验模拟研究：含氦薄膜制备及MAX相材料离子辐照行为[D]. 张磊.复旦大学 2011
[2]锆合金的辐照改性及机理研究[D]. 彭德全.清华大学 2004
硕士论文
[1]SiC材料的氦离子辐照损伤研究[D]. 杜洋洋.中国科学院研究生院（近代物理研究所） 2015
本文编号：3040547
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