中国粉体网讯 先进陶瓷材料中，有毒性便是氧化铍自带的“标签”，在很多应用中，氧化铍被第一个排除在外。但这个谈及色变的陶瓷材料，却能征服一个“不好惹的”行业——核工业。
自从1942年第一座核反应堆在美国建立，核工业已经发展了将近八十年。这期间核工业的发展中心从核武器转移到了核能应用上，应用于核工业中的材料也不断进行着更新换代。其中，核反应堆陶瓷材料是反应堆使用的重要材料之一，在反应堆和聚变堆中，陶瓷材料收到高能粒子和γ射线的辐射，因此，除了耐高温、耐腐蚀，陶瓷材料还需要具备较好的结构稳定性。
核裂变堆中的裂变反应是由中子轰击235U引起的。在轻水堆、重水堆和高温气冷堆中，相比中子裂变产生的快速中子，慢速中子更易引发235U裂变。因此，这些堆中需要能使中子速度减慢的材料，即为慢化剂。目前国际上通用的慢化剂包括水、石墨、铍、氧化铍等，其中作为陶瓷材料的氧化铍被考虑作为未来的一种慢化剂。
氧化铍是一种难熔材料，十分稳定致密。它的高温蒸气压和蒸发速度低，在惰性气氛中即使温度达到2000℃也可长期使用，但由于氧化铍会与水蒸气反应生成氢氧化铍，因此在氧化气氛中温度达到1800℃明显挥发，水蒸气中温度达到1500℃即大量挥发。BeO陶瓷芯块的主要性能与理论有所差别。值得注意的是，随着温度增加，BeO比热容急剧升高，热导率则急剧下降，热膨胀系数则稍有提高。
机械强度方面，BeO约为Al2O3的1/4，但高温强度良好。此外，BeO核性能良好，对中子减速能力强，对X射线则有很高的穿透力，在高温下BeO仅与碳、硅和硼发生很弱的反应。
另外，氧化铍和氧化铀形成的陶瓷颗粒，可以联合成为新型核燃料。在核燃料中子源组件中，反应堆初次启动和再次启动都需要中子源来“点火”，在一次中子源棒常用的是钋(PO)-铍源，二次中子源棒常用锑-铍源，目前韩国核能研究院用氧化铍陶瓷作用于一次中子源反应堆的启动控制棒，十分罕见。
此外，与石墨材料相比，氧化铍陶瓷具有抗氧化、耐腐蚀、高热导率、更好的中子慢化及增殖能力等优异的综合性能，未来有望在面向深海深空探测、陆基移动核动力以及热核推进等小型核反应堆中扮演结构材料、慢化剂和基体材料等重要角色。
在此背景下，中国粉体网将于2023年12月20-21日在湖北宜昌举办“第六届新型陶瓷技术与产业高峰论坛”，届时，清华大学副研究员周湘文将带来题为《氧化铍陶瓷在核反应堆中的应用》的报告，报告将重点对氧化铍陶瓷在早期核反应堆中的应用进行简要回顾，并对氧化铍陶瓷在核反应堆中扮演的角色进行介绍。
专家简介
周湘文，男，1979 年生，清华大学核能与新能源技术研究院副研究员，博士生导师，湖南衡阳人。目前主要从事高温气冷堆球形燃料元件、核级石墨材料、先进核用燃料元件及其基体材料的研制、性能评价及微观组织结构表征等研究工作。
参考来源：
王圈库：新型陶瓷材料在核工业中的应用
李文芳等：氧化铍陶瓷的应用综述
（中国粉体网编辑整理/空青）
注：图片非商业用途，存在侵权告知删除
