[發(fā)明專利]一種缺碳型ZrC1-x

在審

• 申請(qǐng)?zhí)枺?/td>: 202010192735.4
• 申請(qǐng)日: 2020-03-18
• 公開（公告）號(hào): CN111348915A
• 公開（公告）日: 2020-06-30
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 張國軍;韋小鳳;劉吉軒;李飛
• 申請(qǐng)（專利權(quán)）人: 東華大學(xué)
• 主分類號(hào): C04B35/56
• 分類號(hào): C04B35/56;C04B35/622;C04B35/64
• 代理公司: 上海泰能知識(shí)產(chǎn)權(quán)代理事務(wù)所 31233
• 代理人: 宋旭

本發(fā)明涉及一種缺碳型ZrC_1?x/C復(fù)相陶瓷材料及其制備方法，所述材料為ZrC_1?x/C復(fù)相陶瓷材料，其中0.61≤x≤0.99。本發(fā)明的缺碳型ZrC_1?x/C復(fù)相陶瓷內(nèi)部存在大量碳空位、納米孔隙、碳層間弱結(jié)合面、ZrC_1?x/C相界面，有利于使ZrC陶瓷的力學(xué)可靠性和抗輻照性能得到協(xié)同提升，在核用結(jié)構(gòu)材料領(lǐng)域有著廣闊的應(yīng)用前景。

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于缺碳型復(fù)相陶瓷材料及其制備領(lǐng)域，特別涉及一種缺碳型ZrC_1-x/C復(fù)相陶瓷材料及其制備方法。

背景技術(shù)

隨著核工業(yè)的不發(fā)展，新型核反應(yīng)堆在追求更安全、更經(jīng)濟(jì)的目標(biāo)下，要求所用材料具有優(yōu)異的耐溫性能、更高的力學(xué)可靠性及良好的抗輻照性能。碳化鋯(ZrC)不僅具有高熔點(diǎn)(3500℃)、高硬度(～20GPa)、無固態(tài)相變、低飽和蒸汽壓、耐高溫、抗燒蝕等特點(diǎn)，還具有較低的中子吸收截面、耐核裂變產(chǎn)物腐蝕、抗輻照等優(yōu)異的核用性能，有望作為新型核能系統(tǒng)用先進(jìn)結(jié)構(gòu)材料，如，核燃料包覆層、惰性基體等。

ZrC具有較寬的非化學(xué)計(jì)量成分范圍，其C/Zr的摩爾比可在0.61-1之間變化，即ZrC_0.61-ZrC_1.0。在該成分范圍內(nèi)，盡管缺碳型ZrC_1-x中存在大量碳空位，但其仍可以保持著與化學(xué)計(jì)量比ZrC_1.0一樣的面心立方晶體結(jié)構(gòu)。研究發(fā)現(xiàn)，缺碳型ZrC_1-x受He離子輻照時(shí)，其自身晶格中的碳空位對(duì)輻照產(chǎn)生的離位原子具有捕獲作用，可以提高材料的輻照損傷容忍度，從而使材料表現(xiàn)出比化學(xué)計(jì)量比ZrC_1.0更高的抗輻照性能。[Bao,Weichao,etal.Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B:BeamInteractions with Materials and Atoms 434(2018)23-28.]。通過將一定比例的ZrC與金屬鋯共混后燒結(jié)，可以得到特定非化學(xué)計(jì)量比的缺碳型ZrC_1-x陶瓷。但是單相的缺碳型ZrC_1-x陶瓷的韌性較低，如ZrC_0.85陶瓷的斷裂韌性僅為1.9MPa m^1/2，這使得材料的力學(xué)可靠性較差，極大的限制了其在核能領(lǐng)域的工程應(yīng)用[Wang,Xin-Gang,et al.Journal of theEuropean Ceramic Society 31.6(2011):1103-1111.]。所以，如何提高缺碳型ZrC_1-x陶瓷的力學(xué)可靠性，是該材料在核能得到實(shí)際應(yīng)用之前亟待解決的問題。