自从1942年第一座核反应堆在美国建立,核工业已经发展了将近70年，期间，核工业的应用重心逐渐从核武器转移到核电上。核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能来发电，是一种“零排放”的清洁能源体系，目前己在全世界得到了相当规模的发展。不过，过去几起重大核事故，如切尔诺贝利及福岛核泄露事故，引起了人们对核反应堆安全性的重视。因此核工业界不断探索新材料的使用，以提升核反应堆的安全性能和效率。其中不少先进陶瓷材料因其独特的性质，在核反应堆中得到了大量应用。

核用材料面临的严苛环境

目前，随着核反应堆发展至第四代，已经可以实现更高的能效和更低的运行成本，不过先进核能系统中的运行温度和压力也更高（高达1000℃和25MPa），材料面临热损伤的风险，同时还需要利用核燃料发生裂变产生更高的中子剂量，这种高能中子与结构材料中晶格原子的相互作用，容易导致结构材料中辐照缺陷的产生（空位、间隙原子、位错环、层错、空洞、气泡等）及微观结构的变化，从而引起材料的膨胀、脆化和硬化以及非晶化现象，即所谓“辐照效应”。这些辐照缺陷和微观结构在应力场下与位错相互作用下形成力学性能变化和辐照蠕变，在电场和晶格振动场下与电子、声子相互作用形成物理性能的变化，严重危害构件的服役性能。因此在这种环境下，核用材料（包括堆芯、结构材料等）的力学性能、耐热性、化学稳定性、中子吸收性能以及抗辐照性能都是重要的选取原则。

核用材料选取原则及性能要求

核用陶瓷材料

为保证安全运行，许多高性能的先进陶瓷材料被应用到核反应堆中，如核燃料、中子吸收材料（吸收棒）、结构材料等都可见其身影。

一、核燃料

核燃料是核能系统中最重要的部件之一。核燃料通过核反应产生能量，是核能系统的热源，也是温度最高、所受辐照剂量最大的部件。在反应堆内，核燃料一般是指U、Pu、Th和它们的同位素构成的芯块及用于支撑和包裹芯块的外壳材料。其中，只有U是自然界里存在的元素，其它的靠转换而来。

核燃料

传统的金属型燃料包括铀和铀合金两种，虽然他们单位体积内易裂变核素多，但可使用的温度低，一般在350-450℃，同时高化学活性也增加了安全风险，只适用于低功率，低燃耗以及低温反应堆。因此，这些易裂变核素与非金属元素烧结形成的陶瓷型燃料或将高浓缩燃料的颗粒弥散在陶瓷基体中的方式逐渐在高温反应堆中得到应用。

1.二氧化铀陶瓷燃料（UO₂）

氧化铀是经二氧化铀粉末烧结而成的燃料，具有非常高的熔点（2800℃以上），在高温条件下稳定性也很好，目前对二氧化铀燃料各方面性能的研究已经比较成熟，主要应用在轻水反应堆（以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆）中。不过由于热导率和材料密度低，限制了反应堆参数的进一步提升。

2.铀钚混合陶瓷燃料

铀钚混合氧化物，也叫MOX核燃料，是二氧化铀和二氧化钚的单相固溶体，其热物理性能和力学性能随二氧化钚的含量和氧/金属比而有所差别。这种混合氧化燃料的优点是：熔点高，与包壳和冷却剂的相容性好，辐照稳定性好，能较好地保持裂变产物。不过也同样存在金属原子密度低，热导率低，深燃耗时肿胀严重等缺陷。

3.碳化物陶瓷燃料

碳化物陶瓷燃料主要以碳化铀（UC）燃料为主，UC陶瓷燃料是先进反应堆、空间动力堆和核动力火箭的重要候选燃料。与UO₂相比，UC燃料具有更高的热导率，且所含的轻核较氧化物燃料少，铀密度更大，可以有效增加可裂变核素的装载量，降低换料频率，在高温非水介质的快中子反应堆中应用可以得到更高的增值比。但化学性质不稳定，对于裂变气体的包容能力也不及二氧化铀燃料。

4.氮化物陶瓷燃料

氮化铀核燃料与碳化物核燃料的物理性质较为接近，主要有氮化铀（UN）、氮化钍等。氮化铀在空气中被氧化形成的氧化层会在材料表面形成一层保护膜，保护其内部的燃料不被进一步的氧化，具有熔点高、热导率高的优点，在温度低于1250℃的情况下，燃料与包壳的相容性好，并且相较其他陶瓷燃料，较不易辐照引起的肿胀，但是氮的中子俘获截面大，燃料的循环价格高。

除了燃料芯块，燃料包壳也是核燃料元件的重要组成部分，其材料在保证核电站的安全运行方面发挥着至关重要的作用。过去，锆合金一直被用于核燃料棒包壳材料，但核燃料包壳的锆合金会在高温下与水反应，在持续的高燃耗条件下，反应加快产生大量气体从而引起氢爆。。因此目前，新的研究方向是采用MAX相陶瓷、碳化硅、碳化锆等作为核燃料包壳材料。

5.MAX相陶瓷

MAX相材料是一种兼具金属和陶瓷特性的新型三元陶瓷材料，其中M为过渡族金属元素，A为主族元素，X为碳或氮，典型代表为Ti₃AlC₂和Ti₃SiC_2,，具有高热导率和优异的抗氧化性能。同时作为一种层状材料，MAX相陶瓷材料还具有低摩擦系数和良好的自润滑性，而且具有高温自愈合能力。在高温环境中，MAX三元层状陶瓷表面存在的裂纹和刻痕会被材料的氧化物填充，可降低材料裂纹对其性能的危害。此外，MAX相材料与熔融铅和熔融钠等冷却剂具有很好的化学相容性，可用作液态金属冷却快堆的耐腐蚀包壳候选材料。

6.SiC陶瓷包壳

SiC材料的共价键极强，在高温下仍能保持较高的键合强度，化学稳定性和热稳定性好，高温变形小，热膨胀系数低，是第四代核反应堆高温气冷堆TRISO的首选材料，即可阻挡气态裂变产物和固态裂变产物的释放，也可为整个多涂层结构提供一定支撑。除此之外，热中子吸收截面低、高强度、低腐蚀速率的SiC/C_f复合包壳，也是目前代替锆合金包壳使用的一个新研究方向。

TTRISO核燃料结构

7.碳化锆

碳化锆(ZrC)是一种难熔金属化合物，具有极高的键能。与SiC相比，ZrC具有更高的熔点，更小的热中子吸收截面，且比SiC的高温力学性能和抗辐照性能更好。目前针对ZrC的研究也越来越多，一个重要的研究方向为将其作为新型包覆燃料颗粒的裂变产物阻挡层。

以ZrC陶瓷为基体和(或)包覆层的燃料元件形式和燃料颗粒示意图

二、吸收棒吸收体——碳化硼

为了裂变反应的速率在一个预定的水平上，需要控制棒和安全棒（总称为吸收棒）对反应速率进行调节，其中控制棒用来补偿燃料消耗和调节反应速率，安全棒则用来快速停止反应。碳化硼等硼系陶瓷材料熔点高，强度高，抗腐蚀性能好，其中硼的同位素¹⁰B的热中子吸收截面(3840b)很大，因此拥有良好的吸收热中子性能，且由于是低原子序数材料，其吸收中子后不会释放出放射性射线，因此碳化硼材料常作为反应堆控制棒的芯体材料，广泛应用于轻水堆、重水堆、高温冷气堆与快中子堆之中。

利用：嵩山硼业

3、核反应堆慢化剂——氧化铍

核裂变堆中的裂变反应是由中子轰击²³⁵U引起的。在轻水堆、重水堆和高温冷气堆中，慢中子相比快中子能更有效地引发核裂变反应，然而反应堆内裂变产生的中子都是快中子，因此热中子反应堆内必须有足够的慢化剂促使裂变中子慢化成热中子。

目前国际上通用的慢化剂包括水、石墨、铍、氧化铍等，其中氧化铍是一种陶瓷材料，它的热中子吸收截面小，慢化能力大，且具有良好的化学稳定性，在高温液态金属，及二氧化碳、He、氢气、氧气中都是稳定的，因此可在液态金属反应堆和高温液态气冷堆中作慢化剂、反射层及核材料基体。

4、结构材料

凭借良好的抗腐蚀性能、抗辐照性能、结构稳定性以及抗热震性能等，陶瓷材料作为结构材料在堆内构件中的应用越来越广泛。除了可在核电阀门的铁基材料中添加碳化钒(VC)陶瓷颗粒，增强熔覆层综合性能；在循环水泵表面涂刷耐磨陶瓷涂层,可以提升叶轮的耐磨性，陶瓷材料还在直面等离子冲击的第一壁结构材料中有着重要应用。

反应堆内部结构

第一壁结构材料是包容等离子体区和真空区的部件，又称面向等离子体部件。作为核聚变中直接面对等离子体的第一层“护甲”，要经受强烈的中子流（以及氦离子、氢离子等）和热流（中子碰撞反应堆壁，把自身携带的动能转化为热）的考验，并把热量导出用于发电。SiCf/SiC具有良好的抗腐蚀与抗肿胀性能，作为第一壁结构材料在高温下仍具有足够高的强度，可以运行于800℃的高温下，允许冷却剂达到高温，从而提高能源系统的热效率，另外SiC本身就为低中子活化材料，对中子辐射感生放射性低，作为第一壁还可便于维护和进行放射性处理。

小结

陶瓷材料凭借优异的性能，在核反应堆中的应用展示了巨大的潜力，特别是作为核燃料、结构材料、中子吸收材料方面，对于反应堆效率、安全性及耐久性有较好的提升。而随着先进反应堆技术的发展，千瓦级空间核反应堆（Kilopower）、地面气冷微型模块化反应堆（MMR）、小型模块化裂变反应堆（SMFR）、多用途微型核反应堆等空间反应堆概念逐渐被提出，陶瓷材料的应用也在不断扩展。

参考来源：

1、[1]程心雨,刘荣正,刘马林,等.碳化物陶瓷材料在核反应堆领域应用现状[J].科学通报,2021,66(24):3154-3170.

2、[1]陈丽娜.先进核能系统用碳化锆陶瓷涂层的制备与性能研究[D].中国科学技术大学,2023.DOI:10.27517/d.cnki.gzkju.2022.000342.

3、[1]王圈库.新型陶瓷材料在核工业中的应用[J].机电产品开发与创新,2012,25(04):19-21.

粉体圈 Corange