將超高溫陶瓷(UHTCs)引入碳/碳(C/C)復合材料可制備出超高溫陶瓷改性C/C復合材料(C/C-UHTCs)[1]
這種復合材料中的UHTCs包括IV和V族過渡金屬的碳化物、氮化物和硼化物，具有硬度高、熔點高(3000℃以上)、結構穩定等優點[2]
ZrC有化學惰性好、蒸發率低、耐燒蝕性能高等特點[3]，SiC在高溫氧化過程中生成的低氧透過率自愈合SiO2玻璃可阻止氧氣擴散進基體[4]
將抗燒蝕性能優異的ZrC和抗氧化性能優異的SiC同時引入C/C復合材料基體，可制備出兼具抗燒蝕和抗氧化性能的C/C-ZrC-SiC陶瓷基復合材料[5]
C/C-ZrC-SiC陶瓷基復合材料具有優異的高溫力學性能[7]，且能承受高達3000℃的溫度和2000℃以上的周期性熱沖擊[6]，是一種性能優異的熱結構材料
近年來，關于碳化物陶瓷及碳基材料在新一代核能領域應用的研究越來越多
SiC中子吸收截面低、熔點高、高溫力學性能好，且能抵擋反應堆中裂變氣體產生的高溫高壓，在先進核能系統中有很好的應用前景[8, 9]
SiC是高溫氣冷堆及TRISO(三結構各向同性燃料顆粒)燃料的重要組分，在核裂變(裂變燃料包殼)、核聚變(聚變反應堆第一壁材料、分流器、覆蓋層)系統中得到了廣泛的應用[10, 11]
許多學者研究了SiC的輻照性能
Zhang等[12]根據拉曼光譜研究了C+與He+離子注入納米3C-SiC晶粒后的非晶化過程，發現SiC非晶化除了與輻照損傷積累有關，還與晶體/非晶體界面有關
Lin等[13]根據XRD譜和TEM觀察研究了3C-SiC的輻照腫脹過程，發現輻照誘導點缺陷和Si襯底的壓力是產生3C-SiC各向異性的主要原因
作為過渡金屬陶瓷，ZrC的中子吸收截面低、熔點高、硬度高(30~40 GPa)、化學穩定性好且對裂變產物有較好的保留性能，是一種性能優異的惰性基質燃料(IMF)
ZrC已選作HTGR-C(高溫氣冷反應器)、等離子組件(PFC)及非輕水堆替代包殼材料的候選材料[14]
在第四代核反應系統中，ZrC可用于第四代氣冷堆和高溫氣體反應堆等的燃料組件，以及聚變堆的結構組件
對ZrC的輻照實驗研究對于擴展ZrC陶瓷在核能領域的應用，也有重要的意義
Florez等[15]用強度為10 MeV的Au3+離子在800℃對ZrC陶瓷進行離子輻照，發現經30 dpa離子輻照后未發
聲明：
“C/C-ZrC-SiC復合材料的Si2+ 離子輻照行為” 該技術專利(論文)所有權利歸屬于技術(論文)所有人。僅供學習研究，如用于商業用途，請聯系該技術所有人。
我是此專利(論文)的發明人(作者)
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編輯：中冶有色網
來源：邵萌萌,陳招科,熊翔,曾毅,王鐸,王徐輝
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2025年07月23日 ~ 26日 
