陶瓷基復(fù)合材料因其獨(dú)特的物理化學(xué)和物理機(jī)械性質(zhì)，在核廢料固化和隔離領(lǐng)域具有重要應(yīng)用潛力。特別是基于ZrSiO4-ZrO2體系的陶瓷復(fù)合材料，它們不僅展現(xiàn)出優(yōu)異的化學(xué)穩(wěn)定性和熱力學(xué)性能，還具有較低的熱導(dǎo)率和良好的熱沖擊抵抗性。這些特性使得它們成為固化和隔離高放射性廢物（HLW）中錒系元素和稀土元素的理想候選材料。

然而科學(xué)文獻(xiàn)中關(guān)于ZrSiO4-ZrO2體系陶瓷復(fù)合材料的物理化學(xué)和物理機(jī)械性能的數(shù)據(jù)相對(duì)有限。盡管已有研究表明，含ZrO2的陶瓷基質(zhì)在輻射、熱力學(xué)和化學(xué)穩(wěn)定性方面表現(xiàn)優(yōu)異，但這些材料的合成和燒結(jié)條件對(duì)其性能的影響，以及它們?cè)趯?shí)際應(yīng)用中的長期穩(wěn)定性仍需進(jìn)一步研究。因此，深入研究ZrSiO4-ZrO2陶瓷復(fù)合材料的合成方法、燒結(jié)行為、熱學(xué)性能和化學(xué)穩(wěn)定性，對(duì)于開發(fā)新型核廢料固化材料具有重要意義。

針對(duì)上述問題，國外研究團(tuán)隊(duì)利用澤攸科技自主研發(fā)的ZEM18臺(tái)式掃描電鏡進(jìn)行了深入研究，他們通過溶膠-凝膠法制備納米級(jí)粉末并獲得基于鋯石和氧化鋯的陶瓷復(fù)合材料，旨在評(píng)估這些復(fù)合材料在整個(gè)ZrO2濃度范圍內(nèi)作為固化矩陣的適用性，尤其是在熱導(dǎo)率、熱行為和化學(xué)穩(wěn)定性方面的特性。相關(guān)成果以“Ceramic Composites Based on Zircon and Zirconium Dioxide”發(fā)表在《Refractories and Industrial Ceramics》上，全文鏈接：https://doi.org/10.1007/s11148-024-00877-7

論文的主要研究內(nèi)容集中在開發(fā)和評(píng)估基于鋯石和二氧化鋯的陶瓷復(fù)合材料（1 – x)ZrSiO4–xZrO2，這些復(fù)合材料具有低熱導(dǎo)率，適用于作為高級(jí)別放射性廢物（HLW）中錒系元素和稀土元素的固化和隔離基質(zhì)。研究團(tuán)隊(duì)通過在1000至1300°C的溫度范圍內(nèi)燒結(jié)納米級(jí)粉末來制備這些復(fù)合材料，并使用一系列實(shí)驗(yàn)技術(shù)來分析它們的物理化學(xué)和熱性能。

圖 掃描電鏡圖像顯示了在1300°C下燒結(jié)24小時(shí)后的ZrSiO4（a）、0.5ZrSiO4–0.5ZrO2（b）和ZrO2陶瓷（c）的裂紋表面。

研究的核心部分包括對(duì)燒結(jié)后陶瓷樣品的斷裂表面進(jìn)行電子顯微鏡分析，以觀察材料的微觀結(jié)構(gòu)和可能的缺陷。此外，通過膨脹儀對(duì)樣品的熱膨脹行為進(jìn)行了研究，以了解材料在溫度變化下的穩(wěn)定性。熱導(dǎo)率的測(cè)定是通過激光閃射技術(shù)在25至250°C的溫度范圍內(nèi)進(jìn)行的，以評(píng)估材料的熱絕緣性能。

為了評(píng)估材料的化學(xué)穩(wěn)定性，研究者還進(jìn)行了浸出實(shí)驗(yàn)，將復(fù)合材料樣品在蒸餾水中處理，以模擬材料在實(shí)際環(huán)境中可能遇到的化學(xué)侵蝕情況。通過測(cè)量浸出液中鋯和硅的濃度，研究者能夠計(jì)算出材料的化學(xué)抗性，這是評(píng)估其作為長期存儲(chǔ)核廢料的容器材料的關(guān)鍵參數(shù)。

圖 在蒸餾水中，來自陶瓷基質(zhì)ZrSiO4、0.8ZrSiO4–0.2ZrO2、0.5ZrSiO4–0.5ZrO2和0.2ZrSiO4–0.8ZrO2的硅（Si）和鋯（Zr）的浸出率R隨時(shí)間t的變化關(guān)系

綜上，這項(xiàng)研究的目標(biāo)是為核廢料的固化和隔離提供一種性能優(yōu)異的陶瓷復(fù)合材料，這些材料不僅在物理和化學(xué)性質(zhì)上穩(wěn)定，而且具有較低的環(huán)境風(fēng)險(xiǎn)，能夠長期安全地存儲(chǔ)和隔離放射性廢物。研究結(jié)果為這些陶瓷復(fù)合材料作為潛在的核廢料固化材料提供了科學(xué)依據(jù)，并為未來的應(yīng)用和進(jìn)一步的研究奠定了基礎(chǔ)。