先進核能系統(tǒng)的研發(fā)需要耐高溫、耐輻照、高安全性的新型核用結(jié)構(gòu)材料。近期，中國科學(xué)院近代物理研究所核能工程材料室研究人員在核用復(fù)合陶瓷材料研發(fā)及輻照評價研究方面取得進展。

研究人員以高強度的氧化鋯增韌氧化鋁（ZTA）為基體，通過添加具有高彈性模量的碳化物顆粒或晶須，制備出相變+顆粒+晶須協(xié)同增韌的強韌化復(fù)合陶瓷。依托于蘭州重離子加速器（HIRFL）、低能量強流高電荷態(tài)重離子研究裝置（LEAF）及320 kV綜合實驗平臺等裝置提供的離子束流，研究人員開展了強韌化ZTA復(fù)合陶瓷的抗輻照性能評價研究，發(fā)現(xiàn)具有特定組織結(jié)構(gòu)和成分的復(fù)合陶瓷能夠有效抑制大尺寸氦泡的形成和生長，并證實了復(fù)合陶瓷具有更優(yōu)異的抗輻照非晶化能力。研究成果為高性能核用陶瓷材料的研發(fā)提供了重要的參考數(shù)據(jù)和科學(xué)依據(jù)。

相關(guān)研究成果發(fā)表在Ceramics International上。研究工作獲得中科院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項（A類）、國家自然科學(xué)基金等項目以及蘭州重離子加速器國家實驗室的支持。

論文鏈接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0272884221004119?via%3Dihub

圖1.協(xié)同增韌的復(fù)合陶瓷斷裂韌性與文獻數(shù)據(jù)對比（柴建龍/圖）

圖2.氦離子輻照誘發(fā)的裂紋形成及生長過程（500 MeV He離子、室溫輻照、輻照劑量4E17 ions/cm2）（朱亞濱/圖

圖6所示。ZASw10復(fù)合材料熱沖蝕表面的掃描電鏡圖像(a)維氏壓痕，(b-c)裂紋擴展。(e) 1600℃下不同SiCw用量和(f)不同燒結(jié)溫度下ZASw10復(fù)合材料熱沖蝕表面Al2O3和ZrO2的平均晶粒尺寸。