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第四代核能系统用碳化锆陶瓷的缺陷和微结构调控及辐照性能研究
  • 项目名称:第四代核能系统用碳化锆陶瓷的缺陷和微结构调控及辐照性能研究
  • 项目类别:青年科学基金项目
  • 批准号:11205229
  • 申请代码:A050504
  • 项目来源:国家自然科学基金
  • 研究期限:2013-01-01-2015-12-31
  • 项目负责人:王新刚
  • 依托单位:中国科学院上海硅酸盐研究所
  • 批准年度:2012
中文摘要:

碳化锆(ZrC)具有高熔点、良好的高温热稳定性、耐核裂变产物腐蚀、高热导率及较低的中子吸收截面等优良的物理、化学性能,是第四代核能系统用惰性基体燃料的重要候选材料。但目前ZrC的烧结温度高、材料显微结构粗化严重,限制了辐照性能的提升及在核能系统中的应用。本研究拟以含锆和碳的有机前驱体为原料,采用湿法合成制备高纯、超细ZrC粉体,结合高压放电等离子体烧结技术实现ZrC在温和温度下的致密化及细晶化。通过添加剂(Zr、VC等)的引入在碳化锆晶格中增加碳缺陷、固溶缺陷,以此促进烧结过程中的扩散传质,并通过添加剂的固溶-析出机制来调控材料的微结构。重点研究材料的缺陷及微结构等对辐照缺陷的捕获及复合机制,并考察材料辐照前后的高温力学、热学、蠕变等性能,阐明材料特性与辐照性能及高温性能的关系。本研究将形成具有自主知识产权的ZrC惰性基体材料,为其在核能上的应用提供重要的知识积累、数据支撑和技术支持。

结论摘要:

英文主题词zirconium carbide;defect;microstructure;irradiation property;generation-IV nuclear reactor systems


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