人類戰(zhàn)爭在經(jīng)過徒手作戰(zhàn)、冷兵器作戰(zhàn)、熱兵器作戰(zhàn)、機械化作戰(zhàn)幾個階段后，進入信息化高科技作戰(zhàn)。戰(zhàn)爭無比殘酷，但對于科學(xué)技術(shù)的發(fā)展來說卻是一劑不可多得的催化劑，當(dāng)今許多耳熟能詳?shù)目茖W(xué)技術(shù)最初都來源于軍用技術(shù)。隨著戰(zhàn)爭的結(jié)束，軍事技術(shù)轉(zhuǎn)民用技術(shù)的現(xiàn)象很為常見。例如電子計算機、語音翻譯轉(zhuǎn)文字技術(shù)、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(zhuǎn)民技術(shù)。
自從1942年第一座核反應(yīng)堆在美國建立，核工業(yè)已經(jīng)發(fā)展了將近八十年。這期間核工業(yè)的發(fā)展重心從核武器轉(zhuǎn)移到了核能應(yīng)用上，應(yīng)用于核工業(yè)中的材料也不斷進行著更新?lián)Q代，先進陶瓷材料也在其中受到了重視并有效應(yīng)用于核反應(yīng)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(yè)中的應(yīng)用進行簡單舉例：
1 吸收棒吸收體（B4C）
為了裂變反應(yīng)的速率在一個預(yù)定的水平上，需要控制棒和安全棒（總稱為吸收棒）對反應(yīng)速率進行調(diào)節(jié)，其中控制棒用來補償燃料消耗和調(diào)節(jié)反應(yīng)速率，安全棒則用來快速停止反應(yīng)。現(xiàn)行吸收棒內(nèi)廣泛應(yīng)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(guān)資料延伸：
經(jīng)研究結(jié)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(yīng)用于冷卻系統(tǒng)、控制棒、反射層、屏蔽層系統(tǒng)及與核反應(yīng)堆相關(guān)的領(lǐng)域，并成為核能領(lǐng)域關(guān)鍵材料的主要組成部分。
硼系陶瓷材料在核電裝備的應(yīng)用：
（1）在堆芯元件中應(yīng)用：在美國的核電反應(yīng)堆堆芯元件中，將一部分碳化硼與含硼玻璃復(fù)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(xué)自主研究設(shè)計的10MW高溫氣冷堆HTGR-10中，碳化硼與碳材料復(fù)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(yīng)堆殼外的中子通量。
（2）在冷卻系統(tǒng)中應(yīng)用：反應(yīng)堆重要系統(tǒng)之一的冷卻劑就需要含硼材料，來控制反應(yīng)的進行。美國在AP1000反應(yīng)堆中就應(yīng)用了硼酸的化學(xué)補償劑與冷卻劑中，以控制長期反應(yīng)變化，來平均能力損耗和燃料分布。同時也應(yīng)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(yīng)堆的重力注硼系統(tǒng)中，應(yīng)用濃度8%的五硼酸鈉溶液作為冷卻劑，提高反應(yīng)堆的先進性、安全性及經(jīng)濟性。
（3）在控制系統(tǒng)應(yīng)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(yīng)用在控制棒元件中來控制反應(yīng)堆的運行。
（4）在反應(yīng)堆中其他部件中應(yīng)用：一部分反應(yīng)堆中應(yīng)用金屬材料作為結(jié)構(gòu)材料，為減少這部分材料所受到的中子輻射，也需要應(yīng)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(yīng)堆慢化劑（BeO）
核裂變堆中的裂變反應(yīng)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(chǎn)生的快速中子，慢速中子更易引發(fā)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?shù)?，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(yīng)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(xué)成分為二氧化鈾。由于不同反應(yīng)堆對燃料性能有不同的要求，因此會衍生出不同化學(xué)成分、不同規(guī)格的陶瓷型燃料元件，現(xiàn)在各反應(yīng)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(yīng)堆用SiC陶瓷基復(fù)合包殼材料
核燃料元件的包殼材料是反應(yīng)堆安全的重要屏障。隨著核動力反應(yīng)堆向高燃耗，長燃料循環(huán)壽命，高安全性趨勢的發(fā)展，傳統(tǒng)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(yīng)等缺陷，已不能滿足未來第四代核能系統(tǒng)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(yōu)異的輻照尺寸穩(wěn)定性等優(yōu)點，以SiC為基體的陶瓷基復(fù)合材料成為新一代包殼材料研究的熱點。
5 第一壁結(jié)構(gòu)材料（SiCf/SiC）
第一壁的結(jié)構(gòu)材料應(yīng)具備一定的抗中子輻射損傷能力。陶瓷材料在第一壁結(jié)構(gòu)材料中的應(yīng)用，主要是指碳化硅纖維增強的碳化硅母體復(fù)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(jié)構(gòu)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(tǒng)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(jié)語
以上舉例是目前發(fā)現(xiàn)的可應(yīng)用于核工業(yè)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(jù)實際應(yīng)用情況進行提升，以滿足日益增長的核工業(yè)需求。