[发明专利]一种缺碳型ZrC1-x 在审
| 申请号： | 202010192735.4 | 申请日： | 2020-03-18 |
| 公开（公告）号： | CN111348915A | 公开（公告）日： | 2020-06-30 |
| 发明（设计）人： | 张国军;韦小凤;刘吉轩;李飞 | 申请（专利权）人： | 东华大学 |
| 主分类号： | C04B35/56 | 分类号： | C04B35/56;C04B35/622;C04B35/64 |
| 代理公司： | 上海泰能知识产权代理事务所 31233 | 代理人： | 宋旭 |
| 地址： | 201620 上海市*** | 国省代码： | 上海;31 |
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| 摘要： | |||
| 搜索关键词： | 一种 缺碳型 zrc base sub | ||
本发明涉及一种缺碳型ZrC1‑x/C复相陶瓷材料及其制备方法，所述材料为ZrC1‑x/C复相陶瓷材料，其中0.61≤x≤0.99。本发明的缺碳型ZrC1‑x/C复相陶瓷内部存在大量碳空位、纳米孔隙、碳层间弱结合面、ZrC1‑x/C相界面，有利于使ZrC陶瓷的力学可靠性和抗辐照性能得到协同提升，在核用结构材料领域有着广阔的应用前景。
技术领域
本发明属于缺碳型复相陶瓷材料及其制备领域，特别涉及一种缺碳型ZrC1-x/C复相陶瓷材料及其制备方法。
背景技术
随着核工业的不发展，新型核反应堆在追求更安全、更经济的目标下，要求所用材料具有优异的耐温性能、更高的力学可靠性及良好的抗辐照性能。碳化锆(ZrC)不仅具有高熔点(3500℃)、高硬度(～20GPa)、无固态相变、低饱和蒸汽压、耐高温、抗烧蚀等特点，还具有较低的中子吸收截面、耐核裂变产物腐蚀、抗辐照等优异的核用性能，有望作为新型核能系统用先进结构材料，如，核燃料包覆层、惰性基体等。
ZrC具有较宽的非化学计量成分范围，其C/Zr的摩尔比可在0.61-1之间变化，即ZrC0.61-ZrC1.0。在该成分范围内，尽管缺碳型ZrC1-x中存在大量碳空位，但其仍可以保持着与化学计量比ZrC1.0一样的面心立方晶体结构。研究发现，缺碳型ZrC1-x受He离子辐照时，其自身晶格中的碳空位对辐照产生的离位原子具有捕获作用，可以提高材料的辐照损伤容忍度，从而使材料表现出比化学计量比ZrC1.0更高的抗辐照性能。[Bao,Weichao,etal.Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B:BeamInteractions with Materials and Atoms 434(2018)23-28.]。通过将一定比例的ZrC与金属锆共混后烧结，可以得到特定非化学计量比的缺碳型ZrC1-x陶瓷。但是单相的缺碳型ZrC1-x陶瓷的韧性较低，如ZrC0.85陶瓷的断裂韧性仅为1.9MPa m1/2，这使得材料的力学可靠性较差，极大的限制了其在核能领域的工程应用[Wang,Xin-Gang,et al.Journal of theEuropean Ceramic Society 31.6(2011):1103-1111.]。所以，如何提高缺碳型ZrC1-x陶瓷的力学可靠性，是该材料在核能得到实际应用之前亟待解决的问题。
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