[发明专利]一种多孔稀土钛酸盐隔热材料及其制备方法和应用

说明书

本发明涉及一种多孔稀土钛酸盐隔热材料及其制备方法和应用，所述多孔稀土钛酸盐隔热材料具有多孔结构，其的组成为（Re₂O₃）_X（TiO₂）_1‑X，其中Re为Y、镧系元素中的至少一种，X=0.2～0.8，优选为X=0.4～0.7；所述多孔稀土钛酸盐隔热材料的孔隙率为10～90%，孔径大小为0.1～500微米。

技术领域

本发明涉及一种可用于高温、高湿及核反应堆的多孔稀土钛酸盐隔热材料及其制备方法，属于材料领域。

背景技术

核电作为温室气体排放最少的电能，是人类最有效利用核能的途径之一。世界上现在运行的核电站有400多座，主要是压水堆和沸水堆的二代堆型。2011年福岛事故之后各国都在推进开发和建造更先进和安全的第三代压水堆，其主要技术特点是采用非能动的停堆方式，在紧急情况时可以不依靠外界动力而可靠的停堆。另外通过简化管路和阀泵设计，并针对锆合金材质包壳管在高温水热环境中与水反应生成氢气，加设消氢装置。在反应堆上方设置紧靠重力即可循环运行的冷却水箱，通过将严重事故时将堆芯熔融物滞留在压力容器内的技术(IVR)避免核泄漏的发生。我国自2007年以来引进了美国西屋公司的AP1000型第三代压水核反应堆成套技术，首期将建设4台机组，在工程化技术获得验证后进行批量推广。同时将采取引进吸收再创新的途径获得核电技术的自主化知识产权，开发CAP1400等更大功率的压水堆。近年来提出了事故容错的设计概念，通过加大安全裕量和防御纵深来提高核电站的安全性。第四代新型核电站目前还都处在验证和实验阶段，由GIF定义的四代核反应堆堆型包括高温气冷快堆，钠冷快堆，铅冷堆，熔盐堆，超临界水冷堆和超高温堆。目前各核电大国都在投入巨资在研发四代堆。清华大学，中国核建和华能集团2012年开始共同出资建设热功率250MW山东荣成石岛湾模块式高温气冷堆，2017年已开始填装燃料。中科院上海应用物理所于2017年开始建设首座2MW固态熔盐堆。

压水堆的堆芯内部件在服役过程中都面临不同程度的高温和辐照影响，并要承受280-350℃左右的水热腐蚀，未来第四代核反应堆将在500-950℃温度场下运行，而且服役期限不低于60年。基于这些苛刻的服役环境，高效稳定的隔热材料对于提高热效率和安全运营具有重要意义。

核反应堆所用到的隔热材料按照安装的位置可分为堆外，堆腔和堆芯。堆腔主要是针对各环路中的冷却剂管道包括热管段和冷管段进行保温处理。热管段的保温材料常使用矿物棉，硅酸钙以及反射金属件。但由于纤维和颗粒状的隔热材料可能会穿过管路的裂缝并沉积到堆芯下方，目前主流趋势是采用金属反射件。专利ZL2012205668713.4提供了一种带钢弯曲薄片的设计。冷管段主要是利用泡沫玻璃，玻璃纤维和各种泡沫塑料。大部分的保温模块设计为可拆卸更换，压水堆的隔热部件通常由一万多个定制的隔热片组成。堆外则主要采用硅酸钙隔热层，占90％以上。它具有耐久性和高韧性，并能抑制缓奥氏体不锈钢的应力腐蚀裂纹。蒸汽轮机则主要采用硅酸钙或者玻璃纤维毡来保温。

压水反应堆和超临界水冷堆的堆芯隔热材料需要能够降低金属材质的压力容器，承载件及包壳管等的温度，避免蠕变失效，同时减缓水热腐蚀速率，延长服役寿命。氧化物陶瓷材料比非氧化物陶瓷具有更优异的高温稳定性，如氧化铝，氧化锆，镁铝尖晶石等。其中，目前最广泛使用的是钇稳定氧化锆陶瓷(YSZ)。它在常温下具有低的热导率和良好的机械强度。加拿大设计的超临界水冷堆采用10mm氧化锆基的隔热材料，使压力容器的温度从650℃降低到100℃左右。但由于反应堆运行温度通常在300℃以上波动，会导致其向单斜相转变，引发体积膨胀和结构破坏。同时由于作为核反应堆内用材料，需要良好的抗辐照肿胀和耐水热腐蚀性能，以避免与冷却剂(水)接触时被快速腐蚀掉。研究者已发现钛酸盐基陶瓷材料具有良好的抗中子辐照性能，并能耐受水热腐蚀，如Dy₂TiO₅已被用于俄罗斯VVER核反应堆的控制棒材料。

发明内容