在低碳环保的发展方针下，核能已成为当前应用最为广泛的新型能源之一。核能发电最大的优点，是其可以从微少容量的核燃料中产生极巨大的能量，核分裂所转换出来的能量是化学燃烧所产生之能量的数千万倍，而且具有综合成本低、清洁高效、无供电间隙等优点，受到国际社会的广泛关注，现已有多个国家将其投入应用，中国作为新兴的核大国，也一直关心和致力于核能的和平利用。

2011年日本福岛核事故，让许多人都对核能的安全性有所担忧，其主因是由于冷却剂的失效，锆合金与高温水反应产生氢气最终导致了爆炸。这次事故彻底暴露了传统金属材料的弊端，为了继续将核能安全发展下去，进一步提升核能系统的安全性和可靠性是当务之急。

碳化锆的优势

与前三代核反应堆相比，第四代核反应堆的工作温度高、辐照强度大，为了提高安全性，同时满足可持续性与经济性，减少核废料产生，降低对环境的影响，堆芯材料必须满足以下要求：①抗辐照性能好；②熔点高（1000℃-2300℃）；③热导率高；④抗腐蚀性能强；⑤中子吸收截面小（小于1b）。

核反应堆发展简史

为了更好地应对这严峻的挑战，先进非氧化物陶瓷材料凭借良好的高温性能，取代了传统金属材料成为了先进核能系统的结构材料的重要候选，主要包括SiC、ZrC、TiN、ZrN等。其中，碳化锆（ZrC）是二元过渡金属碳化物的典型代表，具有较高的熔点、硬度和模量，较好的抗摩擦磨损性能、抗烧蚀性能和耐腐蚀性能，良好的导电和导热性以及优异的热力学稳定性。这些优异的性能使得碳化锆可被用作切削工具、热防护及抗磨损涂层、场发射体及电极材料。此外，ZrC还具有较低的中子吸收截面和较好的耐辐照性能，特别的ZrC 具所有高熔点(3540℃)、耐裂变产物腐蚀、在高温下仍具有较高热导率以及低中子吸收截面等特性，因而可用作核反应堆中的惰性基质材料，如核燃料包覆材料等。

据公开文献报道，核燃料包覆材料的主要作用是在温度800℃-1200℃范围内受到辐射时，将核燃料维持于其中，保证核反应堆的安全性。在严重事故情况下，即便包壳破损，放射性物质也能被包含在燃料芯块中，可有效的降低事故发生后造成的核污染等影响。目前，对比于传统SiC材料，ZrC的具有熔点高、中子吸收界面小、抗辐照性能优良等综合核用性能以及辐照下具有较好的相稳定性，有望取代SiC成为新的基体材料。

核燃料元件

优质碳化锆粉体的重要性

由于ZrC本身具有较强的共价键，因此需要极高的烧结温度和较高的烧结压力才能够制备出致密的ZrC陶瓷块体。陶瓷材料的烧结过程受原料粒度的影响很大，原料粒度越细小，材料的烧结性能越好。因此，制备高质量的超细碳化锆粉体是很有必要的。

目前为止，制备ZrC粉体有很多方法，如高温自蔓延法、激光裂解法、电弧熔融合成法、化学气相沉积法等——其中，碳热还原制备碳化锆粉体最适合工业化生产。不过，传统碳热还原法需要较高的温度（高于2000℃）提供反应动力，导致产物晶粒长大严重，得到的粉体粒度较大，烧结活性差。

碳化锆粉体（来源：长玉特陶）

但有道是术业有专攻，对于主攻这类非氧化物粉体的企业来说这不一定是个难题，吉林长玉特陶新材料技术股份有限公司（简称长玉特陶）就是如此。依托哈工大的技术实力，近年来长玉特陶针对高纯超细粉体的制备，超细粉体的制备开展了更深层次的研究，对碳热还原这一传统工艺不断进行工艺优化结构优化，研发出独特的原材料预处理工艺和专用合成制备设备。与传统工艺相比，改良后的碳热还原工艺所生产的包括ZrC粉体在内的非氧化物特种陶瓷粉体（碳氮化钛、碳化铪、碳化钽、碳化钛等）具有粒度分布窄、流动性好、杂质含量少、烧结活性高的特点，非常适合用于高端结构制品领域。同时，针对核用ZrC粉体，长玉特陶开发出新型ZrC粉体品类，精细调控粉体中的碳含量，并有效降低了其他高中子吸收截面杂质元素含量，与传统工艺相比，使ZrC粉体的本征抗辐照性能的优异性能得以体现。

总而言之，在长玉特陶这类“专精型”企业的努力下，这些关键的陶瓷粉体材料也在努力跟上产业步伐蓬勃发展，这对于我国发展相关高新产业来说具备极其重要的现实意义。如果您对此感兴趣的话，也可以通过粉体圈客服与相关企业取得联系噢。

粉体圈 小榆