[發明專利]一種多孔稀土鈦酸鹽隔熱材料及其制備方法和應用

有效

• 申請號: 201710918877.2
• 申請日: 2017-09-30
• 公開（公告）號: CN109592981B
• 公開（公告）日: 2021-06-15
• 發明（設計）人: 范武剛;張兆泉;董滿江
• 申請（專利權）人: 中國科學院上海硅酸鹽研究所
• 主分類號: C04B35/505
• 分類號: C04B35/505;C04B35/50;C04B38/06;C04B35/462;C04B38/02;C04B35/64
• 代理公司: 上海瀚橋專利代理事務所(普通合伙) 31261
• 代理人: 曹芳玲;鄭優麗

本發明涉及一種多孔稀土鈦酸鹽隔熱材料及其制備方法和應用，所述多孔稀土鈦酸鹽隔熱材料具有多孔結構，其的組成為（Re₂O₃）_X（TiO₂）_1?X，其中Re為Y、鑭系元素中的至少一種，X=0.2～0.8，優選為X=0.4～0.7；所述多孔稀土鈦酸鹽隔熱材料的孔隙率為10～90%，孔徑大小為0.1～500微米。

技術領域

本發明涉及一種可用于高溫、高濕及核反應堆的多孔稀土鈦酸鹽隔熱材料及其制備方法，屬于材料領域。

背景技術

核電作為溫室氣體排放最少的電能，是人類最有效利用核能的途徑之一。世界上現在運行的核電站有400多座，主要是壓水堆和沸水堆的二代堆型。2011年福島事故之后各國都在推進開發和建造更先進和安全的第三代壓水堆，其主要技術特點是采用非能動的停堆方式，在緊急情況時可以不依靠外界動力而可靠的停堆。另外通過簡化管路和閥泵設計，并針對鋯合金材質包殼管在高溫水熱環境中與水反應生成氫氣，加設消氫裝置。在反應堆上方設置緊靠重力即可循環運行的冷卻水箱，通過將嚴重事故時將堆芯熔融物滯留在壓力容器內的技術(IVR)避免核泄漏的發生。我國自2007年以來引進了美國西屋公司的AP1000型第三代壓水核反應堆成套技術，首期將建設4臺機組，在工程化技術獲得驗證后進行批量推廣。同時將采取引進吸收再創新的途徑獲得核電技術的自主化知識產權，開發CAP1400等更大功率的壓水堆。近年來提出了事故容錯的設計概念，通過加大安全裕量和防御縱深來提高核電站的安全性。第四代新型核電站目前還都處在驗證和實驗階段，由GIF定義的四代核反應堆堆型包括高溫氣冷快堆，鈉冷快堆，鉛冷堆，熔鹽堆，超臨界水冷堆和超高溫堆。目前各核電大國都在投入巨資在研發四代堆。清華大學，中國核建和華能集團2012年開始共同出資建設熱功率250MW山東榮成石島灣模塊式高溫氣冷堆，2017年已開始填裝燃料。中科院上海應用物理所于2017年開始建設首座2MW固態熔鹽堆。

壓水堆的堆芯內部件在服役過程中都面臨不同程度的高溫和輻照影響，并要承受280-350℃左右的水熱腐蝕，未來第四代核反應堆將在500-950℃溫度場下運行，而且服役期限不低于60年。基于這些苛刻的服役環境，高效穩定的隔熱材料對于提高熱效率和安全運營具有重要意義。

核反應堆所用到的隔熱材料按照安裝的位置可分為堆外，堆腔和堆芯。堆腔主要是針對各環路中的冷卻劑管道包括熱管段和冷管段進行保溫處理。熱管段的保溫材料常使用礦物棉，硅酸鈣以及反射金屬件。但由于纖維和顆粒狀的隔熱材料可能會穿過管路的裂縫并沉積到堆芯下方，目前主流趨勢是采用金屬反射件。專利ZL2012205668713.4提供了一種帶鋼彎曲薄片的設計。冷管段主要是利用泡沫玻璃，玻璃纖維和各種泡沫塑料。大部分的保溫模塊設計為可拆卸更換，壓水堆的隔熱部件通常由一萬多個定制的隔熱片組成。堆外則主要采用硅酸鈣隔熱層，占90％以上。它具有耐久性和高韌性，并能抑制緩奧氏體不銹鋼的應力腐蝕裂紋。蒸汽輪機則主要采用硅酸鈣或者玻璃纖維氈來保溫。

壓水反應堆和超臨界水冷堆的堆芯隔熱材料需要能夠降低金屬材質的壓力容器，承載件及包殼管等的溫度，避免蠕變失效，同時減緩水熱腐蝕速率，延長服役壽命。氧化物陶瓷材料比非氧化物陶瓷具有更優異的高溫穩定性，如氧化鋁，氧化鋯，鎂鋁尖晶石等。其中，目前最廣泛使用的是釔穩定氧化鋯陶瓷(YSZ)。它在常溫下具有低的熱導率和良好的機械強度。加拿大設計的超臨界水冷堆采用10mm氧化鋯基的隔熱材料，使壓力容器的溫度從650℃降低到100℃左右。但由于反應堆運行溫度通常在300℃以上波動，會導致其向單斜相轉變，引發體積膨脹和結構破壞。同時由于作為核反應堆內用材料，需要良好的抗輻照腫脹和耐水熱腐蝕性能，以避免與冷卻劑(水)接觸時被快速腐蝕掉。研究者已發現鈦酸鹽基陶瓷材料具有良好的抗中子輻照性能，并能耐受水熱腐蝕，如Dy₂TiO₅已被用于俄羅斯VVER核反應堆的控制棒材料。

發明內容