核能的發展與安全性提升，離不開新型核材料的出現以及對于傳統核材料的改進。自2011年福島核事故以來，人們對反應堆包殼材料提出了事故容錯性的迫切需求，即在核安全事故發生后的一段時間內，包殼材料能夠保持其結構與功能的完整性，進而為后續的救助與修復工作爭取時間。近期，中國科學院寧波材料技術與工程研究所核能材料工程實驗室（籌）科研人員應邀在材料領域期刊Scripta Materialia上發表觀點評述，分析了碳化硅纖維增強碳化硅復合材料核用存在的關鍵問題，以及核能材料研發過程材料基因組技術所能發揮的作用。  

　　新型的事故容錯核燃料（Accident Tolerance Fuel，ATF）包殼材料要求其在原有力學性能、抗輻照性能和抗腐蝕性能的基礎上，進一步提升在高溫水蒸氣環境下的抗氧化性能以及對裂變氣體的容納性能。碳化硅纖維增強碳化硅陶瓷基復合材料（SiCf/SiC）具有高強度、耐高溫、耐腐蝕、耐輻照等特性，被認為是應用于事故容錯核燃料包殼、面向高溫輻照環境的結構組件和散裂靶結構單元、核聚變堆流道插件等部件的最佳候選核用材料之一。目前核用SiCf/SiC復合材料在中子輻照環境下最大的難題在于纖維與基體之間的中間層問題。由于纖維和基體之間結晶程度的不同和中間層界面耐輻照能力的限制，低劑量中子輻照會造成復合材料內部產生大量的微裂紋，直接導致輻照后力學性能和導熱能力的下降。觀點評述對熱解碳（Pyrolytic Carbon，PyC）、六方氮化硼（Hexagonal-BN）等傳統界面層材料進行了詳細分析，如其耐輻照性能較差或為中子毒物，且容易被氧化，進而導致復合材料在輻照和氧化環境下的服役穩定性不足。評述首次提出利用三元層狀陶瓷MAX相材料作為中間層的選型。MAX相材料兼具金屬和陶瓷的特性，耐輻照性能、抗氧化性能和斷裂能吸收能力優異，可作為一種全新的纖維增韌陶瓷基復合材料界面層。然而，由于該類材料制備難度高，目前國內外尚無在纖維表面制備MAX相界面層的相關報道。以往，寧波材料所核能材料工程實驗室（籌）介紹了近期開發的一種以高溫離子液體為介質、基于原位反應的纖維表面MAX相涂層制備工藝，首次在碳纖維表面和碳化硅纖維表面制備出了均勻的、厚度可控的MAX相涂層。涂層內部有一層較薄的多晶TiC過渡層，外部為MAX相Ti2AlC層。通過改變反應條件，可以有效控制涂層厚度和表面形貌。研究表明，在高溫空氣氧化和水蒸氣氧化的條件下，該涂層均可以為碳纖維與碳化硅纖維提供有效的抗氧化保護。該工作一經發表即引起了國際同行的廣泛興趣，美國橡樹嶺國家實驗室核聚變材料研究者Takaaki Koyanaki在第十八屆國際核聚變材料大會上專門對本工作進行了介紹。

　　針對核能產業對新型ATF包殼材料的迫切需求，縮短該類材料的研發周期，寧波材料所核能材料工程實驗室（籌）理論研究團隊提出了使用材料基因組方法對ATF包殼材料進行優化設計。在該設計策略中，研究人員針對材料從其微觀組織結構預測宏觀性能的困難，通過捕捉不同尺度下理論模型的研究重點，建立起了一套以各尺度算法間參數傳遞為中心的多尺度耦合計算方案（如圖2）。在該方案的實施過程中，研究人員首先在納觀尺度上利用第一性原理方法研究單晶材料的力學與能量參數，其計算結果同時也用于擬合分子動力學使用的勢能力場。在微觀尺度上，利用分子動力學計算微觀缺陷在材料內的分布、運動行為以及對材料性能的影響，將結果傳遞為相場與有限元計算。在介觀尺度上，使用結合了晶體塑性理論模型的相場方法，模擬冷軋與熱加工過程中的晶粒演化過程，找出加工工藝參數對材料晶粒分度等微觀組織結構的影響。在宏觀尺度上，通過有限元模擬實現對多晶材料宏觀力學、熱學性能的預測，最終得到應力應變曲線、溫度場應力場分布等關鍵工程參數。整個計算方案通過將數據從低尺度向高尺度的傳遞，解決了不同尺度下理論計算的耦合問題，實現了運用材料基因組方法對宏觀熱力學性能的有效預測。

　　上述觀點評述文章發表在Scripta Materialia特邀核能材料專刊上。寧波材料所研究員黃慶為本期專刊的客座編輯之一。以上研究得到了國家重點研發計劃、國家自然科學基金以及中科院戰略先導科技專項的資助。

圖1.碳化硅纖維表面MAX相涂層的形貌

圖2.材料基因組思想下先進核能包殼材料的多尺度模擬耦合方案