第四代高温核反应堆用新型碳化物陶瓷的设计、制备和性能研究

核能作为一种安全、清洁的能源是从根本上改变人类日益增长的能源需求的最重要手段。第四代高温反应堆在发电的同时还可以用于水裂解制氢，因此被受关注。本项目针对第四代高温核反应堆设计对核燃料载体材料的需求，拟从第一原理密度泛函总能计算和分子动力学模拟入手，设计新型的Zr-Si-C、（Ti，Nb）-Si-C、（Ti，Zr）-Si-C等碳化物陶瓷，研究这些新型碳化物的晶体结构、电子结构、化学键强度、高温相稳定性、力学、热力学和点缺陷的形成能、迁移能等微观结构特征，建立微观尺度特性（成分组成和晶体结构）与本征宏观性质的关系，在此基础上优化新型碳化物的成分、结构和性能，并通过制备技术的突破获得若干耐高温、高强度、抗辐照、断裂韧性高、可靠性好、抗热冲击等综合性能优异的新型碳化物陶瓷体材料。

全面完成了项目规定的研究工作内容。首先，系统总结了SiC、ZrC、TiC、Ti3SiC2 的高温性能和抗辐照性能，为进一步研究这些材料的高温和抗辐照性能打下了基础。然后，用第一原理对SiC、ZrC、TiC、Ti3SiC2 等化合物的平衡晶格参数、电子结构、本征力学和热学性能以及缺陷的形成能和缺陷迁移能进行了计算。通过上述系统理论研究，对影响辐照性能的物理本质有了比较深刻的认识，即Ti3SiC2抗辐照性能优异的本质是点缺陷的形成和迁移均衡，而SiC辐照后表面形成鼓泡的原因是Si间隙的扩散太快。进一步，在对（Ti，Zr）-Si-C、（Ti，Nb）-Si-C 的平衡格参数、电子结构和力学、热学性能、缺陷形成能和缺陷迁移能理论预测的基础上，设计了性能优异的（Ti，Zr）-Si-C、（Ti，Nb）-Si-C、（Ti，W）-Si-C、（Ti，Hf）-Si-C、（Ti，W）-Al-C、（Ti，Ta）-Al-C等系列固溶体材料，并通过实验成功制备了这些新型固溶体材料。通过系统的研究这些新材料的力学、热学和高温抗氧化性，发现Nb、Ta、W、Zr、Hf等可以明显的提高Ti3SiC2的室温和高温力学性能，Nb Ta、W等还可以明显改善Ti3SiC2的高温抗氧化性能。从缺陷化学的角度看，提高高温抗氧化性的本质是表面形成的TiO2氧化膜中钛空位浓度的增加造成氧空位浓度的降低，阻止了氧扩散。由于掺杂Nb，Ta，W的Ti3SiC2的氧化膜具有优异的导电和抗氧化性能，使得这种新型固溶体作为固体氧化物燃料电池的连接体和高温抗辐照材料都具有很大的潜力。辐照实验证明Ti3SiC2 及固溶体都具有优异的抗辐照性能，辐照后的样品表面无鼓泡，高剂量辐照后的样品仅晶格发生畸变。此外，我们以（ZrC）m和（Si(Al)）n为结构单元，构建了Zrm(Si(Al))nCm+n晶体结构，用第一原理预测了这些材料的结构稳定性和本征力学、热学性能。最后，通过实验合成了(TC)nAl3C2, (TC)nAl4C3 和(TC)n[Al(Si)]4C3 (T = Zr or Hf, n = 1, 2, 3…)材料，系统研究了这些新材料的电子结构、晶体结构、显微结构及力学、热学和氧化性能，发现它们具有优异的高温力学性能、热学性能和高温抗氧化性能，是高温和超高温应用的潜在材料。