近日，中科院近代物理研究所核能工程材料室科研人员在核用复合陶瓷材料研发及辐照评价研究方面取得新进展。相关研究成果发表于《国际陶瓷》。

在应用于核工业的各类新兴材料中，陶瓷及复合材料不断地受到重视，现在已广泛的应用于核反应堆燃料、组件以及核废料处理等各个方面。陶瓷材料在核工业中的大量应用离不开它本身具有的性能优点。陶瓷原来就具有强度高、刚性高、耐腐蚀、耐高温、化学稳定性好的特点，而随着陶瓷材料的进一步发展(比如陶瓷基复合材料的发展)，材料性能中的一些薄弱环节像韧性差、难加工等方面也得到了改善。尤其是一些特定的陶瓷还有抗辐射、低活性、能吸收中子的特点，这些性能都有助于其在高温高辐射的核环境下应用。其中应用最多的裂变反应堆核燃料的二氧化铀陶瓷芯块、MOX燃料芯块和包覆性燃料颗粒、裂变反应堆吸收棒吸收体的碳化硼芯块，慢中子堆慢化剂的氧化铍，以及ZrO2氧传感器等。

氧化锆（ZrO2）陶瓷具有优异的断裂韧性、高硬度、耐腐蚀性、耐磨性和耐高温性能，在航空航天、汽车、医疗、刀具等领域得到广泛的应用，此外通过添加一定含量的稳定剂（如Y2O3），其具有半导体性和敏感特性，可用作半导体材料、固体燃料电池及氧探测器材料。

中科院近代物理所科研人员以高强度的氧化锆增韧氧化铝为基体，通过添加具有高弹性模量的碳化物颗粒或晶须，成功制备了相变+颗粒+晶须协同增韧的核用强韧化复合陶瓷。

依托兰州重离子加速器、低能量强流高电荷态重离子研究装置及320kV综合实验平台等装置提供的离子束流，研究人员开展了强韧化ZTA复合陶瓷的抗辐照性能评价研究，首次发现具有特定组织结构和成分的复合陶瓷可以有效抑制大尺寸氦泡的形成和生长，并证实了复合陶瓷具有更优异的抗辐照非晶化能力。这些成果为高性能核用陶瓷材料的研发提供了重要的参考数据和科学依据。