高辐照容忍性锆基陶瓷的辐照损伤、热物理性能演变与计算模拟

Zr-based ceramics are important candidate materials of structural materials and IMF materials for future nuclear energy applications. Due to experimental limitations, evaluations of material properties under radiation conditions are very difficulty with a definite lack of relationship between 'components-synthesis-employment'. Focusing on typical Zr-based ceramics (ZrC, ZrN, ZrO2), this project will unveil the relationship between structures and properties under extreme conditions with computer simulations. Especially, the influence of stoichiometry, defect types, grain boundaries on properties will be investigated. Combing radiation experiments, changes of microstructues and mechanical properties of Zr-based ceramics before and after radiation will be studied. Anti-radiation Mechanism of different Zr-based ceramics will be proposed and theoretical models of analyzing and predicting radiation and thermo-physical properties of Zr-based ceramics for advanced nuclear systems will be established to provide basic theoretical and experimental data for materials design and selections of key anti-high temperature, anti-radiation structural ceramics.

锆基陶瓷是未来核能应用中所需要的结构材料和惰性基体燃料的重要候选材料。但目前受实验条件所限，辐照条件下的材料性能评价非常困难，缺乏"组分-制备-服役"的明确对应关系。本项目以典型锆基陶瓷ZrC，ZrN，ZrO2为主要研究对象，通过计算机模拟预言极端条件下的材料结构与性能，揭示不同服役条件下锆基陶瓷的性能与化学计量比、缺陷类型、晶界特征之间的内在关系。结合辐照实验，研究材料辐照后的微观结构和力学性能，分析锆基陶瓷抗辐照容忍性的差异及其内在机制。建立分析和预测先进核能系统用锆基陶瓷的辐照和热物理性能的理论模型，为耐高温、辐照的关键结构陶瓷的设计、筛选提供基础的理论和实验数据。

锆化物陶瓷因耐高温、耐腐蚀、热导率高、中子吸收截面小等特性，是未来核能应用中所需要的结构材料和惰性基体燃料的重要候选材料。但目前受实验条件所限，中子辐照条件下的材料性能评价非常困难，缺乏“组分-制备-服役”的明确对应关系。本项目以典型锆基陶瓷ZrC，ZrN，ZrO2，ZrB2为主要研究对象，预言极端条件下的材料结构与性能关系，揭示不同服役条件下材料的性能与化学计量比、缺陷类型、晶界特征之间的内在关系，结合高能粒子和中子辐照实验，研究材料辐照后的微观结构和力学性能，分析锆基陶瓷抗中子辐照容忍性的差异及其内在机制。为耐高温、辐照的关键结构陶瓷的设计、筛选提供基础的实验和理论数据。通过本项目，获得如下重要结果：（1）碳化物和氮化物陶瓷辐照特性研究：ZrC陶瓷相比于SiC更适用于阻止裂变产物逸出的包壳材料，ZrN具备优越的特性如高热传导率、高熔点和具有NaCl结构，是氮化物核燃料的稀释剂候选材料，可应用于加速器驱动次临界洁净核能系统（ADS）。本项目结合理论和实验方法，研究了ZrC和ZrN非化学计量比特性与性能的内在关系，特别是碳和氮缺位的原子尺度模型，解释了相关实验结果。（2）理论上对ZrC中缺陷类型进行了预言，特别是氧在不同占位情况下的固溶能力和对结构和性能的影响规律。在此基础上进行材料设计，系统研究了ZrO2和Zr对ZrC-ZrO2-Zr体系固溶体和致密化过程的影响。设计了一类性能优越的核材料体系，并获得最优的组分设计：在ZrC基体中添加5mol％的ZrO2和5mol％的Zr。（3）通过理论计算，澄清了WC-ZrB2的强化机理，设计了一类高力学性能的陶瓷材料，其综合性能满足核能等极端条件下的应用。通过本项目的开展，澄清了不同锆化合物陶瓷的微结构和抗辐照机理，也为过渡金属碳化物、氮化物粉体的合成以及相关陶瓷的材料设计和性能优化提供借鉴和理论指导，形成具有自主知识产权的锆化合物陶瓷的材料设计、制备技术和烧结技术。从材料角度为我国建立具有创新能力和自主知识产权的核能产业体系提供科学依据和技术积累。