第四代核反應(yīng)堆的服役環(huán)境具有高溫、高中子輻照劑量及苛刻的腐蝕等特點(diǎn),因此,抗輻照、耐腐蝕、耐高溫的新一代核材料的開發(fā)迫在眉睫。ZrC陶瓷具有高熔點(diǎn)、高熱導(dǎo)率、低的中子吸收截面和優(yōu)異的抵抗核裂產(chǎn)物沖擊的能力,在TRISO燃料顆粒涂層、燃料包殼及惰性基體材料方面具有廣闊的應(yīng)用前景。本文采用兩步反應(yīng)熱壓燒結(jié)工藝制備C/Zr比為0.6¹.0的ZrC_x陶瓷。系統(tǒng)地研究了C/Zr比對ZrC_x陶瓷致密化行為、組織結(jié)構(gòu)、力學(xué)性能、熱學(xué)性能、Au離子輻照（4MeV,2×10¹66 ions/cm²）損傷行為、高溫水蒸氣腐蝕行為的影響規(guī)律,并初步探討了ZrC_x陶瓷的Au離子輻照損傷機(jī)理及高溫水蒸氣腐蝕機(jī)理。隨著C/Zr比的減小,ZrC_x陶瓷的致密化溫度降低,晶格常數(shù)呈線性減小趨勢;隨著燒結(jié)溫度的升高和C/Zr比的減小,ZrC_x陶瓷的晶粒尺寸增加,ZrC_0.6陶瓷中發(fā)現(xiàn)了立方空位有序相Zr₂... 

【文章來源】：哈爾濱工業(yè)大學(xué)黑龍江省 211工程院校 985工程院校

【文章頁數(shù)】：144 頁

【學(xué)位級別】：博士

【部分圖文】：

未來四代裂變堆服役溫度及輻照劑量[8]

照性能及機(jī)械性能下降明顯[85-87]，并且容易受到核裂產(chǎn)物239Pu 的侵蝕 SiC 涂層結(jié)構(gòu)破壞導(dǎo)致核裂變產(chǎn)物的大量釋放。因此，對于 TRISO 燃料，最主要考慮的性能是高溫穩(wěn)定性、高溫下抗輻照性能及抵抗核裂和擴(kuò)散的能力。ZrC 擁有高的熔點(diǎn)以及優(yōu)異的抗核裂產(chǎn)物沖擊能力，被認(rèn)為最有希望 應(yīng)用于超高溫反應(yīng)堆（VHTR）中的 TRISO 燃料涂層。日本原子能機(jī)構(gòu)（mic Energy Agency, JAEA）早在 20 世紀(jì) 80 年代就開始針對 ZrC 在 T中的應(yīng)用展開研究[89]，提出 ZrC 在 TRISO 中的有以下三個(gè)潛在的應(yīng)用]，如圖 1-2 所示[10]。1）屏障涂層：利用 ZrC 良好的高溫穩(wěn)定性、抗輻照性能及抵抗核裂產(chǎn)擴(kuò)散的能力，替代 SiC 涂層，抑制核裂產(chǎn)物逸出。2）緩沖涂層： 替代石墨緩沖層，起到緩沖和吸氧作用。ZrC 在 1600ZrC+O2→ZrO2+C 反應(yīng)吉布斯自由能較低，可用于吸收裂變過程中所釋減少 CO 的生成，降低燃料顆粒中的壓力。3）UO2燃料包覆涂層：包覆在燃料表面，起到吸氧和屏障作用。

C 陶瓷中會(huì)形成位錯(cuò)環(huán)，但并未發(fā)現(xiàn)高溫輻照所引輻照 ZrC 陶瓷在中子輻照后產(chǎn)生未回復(fù)的間的缺陷（位錯(cuò)環(huán)或空洞等），這些缺陷在高溫、生遷移、團(tuán)聚，進(jìn)而影響材料的物理性能，包研究僅僅關(guān)注晶格腫脹和體積腫脹等物理性能C 缺陷微觀結(jié)構(gòu)的變化。早期的 ZrC 陶瓷中子輻向異性的腫脹[127-129]。Keilholtz 等[128]分別采用法 制 備了 ZrC 陶瓷， 并對輻 照 后超化 學(xué) ）的結(jié)構(gòu)變化進(jìn)行研究，發(fā)現(xiàn)輻照溫度從 403K 上變?yōu)閪3.5%，輻照溫度為 1273~1373K 時(shí)，體積28]。同樣，亞化學(xué)計(jì)量比 ZrC0.93在快中子輻照（也發(fā)生了晶格腫脹，腫脹率可達(dá) 0.35%[130]。一腫脹效應(yīng)是由晶格膨脹或晶界開裂所引起的。，并未發(fā)現(xiàn)晶界開裂，因此，ZrC 陶瓷的腫脹效

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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博士論文
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碩士論文
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本文編號：3040547