陶瓷基复合材料因其独特的物理化学和物理机械性质，在核废料固化和隔离领域具有重要应用潜力。特别是基于ZrSiO4-ZrO2体系的陶瓷复合材料，它们不仅展现出优异的化学稳定性和热力学性能，还具有较低的热导率和良好的热冲击抵抗性。这些特性使得它们成为固化和隔离高放射性废物（HLW）中锕系元素和稀土元素的理想候选材料。

然而科学文献中关于ZrSiO4-ZrO2体系陶瓷复合材料的物理化学和物理机械性能的数据相对有限。尽管已有研究表明，含ZrO2的陶瓷基质在辐射、热力学和化学稳定性方面表现优异，但这些材料的合成和烧结条件对其性能的影响，以及它们在实际应用中的长期稳定性仍需进一步研究。因此，深入研究ZrSiO4-ZrO2陶瓷复合材料的合成方法、烧结行为、热学性能和化学稳定性，对于开发新型核废料固化材料具有重要意义。

针对上述问题，国外研究团队利用泽攸科技自主研发的ZEM18台式扫描电镜进行了深入研究，他们通过溶胶-凝胶法制备纳米级粉末并获得基于锆石和氧化锆的陶瓷复合材料，旨在评估这些复合材料在整个ZrO2浓度范围内作为固化矩阵的适用性，尤其是在热导率、热行为和化学稳定性方面的特性。相关成果以“Ceramic Composites Based on Zircon and Zirconium Dioxide”发表在《Refractories and Industrial Ceramics》上，全文链接：https://doi.org/10.1007/s11148-024-00877-7

论文的主要研究内容集中在开发和评估基于锆石和二氧化锆的陶瓷复合材料（1 – x)ZrSiO4–xZrO2，这些复合材料具有低热导率，适用于作为高级别放射性废物（HLW）中锕系元素和稀土元素的固化和隔离基质。研究团队通过在1000至1300°C的温度范围内烧结纳米级粉末来制备这些复合材料，并使用一系列实验技术来分析它们的物理化学和热性能。

图 扫描电镜图像显示了在1300°C下烧结24小时后的ZrSiO4（a）、0.5ZrSiO4–0.5ZrO2（b）和ZrO2陶瓷（c）的裂纹表面。

研究的核心部分包括对烧结后陶瓷样品的断裂表面进行电子显微镜分析，以观察材料的微观结构和可能的缺陷。此外，通过膨胀仪对样品的热膨胀行为进行了研究，以了解材料在温度变化下的稳定性。热导率的测定是通过激光闪射技术在25至250°C的温度范围内进行的，以评估材料的热绝缘性能。

为了评估材料的化学稳定性，研究者还进行了浸出实验，将复合材料样品在蒸馏水中处理，以模拟材料在实际环境中可能遇到的化学侵蚀情况。通过测量浸出液中锆和硅的浓度，研究者能够计算出材料的化学抗性，这是评估其作为长期存储核废料的容器材料的关键参数。

图 在蒸馏水中，来自陶瓷基质ZrSiO4、0.8ZrSiO4–0.2ZrO2、0.5ZrSiO4–0.5ZrO2和0.2ZrSiO4–0.8ZrO2的硅（Si）和锆（Zr）的浸出率R随时间t的变化关系

综上，这项研究的目标是为核废料的固化和隔离提供一种性能优异的陶瓷复合材料，这些材料不仅在物理和化学性质上稳定，而且具有较低的环境风险，能够长期安全地存储和隔离放射性废物。研究结果为这些陶瓷复合材料作为潜在的核废料固化材料提供了科学依据，并为未来的应用和进一步的研究奠定了基础。

以上就是泽攸科技小编分享的泽攸科技ZEM台式扫描电镜在ZrSiO4-ZrO2陶瓷复合材料研究中的应用。更多产品及价格请咨询15756003283(微信同号)。