将超高温陶瓷(UHTCs)引入碳/碳(C/C)复合材料可制备出超高温陶瓷改性C/C复合材料(C/C-UHTCs)[1]
这种复合材料中的UHTCs包括IV和V族过渡金属的碳化物、氮化物和硼化物，具有硬度高、熔点高(3000℃以上)、结构稳定等优点[2]
ZrC有化学惰性好、蒸发率低、耐烧蚀性能高等特点[3]，SiC在高温氧化过程中生成的低氧透过率自愈合SiO2玻璃可阻止氧气扩散进基体[4]
将抗烧蚀性能优异的ZrC和抗氧化性能优异的SiC同时引入C/C复合材料基体，可制备出兼具抗烧蚀和抗氧化性能的C/C-ZrC-SiC陶瓷基复合材料[5]
C/C-ZrC-SiC陶瓷基复合材料具有优异的高温力学性能[7]，且能承受高达3000℃的温度和2000℃以上的周期性热冲击[6]，是一种性能优异的热结构材料
近年来，关于碳化物陶瓷及碳基材料在新一代核能领域应用的研究越来越多
SiC中子吸收截面低、熔点高、高温力学性能好，且能抵挡反应堆中裂变气体产生的高温高压，在先进核能系统中有很好的应用前景[8, 9]
SiC是高温气冷堆及TRISO(三结构各向同性燃料颗粒)燃料的重要组分，在核裂变(裂变燃料包壳)、核聚变(聚变反应堆第一壁材料、分流器、覆盖层)系统中得到了广泛的应用[10, 11]
许多学者研究了SiC的辐照性能
Zhang等[12]根据拉曼光谱研究了C+与He+离子注入纳米3C-SiC晶粒后的非晶化过程，发现SiC非晶化除了与辐照损伤积累有关，还与晶体/非晶体界面有关
Lin等[13]根据XRD谱和TEM观察研究了3C-SiC的辐照肿胀过程，发现辐照诱导点缺陷和Si衬底的压力是产生3C-SiC各向异性的主要原因
作为过渡金属陶瓷，ZrC的中子吸收截面低、熔点高、硬度高(30~40 GPa)、化学稳定性好且对裂变产物有较好的保留性能，是一种性能优异的惰性基质燃料(IMF)
ZrC已选作HTGR-C(高温气冷反应器)、等离子组件(PFC)及非轻水堆替代包壳材料的候选材料[14]
在第四代核反应系统中，ZrC可用于第四代气冷堆和高温气体反应堆等的燃料组件，以及聚变堆的结构组件
对ZrC的辐照实验研究对于扩展ZrC陶瓷在核能领域的应用，也有重要的意义
Florez等[15]用强度为10 MeV的Au3+离子在800℃对ZrC陶瓷进行离子辐照，发现经30 dpa离子辐照后未发
声明：
“C/C-ZrC-SiC复合材料的Si2+ 离子辐照行为” 该技术专利(论文)所有权利归属于技术(论文)所有人。仅供学习研究，如用于商业用途，请联系该技术所有人。
我是此专利(论文)的发明人(作者)
1070
编辑：中冶有色网
来源：邵萌萌,陈招科,熊翔,曾毅,王铎,王徐辉
分享 0
举报 0
收藏 0
反对 0
点赞 0
2025年06月06日 ~ 08日 
