人類戰爭在經過徒手作戰、冷兵器作戰、熱兵器作戰、機械化作戰幾個階段后，進入信息化高科技作戰。戰爭無比殘酷，但對于科學技術的發展來說卻是一劑不可多得的催化劑，當今許多耳熟能詳的科學技術最初都來源于軍用技術。隨著戰爭的結束，軍事技術轉民用技術的現象很為常見。例如電子計算機、語音翻譯轉文字技術、GPS定位、人工降雨用的高射炮、運載火箭、核電站等都是典型的軍轉民技術。  
自從1942年第一座核反應堆在美國建立，核工業已經發展了將近八十年。這期間核工業的發展重心從核武器轉移到了核能應用上，應用于核工業中的材料也不斷進行著更新換代，先進陶瓷材料也在其中受到了重視并有效應用于核反應堆原料、組件以及核廢料處理等各個方面。
 
本文就先進陶瓷材料在核能工業中的應用進行簡單舉例：
 
1 吸收棒吸收體（B4C）
 
為了裂變反應的速率在一個預定的水平上，需要控制棒和安全棒（總稱為吸收棒）對反應速率進行調節，其中控制棒用來補償燃料消耗和調節反應速率，安全棒則用來快速停止反應。現行吸收棒內廣泛應用于輕水堆、重水堆、高溫冷氣堆與快中子堆之中，使用的吸收體主要為碳化硼粉末或是碳化硼芯塊。
 
硼系陶瓷材料相關資料延伸：
 
經研究結果表示，含硼的硼系陶瓷材料具有良好的中子吸收性能，同時，一些碳化硼、硼化鋯、氮化硼、含硼硅酸鹽等硼系陶瓷材料在耐高溫、耐高壓、耐腐蝕方面具有良好的性能，所以，這些硼系陶瓷材料被廣泛應用于冷卻系統、控制棒、反射層、屏蔽層系統及與核反應堆相關的領域，并成為核能領域關鍵材料的主要組成部分。
 
硼系陶瓷材料在核電裝備的應用：
 
（1）在堆芯元件中應用：在美國的核電反應堆堆芯元件中，將一部分碳化硼與含硼玻璃復合，在堆芯元件的外部制備出一層包覆層，達到防水防氫的效果。
 
在清華大學自主研究設計的10MW高溫氣冷堆HTGR-10中，碳化硼與碳材料復合制成的碳磚圍繞在堆芯周圍的反射層，既達到隔熱的效果，又降低了反應堆殼外的中子通量。
 
（2）在冷卻系統中應用：反應堆重要系統之一的冷卻劑就需要含硼材料，來控制反應的進行。美國在AP1000反應堆中就應用了硼酸的化學補償劑于冷卻劑中，以控制長期反應變化，來平均能力損耗和燃料分布。同時也應用了B10的硼酸作為可溶性的控制棒中子吸收材料。而在我國200MW核供熱反應堆的重力注硼系統中，應用濃度8%的五硼酸鈉溶液作為冷卻劑，提高反應堆的先進性、安全性及經濟性。
 
（3）在控制系統應用：在300WM球床式氣冷快堆控制體系中，以碳化硼作為中子吸收材料包覆在反射層材料外圍。在鈉冷快堆與鉛冷快堆中，碳化硼應用在控制棒元件中來控制反應堆的運行。
 
（4）在反應堆中其他部件中應用：一部分反應堆中應用金屬材料作為結構材料，為減少這部分材料所受到的中子輻射，也需要應用一些硼系陶瓷材料作為中子吸收材料或者屏蔽材料，以減少中子輻射量。
 
2 核反應堆慢化劑（BeO）
 
核裂變堆中的裂變反應是由轟擊235U（鈾235）引起的。在輕水堆、重水堆和高溫冷氣堆中，相比中子裂變產生的快速中子，慢速中子更易引發235U裂變，因此這些堆中需要能使中子速度減慢的材料，即慢化劑。目前國際上通用的慢化劑包括水、石墨、鈹、氧化鈹等，其中作為陶瓷材料的氧化鈹被考慮作為未來的一種慢化劑。
 
3 陶瓷型核燃料（UO2）
 
裂變反應堆燃料可分為金屬型燃料元件、彌散型燃料元件和陶瓷型燃料元件三種，其中陶瓷型燃料元件即各種類型的陶瓷芯塊或球體，主要化學成分為二氧化鈾。由于不同反應堆對燃料性能有不同的要求，因此會衍生出不同化學成分、不同規格的陶瓷型燃料元件，現在各反應堆主要使用的有無其它添加成分的UO2陶瓷芯塊，添加了其他放射性金屬氧化物的MOX燃料芯塊，以及包覆型燃料顆粒。
 
4 反應堆用SiC陶瓷基復合包殼材料
 
核燃料元件的包殼材料是反應堆安全的重要屏障。隨著核動力反應堆向高燃耗，長燃料循環壽命，高安全性趨勢的發展，傳統Zr合金包殼材料因其鈾燃耗極限(62 MW·d/kg)，高溫腐蝕、氫脆、蠕變、輻照生長、芯/殼反應等缺陷，已不能滿足未來第四代核能系統燃料元件對包殼材料的苛刻要求。SiC因其更小的中子吸收截面，低衰變熱、高熔點及優異的輻照尺寸穩定性等優點，以SiC為基體的陶瓷基復合材料成為新一代包殼材料研究的熱點。
 
5 第一壁結構材料（SiCf/SiC）
 
第一壁的結構材料應具備一定的抗中子輻射損傷能力。陶瓷材料在第一壁結構材料中的應用，主要是指碳化硅纖維增強的碳化硅母體復合材料（SiCf/SiC）。SiCf/SiC具有良好的抗腐蝕與抗腫脹性能，作為第一壁結構材料在高溫下仍具有足夠高的強度，可以運行于800℃的高溫下，允許冷卻劑達到高溫，從而提高能源系統的熱效率；SiC本身就為低中子活化材料，對中子輻射感生放射性低，作為第一壁便于維護和進行放射性處理。
 
結語
 
以上舉例是目前發現的可應用于核工業中的部分陶瓷材料，這些陶瓷材料還有大量的研究工作需要跟進，性能還可根據實際應用情況進行提升，以滿足日益增長的核工業需求。
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