[发明专利]一种SiCf

说明书

本发明公开了一种SiCf/SiC复合材料两层复合包壳管及其制备方法，解决了现有的化学气相渗透制备的SiC_f/SiC复合材料致密化程度低，出现大孔洞，孔隙率较大且热导率偏低的技术问题。本发明的SiC_f/SiC复合材料两层复合包壳管，包括SiC_f/SiC复合层和SiC陶瓷层，所述SiC_f/SiC复合层包括SiC纤维层、界面层和SiC基体，所述界面层采用化学气相渗透制备。本发明的SiC_f/SiC复合材料两层复合包壳管具有密度高、孔隙率低，气密性和导热性好等优点。

技术领域

本发明涉及核用SiC_f/SiC复合材料技术领域，具体涉及一种SiCf/SiC复合材料两层复合包壳管及其制备方法。

背景技术

燃料元件是核动力反应堆堆芯的核心部件，关系核反应堆运行的安全性与经济性。在现行技术下多采用Zr合金作为商用核电轻水堆燃料元件的包壳材料。但Zr合金作为包壳材料在高温下具有一定的安全性问题，如Zr合金包壳与高温冷却剂水剧烈反应，放出大量热和爆炸气体氢气，导致包壳材料力学性能恶化，产生反应堆氢爆与大量放射性产物外泄等核灾难性后果。所以，下一代及未来先进核电压水堆用燃料元件包壳材料与现用核电Zr合金包壳材料相比，必须具备更好的抗高温水蒸气氧化能力、高温强度及高温稳定性，能够在一定时间内提供更大安全余量以及避免潜在的严重堆芯融化事故。

SiC_f/SiC作为一种新兴的战略性结构陶瓷材料，以SiC纤维为第二增强相，增强SiC基体，具有比强度，高比模量，耐高温，耐辐照，良好高温稳定性等特点，同时由于SiC纤维的引入改善了材料的韧性不足，裂纹敏感性高等缺点。在高温环境下SiC_f/SiC复合材料其机械性能下降较小，同时热膨胀系数较小，在高温下不会发生严重的变形，是潜力巨大的新一代核反应堆包壳材料。相比于Zr 合金其用作核反应堆包壳材料的有点主要在于(1)碳化硅熔点高，SiC_f/SiC复合材料的最高工作温度可达2000摄氏度，不会因为温度过高导致包壳熔化，导致核事故的发生。(2)高温稳定性好，与不会与水蒸气反应导致类似福岛核电站的氢气爆炸事件。(3)SiC_f/SiC能够承受更高的工作温度，反应可在相比于 Zr合金更高的温度下进行，提高工作效率。(4)高温耐腐蚀性好，可以大大提高使用寿命，节约更换材料成本。(5)其中子吸收界面低，相同情况下更节约燃。因此SiC_f/SiC复合材料是更为优异的核反应堆包壳材料，具有非常高的应用潜力。研究人员对于SiC_f/SiC复合材料热导率较低，成型技术，气密性等问题进行了一系列研究，以获得更好的性能。

目前，制备SiC_f/SiC复合材料的工艺方法主要包括以下四种：高温熔渗、聚合物浸渍裂解(PIP)、化学气相渗透(CVI)以及纳米浸渍与瞬时共晶相 (Nano-infiltrated-transient-eutectic，NITE)工艺。在诸多方法中CVI工艺是制备核用SiC_f/SiC复合材料的基体的最常用工艺，这种方法生产的SiC基体为β-SiC 抗辐照能力好，杂质少，具有近化学计量的碳硅比。所以CVI也是目前制备核用SiC_f/SiC复合材料的最佳方法。

但是在应用中CVI工艺也存在一系列问题，例如制备的复合材料孔隙率较大(15～20％)，热导率较低，纤维交叉处常常不能致密化，出现大孔洞等问题。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：现有的化学气相渗透制备的SiC_f/SiC复合材料致密化程度低，出现大孔洞，孔隙率较大且热导率偏低。

本发明通过下述技术方案实现：