连续碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷基复合材料在先进核能领域的发展研究

• Published in: 中国工程科学 Vol. 26; no. 3; pp. 53 - 62
• Main Authors: 罗瀚, 陈博文, 黄鹤飞, 王苍龙, 姜志忠, 周海山, 陈向阳, 王晓敏, 张瑞谦, 董绍明
• Format: Journal Article
• Language: Chinese
• Published: 中国工程院战略咨询中心 20.06.2024; 高等教育出版社有限公司; 中国科学院上海硅酸盐研究所,上海 201899%中国科学院上海应用物理研究所,上海 201800%中国科学院近代物理研究所,兰州 730000%中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所,合肥 230031%中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所,合肥 230031%上海核工程研究设计院股份有限公司,上海 200233%中国核动力研究设计院,成都 610213
• Subjects: 服役性能; 先进核能系统用材; 材料设计; SiCf/SiC复合材料; materials used for advanced nuclear systems; SiCf/SiC composite; service performance; material design
• ISSN: 1009-1742
• DOI: 10.15302/J-SSCAE-2024.03.005

先进核能系统的发展对核材料在多场耦合极端环境中的服役稳定性提出了更高要求。连续碳化硅纤维增强碳化硅（SiCf/SiC）陶瓷基复合材料具有低密度、高温力学性能优异、抗腐蚀、耐辐照等优点，且在外力作用下呈现“假塑性”断裂行为，被视为先进核能系统中极具应用前景的新型结构材料。本文首先从材料级、构件级、服役性能三个层面系统总结了核用SiCf/SiC复合材料的基础研究体系，分析了美国、法国、日本等传统核电强国，其他新兴核电国家和我国在核用SiCf/SiC复合材料领域的发展趋势，梳理了我国核用SiCf/SiC复合材料在原材料、数据积累和专利标准等方面存在的问题与发展面临的挑战，针对性地提出了相关措施与建议，包括加强材料制备技术研发、发展研发新范式、强化“产学研用”合作关系、在坚持以我为主的基础上加强国际交流等，以期为我国核用SiCf/SiC复合材料领域的研究方向及决策制定提供参考。