先進核能系統的研發需要耐高溫、耐輻照、高安全性的新型核用結構材料。近期，中國科學院近代物理研究所核能工程材料室研究人員在核用復合陶瓷材料研發及輻照評價研究方面取得進展。

研究人員以高強度的氧化鋯增韌氧化鋁（ZTA）為基體，通過添加具有高彈性模量的碳化物顆粒或晶須，制備出相變+顆粒+晶須協同增韌的強韌化復合陶瓷。依托于蘭州重離子加速器（HIRFL）、低能量強流高電荷態重離子研究裝置（LEAF）及320 kV綜合實驗平臺等裝置提供的離子束流，研究人員開展了強韌化ZTA復合陶瓷的抗輻照性能評價研究，發現具有特定組織結構和成分的復合陶瓷能夠有效抑制大尺寸氦泡的形成和生長，并證實了復合陶瓷具有更優異的抗輻照非晶化能力。研究成果為高性能核用陶瓷材料的研發提供了重要的參考數據和科學依據。

相關研究成果發表在Ceramics International上。研究工作獲得中科院戰略性先導科技專項（A類）、國家自然科學基金等項目以及蘭州重離子加速器國家實驗室的支持。

論文鏈接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0272884221004119?via%3Dihub

圖1.協同增韌的復合陶瓷斷裂韌性與文獻數據對比（柴建龍/圖）

圖2.氦離子輻照誘發的裂紋形成及生長過程（500 MeV He離子、室溫輻照、輻照劑量4E17 ions/cm2）（朱亞濱/圖

圖6所示。ZASw10復合材料熱沖蝕表面的掃描電鏡圖像(a)維氏壓痕，(b-c)裂紋擴展。(e) 1600℃下不同SiCw用量和(f)不同燒結溫度下ZASw10復合材料熱沖蝕表面Al2O3和ZrO2的平均晶粒尺寸。