在低碳環保的發展方針下，核能已成為當前應用最為廣泛的新型能源之一。核能發電最大的優點，是其可以從微少容量的核燃料中產生極巨大的能量，核分裂所轉換出來的能量是化學燃燒所產生之能量的數千萬倍，而且具有綜合成本低、清潔高效、無供電間隙等優點，受到國際社會的廣泛關注，現已有多個國家將其投入應用，中國作為新興的核大國，也一直關心和致力于核能的和平利用。

2011年日本福島核事故，讓許多人都對核能的安全性有所擔憂，其主因是由于冷卻劑的失效，鋯合金與高溫水反應產生氫氣最終導致了爆炸。這次事故徹底暴露了傳統金屬材料的弊端，為了繼續將核能安全發展下去，進一步提升核能系統的安全性和可靠性是當務之急。

碳化鋯的優勢

與前三代核反應堆相比，第四代核反應堆的工作溫度高、輻照強度大，為了提高安全性，同時滿足可持續性與經濟性，減少核廢料產生，降低對環境的影響，堆芯材料必須滿足以下要求：①抗輻照性能好；②熔點高（1000℃-2300℃）；③熱導率高；④抗腐蝕性能強；⑤中子吸收截面?。ㄐ∮?/span>1b）。

核反應堆發展簡史

為了更好地應對這嚴峻的挑戰，先進非氧化物陶瓷材料憑借良好的高溫性能，取代了傳統金屬材料成為了先進核能系統的結構材料的重要候選，主要包括SiC、ZrC、TiN、ZrN等。其中，碳化鋯（ZrC）是二元過渡金屬碳化物的典型代表，具有較高的熔點、硬度和模量，較好的抗摩擦磨損性能、抗燒蝕性能和耐腐蝕性能，良好的導電和導熱性以及優異的熱力學穩定性。這些優異的性能使得碳化鋯可被用作切削工具、熱防護及抗磨損涂層、場發射體及電極材料。此外，ZrC還具有較低的中子吸收截面和較好的耐輻照性能，特別的ZrC 具所有高熔點(3540℃)、耐裂變產物腐蝕、在高溫下仍具有較高熱導率以及低中子吸收截面等特性，因而可用作核反應堆中的惰性基質材料，如核燃料包覆材料等。

據公開文獻報道，核燃料包覆材料的主要作用是在溫度800℃-1200℃范圍內受到輻射時，將核燃料維持于其中，保證核反應堆的安全性。在嚴重事故情況下，即便包殼破損，放射性物質也能被包含在燃料芯塊中，可有效的降低事故發生后造成的核污染等影響。目前，對比于傳統SiC材料，ZrC的具有熔點高、中子吸收界面小、抗輻照性能優良等綜合核用性能以及輻照下具有較好的相穩定性，有望取代SiC成為新的基體材料。

核燃料元件

優質碳化鋯粉體的重要性

由于ZrC本身具有較強的共價鍵，因此需要極高的燒結溫度和較高的燒結壓力才能夠制備出致密的ZrC陶瓷塊體。陶瓷材料的燒結過程受原料粒度的影響很大，原料粒度越細小，材料的燒結性能越好。因此，制備高質量的超細碳化鋯粉體是很有必要的。

目前為止，制備ZrC粉體有很多方法，如高溫自蔓延法、激光裂解法、電弧熔融合成法、化學氣相沉積法等——其中，碳熱還原制備碳化鋯粉體最適合工業化生產。不過，傳統碳熱還原法需要較高的溫度（高于2000℃）提供反應動力，導致產物晶粒長大嚴重，得到的粉體粒度較大，燒結活性差。

碳化鋯粉體（來源：長玉特陶）

但有道是術業有專攻，對于主攻這類非氧化物粉體的企業來說這不一定是個難題，吉林長玉特陶新材料技術股份有限公司（簡稱長玉特陶）就是如此。依托哈工大的技術實力，近年來長玉特陶針對高純超細粉體的制備，超細粉體的制備開展了更深層次的研究，對碳熱還原這一傳統工藝不斷進行工藝優化結構優化，研發出獨特的原材料預處理工藝和專用合成制備設備。與傳統工藝相比，改良后的碳熱還原工藝所生產的包括ZrC粉體在內的非氧化物特種陶瓷粉體（碳氮化鈦、碳化鉿、碳化鉭、碳化鈦等）具有粒度分布窄、流動性好、雜質含量少、燒結活性高的特點，非常適合用于高端結構制品領域。同時，針對核用ZrC粉體，長玉特陶開發出新型ZrC粉體品類，精細調控粉體中的碳含量，并有效降低了其他高中子吸收截面雜質元素含量，與傳統工藝相比，使ZrC粉體的本征抗輻照性能的優異性能得以體現。

總而言之，在長玉特陶這類“專精型”企業的努力下，這些關鍵的陶瓷粉體材料也在努力跟上產業步伐蓬勃發展，這對于我國發展相關高新產業來說具備極其重要的現實意義。如果您對此感興趣的話，也可以通過粉體圈客服與相關企業取得聯系噢。

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