宁波材料所就核用碳化硅研究及核能材料基因

　　摘要：近期，中国科学院宁波材料技术与工程研究所核能材料工程实验室(筹)科研人员应邀在材料领域期刊Scripta Materialia上发表观点评述，分析了碳化硅纤维增强碳化硅复合材料核用存在的关键问题，以及核能材料研发进程材料基因组技术所能发挥的作用。

　　核能的发展与安全性提升，离不开新型核材料的出现和对传统核材料的改进。自2011年福岛核事故以来，人们对反应堆包壳材料提出了事故容错性的迫切需求，即在核安全事故发生后的一段时间内，包壳材料能够保持其结构与功能的完整性，进而为后续的救助与修复工作争取时间。近期，中国科学院宁波材料技术与工程研究所核能材料工程实验室(筹)科研人员应邀在材料领域期刊Scripta Materialia上发表观点评述，分析了碳化硅纤维增强碳化硅复合材料核用存在的关键问题，和核能材料研发进程材料基因组技术所能发挥的作用。

　　新型的事故容错核燃料(Accident Tolerance Fuel，ATF)包壳材料要求其在原有力学性能、抗辐照性能和抗腐蚀性能的基础上，进一步提升在高温水蒸气环境下的抗氧化性能以及对裂变气体的容纳性能。碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷基复合材料(SiCf/SiC)具有高强度、耐高温、耐腐蚀、耐辐照等特性，被认为是应用于事故容错核燃料包壳、面向高温辐照环境的结构组件和散裂靶结构单元、核聚变堆流道插件等部件的最佳候选核用材料之一。目前核用SiCf/SiC复合材料在中子辐照环境下最大的困难在于纤维与基体之间的中间层问题。由于纤维和基体之间结晶程度的不同和中间层界面耐辐照能力的限制，低剂量中子辐照会造成复合材料内部产生大量的微裂纹，直接致使辐照后力学性能和导热能力的下降。观点评述对热解碳(Pyrolytic Carbon，PyC)、6方氮化硼(Hexagonal-BN)等传统界面层材料进行了详细分析，如其耐辐照性能较差或为中子毒物，且容易被氧化，进而致使复合材料在辐照和氧化环境下的服役稳定性不足。评述首次提出利用三元层状陶瓷MAX相材料作为中间层的选型。MAX相材料兼具金属和陶瓷的特性，耐辐照性能、抗氧化性能和断裂能吸收能力优异，可作为一种全新的纤维增韧陶瓷基复合材料界面层。然而，由于该类材料制备难度高，目前国内外还没有在纤维表面制备MAX相界面层的相关报导。以往，宁波材料所核能材料工程实验室(筹)介绍了近期开发的一种以高温离子液体为介质、基于原位反应的纤维表面MAX相涂层制备工艺，首次在碳纤维表面和碳化硅纤维表面制备出了均匀的、厚度可控的MAX相涂层。涂层内部有一层较薄的多晶TiC过渡层，外部为MAX相Ti2AlC层。通过改变反应条件，可以有效控制涂层厚度和表面形貌。研究表明，在高温空气氧化和水蒸气氧化的条件下，该涂层均可以为碳纤维与碳化硅纤维提供有效的抗氧化保护。该工作一经发表即引发了国际同行的广泛兴趣，美国橡树岭国家实验室核聚变材料研究者Takaaki Koyanaki在第十八届国际核聚变材料大会上专门对本工作进行了介绍。

　　针对核能产业对新型ATF包壳材料的迫切需求，缩短该类材料的研发周期，宁波材料所核能材料工程实验室(筹)理论研究团队提出了使用材料基因组方法对ATF包壳材料进行优化设计。在该设计策略中，研究人员针对材料从其微观组织结构预测宏观性能的困难，通过捕捉不同尺度下理论模型的研究重点，建立起了一套以各尺度算法间参数传递为中心的多尺度耦合计算方案(如图2)。在该方案的实施过程中，研究人员首先在纳观尺度上利用第一性原理方法研究单晶材料的力学与能量参数，其计算结果同时也用于拟合分子动力学使用的势能力场。在微观尺度上，利用分子动力学计算微观缺陷在材料内的散布、运动行为以及对材料性能的影响，将结果传递为相场与有限元计算。在介观尺度上，使用结合了晶体塑性理论模型的相场方法，摹拟冷轧与热加工进程中的晶粒演变进程，找出加工工艺参数对材料晶粒分度等微观组织结构的影响。在宏观尺度上，通过有限元摹拟实现对多晶材料宏观力学、热学性能的预测，终究得到应力应变曲线、温度场应力场分布等关键工程参数。整个计算方案通过将数据从低尺度向高尺度的传递，解决了不同尺度下理论计算的耦合问题，实现了运用材料基因组方法对宏观热力学性能的有效预测。

　　上述观点评述文章发表在Scripta Materialia特邀核能材料专刊上。