三种典型碳化物陶瓷的中子辐照效应与机理研究

The development of advanced nuclear energy requires better performance for structural materials. The advanced carbide ceramics attract more and more attention in the field of nuclear energy because of varieties of salient properties, such as high-temperature resistance, corrosion resistance, high thermal conductivity, small neutron absorption cross-section, etc. Among them, silicon carbide (SiC), zirconium carbide (ZrC), and nano-layered machinable ceramics (Ti3SiC2 represented) are three typical carbides with good comprehensive performance. This project will investigate the neutron irradiation effect on microstructure and mechanical properties of typical carbide ceramics ZrC and Ti3SiC2 as well as SiC (as a reference). The obtained results can be used to compare the anti-neutron irradiation tolerance of these three typical carbides and explore the corresponding mechanism. This study will provide the valuable experimental and theoretical basis for designing and screening of key structural ceramics with good resistance to high-temperature, radiation and corrosion circumstance.

先进核能的发展对结构材料提出了更高的要求。先进碳化物陶瓷因耐高温、耐腐蚀、热导率高、中子吸收截面小等特性，在核能领域受到越来越多的关注。其中，碳化硅（SiC）、碳化锆（ZrC）和纳米层状可加工陶瓷（Ti3SiC2为代表）是三种综合性能最为优异的典型碳化物陶瓷。本项目以典型碳化物陶瓷ZrC和Ti3SiC2为主要研究对象，以SiC作为参比对象，利用中子对样品进行辐照，研究材料中子辐照后的微观结构和力学性能，据此对比三种典型碳化物陶瓷抗中子辐照容忍性的差异及其内在机制。这项研究的开展，可为耐高温、耐辐照、耐腐蚀的关键结构陶瓷的设计、筛选提供基础的实验和理论数据，具有重要的科研价值和潜在应用价值。

项目以SiC、MAX和ZrC陶瓷为研究对象，对材料进行了中子辐照和离子辐照，通过XRD、SEM、TEM等手段，较为系统的研究了这几种材料在辐照条件下的结构演化；利用纳米压痕和万能电子试验机，研究了材料辐照后的力学性能；采用理论模拟的方法，比较了这几种材料的辐照效应的差异性。研究发现，SiC较TiC、MAX和ZrC等陶瓷更容易非晶化，它们不同抗辐照性能的原因是Si-C化学键主要表现为比较强的共价键，而Ti-C、Zr-C、Ti-Si的化学键除了表现共价性之外，还表现为离子性和金属性的共存的特点。过渡金属碳化物中化学键的共价、金属、离子属性共存的特点可能会使TiC、ZrC、MAX在辐照环境下更难非晶化,表现出更强的抗辐照能力。这些结果为设计和筛选核能结构材料提供了较为重要的实验和理论数据。另外，通过项目研究，项目组成员获得了一定材料中子辐照实验的研究经验，包括：辐照装置的转运与样品的取放技术、小尺寸样品用中子辐照装置的构建技术、热室中放射性样品的力学性能测试技术等，这为后续的研究打下了很好的基础。