自從1942年第一座核反應堆在美國建立,核工業已經發展了將近70年，期間，核工業的應用重心逐漸從核武器轉移到核電上。核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐，利用核裂變或核聚變反應所釋放的能量產生電能來發電，是一種“零排放”的清潔能源體系，目前己在全世界得到了相當規模的發展。不過，過去幾起重大核事故，如切爾諾貝利及福島核泄露事故，引起了人們對核反應堆安全性的重視。因此核工業界不斷探索新材料的使用，以提升核反應堆的安全性能和效率。其中不少先進陶瓷材料因其獨特的性質，在核反應堆中得到了大量應用。

核用材料面臨的嚴苛環境

目前，隨著核反應堆發展至第四代，已經可以實現更高的能效和更低的運行成本，不過先進核能系統中的運行溫度和壓力也更高（高達1000℃和25MPa），材料面臨熱損傷的風險，同時還需要利用核燃料發生裂變產生更高的中子劑量，這種高能中子與結構材料中晶格原子的相互作用，容易導致結構材料中輻照缺陷的產生（空位、間隙原子、位錯環、層錯、空洞、氣泡等）及微觀結構的變化，從而引起材料的膨脹、脆化和硬化以及非晶化現象，即所謂“輻照效應”。這些輻照缺陷和微觀結構在應力場下與位錯相互作用下形成力學性能變化和輻照蠕變，在電場和晶格振動場下與電子、聲子相互作用形成物理性能的變化，嚴重危害構件的服役性能。因此在這種環境下，核用材料（包括堆芯、結構材料等）的力學性能、耐熱性、化學穩定性、中子吸收性能以及抗輻照性能都是重要的選取原則。

核用材料選取原則及性能要求

核用陶瓷材料

為保證安全運行，許多高性能的先進陶瓷材料被應用到核反應堆中，如核燃料、中子吸收材料（吸收棒）、結構材料等都可見其身影。

一、核燃料

核燃料是核能系統中最重要的部件之一。核燃料通過核反應產生能量，是核能系統的熱源，也是溫度最高、所受輻照劑量最大的部件。在反應堆內，核燃料一般是指U、Pu、Th和它們的同位素構成的芯塊及用于支撐和包裹芯塊的外殼材料。其中，只有U是自然界里存在的元素，其它的靠轉換而來。

核燃料

傳統的金屬型燃料包括鈾和鈾合金兩種，雖然他們單位體積內易裂變核素多，但可使用的溫度低，一般在350-450℃，同時高化學活性也增加了安全風險，只適用于低功率，低燃耗以及低溫反應堆。因此，這些易裂變核素與非金屬元素燒結形成的陶瓷型燃料或將高濃縮燃料的顆粒彌散在陶瓷基體中的方式逐漸在高溫反應堆中得到應用。

1.二氧化鈾陶瓷燃料（UO₂）

氧化鈾是經二氧化鈾粉末燒結而成的燃料，具有非常高的熔點（2800℃以上），在高溫條件下穩定性也很好，目前對二氧化鈾燃料各方面性能的研究已經比較成熟，主要應用在輕水反應堆（以水和汽水混合物作為冷卻劑和慢化劑的反應堆）中。不過由于熱導率和材料密度低，限制了反應堆參數的進一步提升。

2.鈾钚混合陶瓷燃料

鈾钚混合氧化物，也叫MOX核燃料，是二氧化鈾和二氧化钚的單相固溶體，其熱物理性能和力學性能隨二氧化钚的含量和氧/金屬比而有所差別。這種混合氧化燃料的優點是：熔點高，與包殼和冷卻劑的相容性好，輻照穩定性好，能較好地保持裂變產物。不過也同樣存在金屬原子密度低，熱導率低，深燃耗時腫脹嚴重等缺陷。

3.碳化物陶瓷燃料

碳化物陶瓷燃料主要以碳化鈾（UC）燃料為主，UC陶瓷燃料是先進反應堆、空間動力堆和核動力火箭的重要候選燃料。與UO₂相比，UC燃料具有更高的熱導率，且所含的輕核較氧化物燃料少，鈾密度更大，可以有效增加可裂變核素的裝載量，降低換料頻率，在高溫非水介質的快中子反應堆中應用可以得到更高的增值比。但化學性質不穩定，對于裂變氣體的包容能力也不及二氧化鈾燃料。

4.氮化物陶瓷燃料

氮化鈾核燃料與碳化物核燃料的物理性質較為接近，主要有氮化鈾（UN）、氮化釷等。氮化鈾在空氣中被氧化形成的氧化層會在材料表面形成一層保護膜，保護其內部的燃料不被進一步的氧化，具有熔點高、熱導率高的優點，在溫度低于1250℃的情況下，燃料與包殼的相容性好，并且相較其他陶瓷燃料，較不易輻照引起的腫脹，但是氮的中子俘獲截面大，燃料的循環價格高。

除了燃料芯塊，燃料包殼也是核燃料元件的重要組成部分，其材料在保證核電站的安全運行方面發揮著至關重要的作用。過去，鋯合金一直被用于核燃料棒包殼材料，但核燃料包殼的鋯合金會在高溫下與水反應，在持續的高燃耗條件下，反應加快產生大量氣體從而引起氫爆。。因此目前，新的研究方向是采用MAX相陶瓷、碳化硅、碳化鋯等作為核燃料包殼材料。

5.MAX相陶瓷

MAX相材料是一種兼具金屬和陶瓷特性的新型三元陶瓷材料，其中M為過渡族金屬元素，A為主族元素，X為碳或氮，典型代表為Ti₃AlC₂和Ti₃SiC_2,，具有高熱導率和優異的抗氧化性能。同時作為一種層狀材料，MAX相陶瓷材料還具有低摩擦系數和良好的自潤滑性，而且具有高溫自愈合能力。在高溫環境中，MAX三元層狀陶瓷表面存在的裂紋和刻痕會被材料的氧化物填充，可降低材料裂紋對其性能的危害。此外，MAX相材料與熔融鉛和熔融鈉等冷卻劑具有很好的化學相容性，可用作液態金屬冷卻快堆的耐腐蝕包殼候選材料。

6.SiC陶瓷包殼

SiC材料的共價鍵極強，在高溫下仍能保持較高的鍵合強度，化學穩定性和熱穩定性好，高溫變形小，熱膨脹系數低，是第四代核反應堆高溫氣冷堆TRISO的首選材料，即可阻擋氣態裂變產物和固態裂變產物的釋放，也可為整個多涂層結構提供一定支撐。除此之外，熱中子吸收截面低、高強度、低腐蝕速率的SiC/C_f復合包殼，也是目前代替鋯合金包殼使用的一個新研究方向。

TTRISO核燃料結構

7.碳化鋯

碳化鋯(ZrC)是一種難熔金屬化合物，具有極高的鍵能。與SiC相比，ZrC具有更高的熔點，更小的熱中子吸收截面，且比SiC的高溫力學性能和抗輻照性能更好。目前針對ZrC的研究也越來越多，一個重要的研究方向為將其作為新型包覆燃料顆粒的裂變產物阻擋層。

以ZrC陶瓷為基體和(或)包覆層的燃料元件形式和燃料顆粒示意圖

二、吸收棒吸收體——碳化硼

為了裂變反應的速率在一個預定的水平上，需要控制棒和安全棒（總稱為吸收棒）對反應速率進行調節，其中控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率，安全棒則用來快速停止反應。碳化硼等硼系陶瓷材料熔點高，強度高，抗腐蝕性能好，其中硼的同位素¹⁰B的熱中子吸收截面(3840b)很大，因此擁有良好的吸收熱中子性能，且由于是低原子序數材料，其吸收中子后不會釋放出放射性射線，因此碳化硼材料常作為反應堆控制棒的芯體材料，廣泛應用于輕水堆、重水堆、高溫冷氣堆與快中子堆之中。

利用：嵩山硼業

3、核反應堆慢化劑——氧化鈹

核裂變堆中的裂變反應是由中子轟擊²³⁵U引起的。在輕水堆、重水堆和高溫冷氣堆中，慢中子相比快中子能更有效地引發核裂變反應，然而反應堆內裂變產生的中子都是快中子，因此熱中子反應堆內必須有足夠的慢化劑促使裂變中子慢化成熱中子。

目前國際上通用的慢化劑包括水、石墨、鈹、氧化鈹等，其中氧化鈹是一種陶瓷材料，它的熱中子吸收截面小，慢化能力大，且具有良好的化學穩定性，在高溫液態金屬，及二氧化碳、He、氫氣、氧氣中都是穩定的，因此可在液態金屬反應堆和高溫液態氣冷堆中作慢化劑、反射層及核材料基體。

4、結構材料

憑借良好的抗腐蝕性能、抗輻照性能、結構穩定性以及抗熱震性能等，陶瓷材料作為結構材料在堆內構件中的應用越來越廣泛。除了可在核電閥門的鐵基材料中添加碳化釩(VC)陶瓷顆粒，增強熔覆層綜合性能；在循環水泵表面涂刷耐磨陶瓷涂層,可以提升葉輪的耐磨性，陶瓷材料還在直面等離子沖擊的第一壁結構材料中有著重要應用。

反應堆內部結構

第一壁結構材料是包容等離子體區和真空區的部件，又稱面向等離子體部件。作為核聚變中直接面對等離子體的第一層“護甲”，要經受強烈的中子流（以及氦離子、氫離子等）和熱流（中子碰撞反應堆壁，把自身攜帶的動能轉化為熱）的考驗，并把熱量導出用于發電。SiCf/SiC具有良好的抗腐蝕與抗腫脹性能，作為第一壁結構材料在高溫下仍具有足夠高的強度，可以運行于800℃的高溫下，允許冷卻劑達到高溫，從而提高能源系統的熱效率，另外SiC本身就為低中子活化材料，對中子輻射感生放射性低，作為第一壁還可便于維護和進行放射性處理。

小結

陶瓷材料憑借優異的性能，在核反應堆中的應用展示了巨大的潛力，特別是作為核燃料、結構材料、中子吸收材料方面，對于反應堆效率、安全性及耐久性有較好的提升。而隨著先進反應堆技術的發展，千瓦級空間核反應堆（Kilopower）、地面氣冷微型模塊化反應堆（MMR）、小型模塊化裂變反應堆（SMFR）、多用途微型核反應堆等空間反應堆概念逐漸被提出，陶瓷材料的應用也在不斷擴展。

參考來源：

1、[1]程心雨,劉榮正,劉馬林,等.碳化物陶瓷材料在核反應堆領域應用現狀[J].科學通報,2021,66(24):3154-3170.

2、[1]陳麗娜.先進核能系統用碳化鋯陶瓷涂層的制備與性能研究[D].中國科學技術大學,2023.DOI:10.27517/d.cnki.gzkju.2022.000342.

3、[1]王圈庫.新型陶瓷材料在核工業中的應用[J].機電產品開發與創新,2012,25(04):19-21.

粉體圈 Corange