C/C-ZrC-SiC復合材料的Si2+ 離子輻照行為

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(guò)渡金屬的碳化物、氮化物和硼化物，具有硬度高、熔點(diǎn)高(3000℃以上)、結構穩定等優(yōu)點(diǎn)[2] ZrC有化學(xué)惰性好、蒸發(fā)率低、耐燒蝕性能高等特點(diǎn)[3]，SiC在高溫氧化過(guò)程中生成的低氧透過(guò)率自愈合SiO2玻璃可阻止氧氣擴散進(jìn)基體[4] 將抗燒蝕性能優(yōu)異的ZrC和抗氧化性能優(yōu)異的SiC同時(shí)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(yōu)異的高溫力學(xué)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(yōu)異的熱結構材料 近年來(lái)，關(guān)于碳化物陶瓷及碳基材料在新一代核能領(lǐng)域應用的研究越來(lái)越多 SiC中子吸收截面低、熔點(diǎn)高、高溫力學(xué)性能好，且能抵擋反應堆中裂變氣體產(chǎn)生的高溫高壓，在先進(jìn)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(xué)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(guò)程，發(fā)現SiC非晶化除了與輻照損傷積累有關(guān)，還與晶體/非晶體界面有關(guān) Lin等[13]根據XRD譜和TEM觀(guān)察研究了3C-SiC的輻照腫脹過(guò)程，發(fā)現輻照誘導點(diǎn)缺陷和Si襯底的壓力是產(chǎn)生3C-SiC各向異性的主要原因 作為過(guò)渡金屬陶瓷，ZrC的中子吸收截面低、熔點(diǎn)高、硬度高(30~40 GPa)、化學(xué)穩定性好且對裂變產(chǎn)物有較好的保留性能，是一種性能優(yōu)異的惰性基質(zhì)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(shí)驗研究對于擴展ZrC陶瓷在核能領(lǐng)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(jìn)行離子輻照，發(fā)現經(jīng)30 dpa離子輻照后未發(fā)