1965
2021-07-09
先进核能系统的研发需要耐高温、耐辐照、高安全性的新型核用结构材料。近期，中国科学院近代物理研究所核能工程材料室研究人员在核用复合陶瓷材料研发及辐照评价研究方面取得进展。
研究人员以高强度的氧化锆增韧氧化铝（ZTA）为基体，通过添加具有高弹性模量的碳化物颗粒或晶须，制备出相变+颗粒+晶须协同增韧的强韧化复合陶瓷。
依托于兰州重离子加速器（HIRFL）、低能量强流高电荷态重离子研究装置（LEAF）及320 kV综合实验平台等装置提供的离子束流，研究人员开展了强韧化ZTA复合陶瓷的抗辐照性能评价研究，发现具有特定组织结构和成分的复合陶瓷能够有效抑制大尺寸氦泡的形成和生长，并证实了复合陶瓷具有更优异的抗辐照非晶化能力。研究成果为高性能核用陶瓷材料的研发提供了重要的参考数据和科学依据。
相关研究成果发表在Ceramics International上。研究工作获得中科院战略性先导科技专项（A类）、国家自然科学基金等项目以及兰州重离子加速器国家实验室的支持。
图1.协同增韧的复合陶瓷断裂韧性与文献数据对比（柴建龙/图）
图2.氦离子辐照诱发的裂纹形成及生长过程（500 MeV He离子、室温辐照、辐照剂量4E17 ions/cm2）（朱亚滨/图）
上一篇： 城市环境所设计合成稀土掺杂双模式发光材料
版权与免责声明：
（1） 凡本网注明"来源：颗粒在线"的所有作品，版权均属于颗粒在线，未经本网授权不得转载、摘编或利用其它方式使用上述作品。已获本网授权的作品，应在授权范围内使用，并注明"来源：颗粒在线"。违反上述声明者，本网将追究相关法律责任。
（2）本网凡注明"来源：xxx（非颗粒在线）"的作品，均转载自其它媒体，转载目的在于传递更多信息，并不代表本网赞同其观点和对其真实性负责，且不承担此类作品侵权行为的直接责任及连带责任。其他媒体、网站或个人从本网下载使用，必须保留本网注明的"稿件来源"，并自负版权等法律责任。
（3）如涉及作品内容、版权等问题，请在作品发表之日起一周内与本网联系，否则视为放弃相关权利。
