Delta-A4Hf3O12(A=Er,Lu and Sc)复合氧化物陶瓷材料的制备及其辐射损伤性能研究

随着核能的发展，每年都会有大量的高放射性核废物卸下，核废物的安全处置直接关系到人类安全和核能事业的发展，寻找理想的高放废物固化体是当务之急。最新研究表明，一些具有delta相的复合氧化物陶瓷在离子束辐射下具有非常强的耐辐射性能。本项目拟在合成delta-A4Hf3O12(A=Er,Lu and Sc)的基础上，对其进行Ne+,Ar+,Kr++三种不同质量离子及中子辐射损伤实验研究。通过系统研究Er4Hf3O12,Lu4Hf3O12和Sc4Hf3O12几种delta相复合氧化物陶瓷在不同质量离子及中子辐射下从有序delta相到无序萤石相的结构相变，揭示delt-A4Hf3O12的抗非晶化能力与其结构相变之间的关系，深入理解与萤石结构相关的delta相复合氧化物陶瓷在离子束辐照下的"有序-无序"结构相变与T-C相图中相变温度之间的关系，为深入研究高放废物处置材料提供重要的实验基础和理论依据。

用高纯HfO2和A2O3(A=Er, Lu and Sc)为前驱体，利用固相反应法合成delta-A4Hf3O12复合氧化物陶瓷，探索出制备高致密delta-Lu4Hf3O12及delta-Sc4Hf3O12陶瓷的最佳实验条件。当烧结温度低于1100oC时，Er4Hf3O12具有delta相结构；当烧结温度高于1200oC时，所得到的Er4Hf3O12只具有萤石相结构，不具有delta相结构。在高温下，铪酸盐A4Hf3O12 (A=Er, Lu and Sc)的结构是“有序”的 delta相或“无序”的萤石相是与稀土离子(Er3+, Lu3+ and Sc3+)的半径有关（rEr>rLu>rSc）。在液氮和室温下对所制备的delta-A4Hf3O12(A=Er, Lu and Sc)进行了Ne, Kr及Xe离子束辐照实验。研究发现，具有萤石相结构的Er4Hf3O12在1x1017/cm2高剂量Ne离子束辐照下，未发生结构转变；在低辐照剂量下，delta-Lu4Hf3O12及delta-Sc4Hf3O12的结构出现了从“有序” 相到“无序”相的转变。不同质量离子束对delta-A4Hf3O12(A=Lu and Sc)的辐照结果发现，质量较轻的离子束辐照相变剂量小于质量重的离子束的辐照相变剂量，即轻离子产生的级联缺陷比重离子产生的级联缺陷更容易保留下来。对比同一种离子束辐照Sc4Hf3O12 和 Lu4Hf3O12的相变剂量，发现Sc4Hf3O12 和 Lu4Hf3O12的相变剂量与其温度-成分（T-C）相图有关，在T-C 相图中，delta-Lu4Hf3O12的相变温度低于delta-Sc4Hf3O12 的相变温度，辐照结果表明，delta-Lu4Hf3O12的相变剂量低于delta-Sc4Hf3O12的相变剂量。本项目研究结果进一步表明：T-C相图是判断复合氧化物陶瓷在离子束辐照下结构变化和耐辐照性能的一个重要依据。在本项目研究的同时，制备出了多种烧绿石相A2Ti2O7(A=Lu, Er, Gd,Y)，并对其进行了离子束辐照实验。结果表明，在低剂量Ne离子束辐照下，A2Ti2O7的辐照层出现了体积肿胀效应。理论计算表明：离子束辐照引起Lu2Ti2O7体积肿胀效应主要是由于LuTi和TiLu阳离子反位缺陷引起的。