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 近日，中科院近代物理研究所核能工程材料室科研人員在核用復合陶瓷材料研發及輻照評價研究方面取得新進展。相關研究成果發表于《國際陶瓷》。

在應用于核工業的各類新興材料中，陶瓷及復合材料不斷地受到重視，現在已廣泛的應用于核反應堆燃料、組件以及核廢料處理等各個方面。陶瓷材料在核工業中的大量應用離不開它本身具有的性能優點。陶瓷原來就具有強度高、剛性高、耐腐蝕、耐高溫、化學穩定性好的特點，而隨著陶瓷材料的進一步發展(比如陶瓷基復合材料的發展)，材料性能中的一些薄弱環節像韌性差、難加工等方面也得到了改善。尤其是一些特定的陶瓷還有抗輻射、低活性、能吸收中子的特點，這些性能都有助于其在高溫高輻射的核環境下應用。其中應用最多的裂變反應堆核燃料的二氧化鈾陶瓷芯塊、MOX燃料芯塊和包覆性燃料顆粒、裂變反應堆吸收棒吸收體的碳化硼芯塊，慢中子堆慢化劑的氧化鈹，以及ZrO2氧傳感器等。

氧化鋯（ZrO2）陶瓷具有優異的斷裂韌性、高硬度、耐腐蝕性、耐磨性和耐高溫性能，在航空航天、汽車、醫療、刀具等領域得到廣泛的應用，此外通過添加一定含量的穩定劑（如Y2O3），其具有半導體性和敏感特性，可用作半導體材料、固體燃料電池及氧探測器材料。

中科院近代物理所科研人員以高強度的氧化鋯增韌氧化鋁為基體，通過添加具有高彈性模量的碳化物顆?；蚓ы殻晒χ苽淞讼嘧?顆粒+晶須協同增韌的核用強韌化復合陶瓷。

依托蘭州重離子加速器、低能量強流高電荷態重離子研究裝置及320kV綜合實驗平臺等裝置提供的離子束流，研究人員開展了強韌化ZTA復合陶瓷的抗輻照性能評價研究，首次發現具有特定組織結構和成分的復合陶瓷可以有效抑制大尺寸氦泡的形成和生長，并證實了復合陶瓷具有更優異的抗輻照非晶化能力。這些成果為高性能核用陶瓷材料的研發提供了重要的參考數據和科學依據。