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核能作为一种清洁高效的可再生能源,正受到全世界的广泛关注,2011年日本福岛核事故为全世界敲响了核能安全的警钟,进一步提升核能系统的安全性和可靠性是核能发展的当务之急。与前三代核反应堆相比,第四代核反应堆的工作温度高、辐照强度大,这对传统金属核材料提出了严峻的挑战。先进非氧化物陶瓷材料由于具有良好的高温性能,是极端环境用结构材料的重要候选,其中,SiC、ZrC、TiN、ZrN等先进非氧化物陶瓷材料因其优异的性能受到了国内外研究者的关注。ZrC具有熔点高（3450℃）、抗辐照性能好、热导率高、抗腐蚀性能强和中子吸收截面小等特点,是先进核能系统的候选结构材料。本文采用热压烧结方法制备ZrC陶瓷和ZrC基FCM芯块,采用磁控溅射方法制备了ZrC涂层,研究了制备工艺、材料组分和微结构对ZrC基陶瓷材料的致密化、力学和热学性能的影响规律及其作用机制。（1）以W为添加剂,考察其对ZrC陶瓷的增强作用。在2000℃烧结时,5mol%含量的W使ZrC陶瓷的致密度从94.8%提高至96.8%,但过量的W会使其致密度下降。W的加入不但能够细化ZrC晶粒,去除基体中的残余碳,同时还可以起到晶界强化的效果,从而使其高温力学性能得到增强,特别是在1800℃下的抗弯强度有了明显的改善,从281±15MPa提升至553±107MPa。同时W添加剂还改善了ZrC陶瓷的硬度和弹性模量。此外,也深入研究了ZrC与W的反应机制。（2）用ZrO2（φ500μm）微球模拟氧化铀燃料,采用热压烧结方法制备FCM芯块。研究表明,引入10wt%PVB为分散剂,可以使FCM芯块中的ZrO2微球分散更加均匀,与基体结合也更加紧密,而且原位反应生成的SiC第二相晶粒更加细小。ZrO2微球体积含量从20%提升至40%,FCM芯块的压缩强度从330MPa降低至100MPa。烧结温度从1700℃升高至1800℃,材料的致密度从92.8%提高到98.4%,FCM芯块在1200℃时的热导率从7.8W/（mK）提升至10.0 W/（mK）;提高烧结助剂的含量有利于去除残余碳,改善材料的致密度,从而提高材料的热导率。助烧剂从5wt%Si提升至7.5wt%Si,材料的致密度从92.8%提高到98.0%,1200℃时FCM芯块的热导率从7.8W/（mK）提升至11.9W/（mK）。既保证了材料的均匀性,同时提高了材料的热导率。（3）以ZrC陶瓷为衬底,采用磁控溅射方法制备了不同厚度的纳米晶ZrC涂层,并对其形貌、生长机理和性能进行了研究。涂层的生长速度约为1.2μm/h,纳米晶粒尺寸为58.74±3.20nm。随着溅射时间的增加,涂层的表面开始出现晶粒团聚长大的现象,涂层的弹性模量随着位移深度的增加而增加,溅射时间为2h的涂层硬度最大为19±0.8GPa,随着涂层厚度的增加,硬度逐渐减小。溅射时间为2h和4h的涂层结合强度相近约为32MPa。溅射时间为4h的涂层的热稳定性良好,在800℃下热处理4h后表现出良好的结构稳定性。在1200℃下热处理1h后结合强度降低至原来的21%。