[01246394]连接核用碳化硅陶瓷的新型锆基活性钎料开发研究

针对目前国内外对SiC陶瓷及其复合材料所开发的活性钎料在核反应堆特殊工况下使用可能存在的问题，项目从SiC陶瓷作为核燃料棒包壳材料的服役环境以及对接头性能要求的角度出发，综合考虑材料核安全性、热中子吸收截面、热膨胀系数以及接头性能等多个方面，提出了研究新型Zr基活性钎料钎焊核用SiC陶瓷的新思路。

根据核反应堆包壳材料的使用工况要求，候选元素来源于目前国内外所开发的锆合金包壳材料中的组元。

参照元素与Zr二元合金相图，采用HSC热力学软件对Zr基材料与SiC界面反应进行计算分析，对Zr基钎料和界面反应产物的核相容性、热中子吸收截面、热膨胀系数进行评价，筛选出适宜元素，设计出用于SiC包壳材料钎焊连接的80Zr-20Cu（wt%）二元合金钎料。

基于Zr-Cu合金的DSC测试结果，在高真空度条件下进行熔炼和冷却，制备Zr-Cu二元合金钎料。

采用座滴法对Zr-Cu合金与SiC陶瓷的润湿性进行研究，结果表明Zr-Cu合金与SiC陶瓷之间具有良好的润湿性，可通过界面反应实现钎焊连接。

利用ANSYS软件对Zr-Cu合金与SiC陶瓷钎焊接头残余应力进行仿真模拟，研究了钎焊温度、钎料层厚度、冷却速率对SiC陶瓷钎焊接头残余应力的分布和大小影响。

通过实验研究了钎焊温度（1100-1300℃）、保温时间（5-60min）、钎料层厚度（0.2-0.4mm）、冷却速率（2-8℃/min）对SiC钎焊接头的影响作用，结果表明：在钎焊过程中Zr-Cu钎料与SiC陶瓷发生了界面反应，其生成物ZrC和Zr2Si的热膨胀系数接近SiC陶瓷的热膨胀系数，且均具有良好的高温性能和核性能，有利于接头性能的提高。

钎焊温度、保温时间、钎料层厚度、冷却速率对接头微观组织和性能都有不同程度的影响，

优化得到的钎焊工艺参数为：采用0.2mm厚的钎料层，钎焊温度1200℃下保温20min，

然后以2℃/min冷却速率缓慢冷却，得到的接头剪切强度为72MPa。