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陶瓷基復合材料因其獨特的物理化學和物理機械性質，在核廢料固化和隔離領域具有重要應用潛力。特別是基于ZrSiO4-ZrO2體系的陶瓷復合材料，它們不僅展現出優異的化學穩定性和熱力學性能，還具有較低的熱導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。

然而科學文獻中關于ZrSiO4-ZrO2體系陶瓷復合材料的物理化學和物理機械性能的數據相對有限。盡管已有研究表明，含ZrO2的陶瓷基質在輻射、熱力學和化學穩定性方面表現優異，但這些材料的合成和燒結條件對其性能的影響，以及它們在實際應用中的長期穩定性仍需進一步研究。因此，深入研究ZrSiO4-ZrO2陶瓷復合材料的合成方法、燒結行為、熱學性能和化學穩定性，對于開發新型核廢料固化材料具有重要意義。

針對上述問題，國外研究團隊利用澤攸科技自主研發的ZEM18臺式掃描電鏡進行了深入研究，他們通過溶膠-凝膠法制備納米級粉末并獲得基于鋯石和氧化鋯的陶瓷復合材料，旨在評估這些復合材料在整個ZrO2濃度范圍內作為固化矩陣的適用性，尤其是在熱導率、熱行為和化學穩定性方面的特性。相關成果以“Ceramic Composites Based on Zircon and Zirconium Dioxide”發表在《Refractories and Industrial Ceramics》上，全文鏈接：https://doi.org/10.1007/s11148-024-00877-7

論文的主要研究內容集中在開發和評估基于鋯石和二氧化鋯的陶瓷復合材料（1 – x)ZrSiO4–xZrO2，這些復合材料具有低熱導率，適用于作為高級別放射性廢物（HLW）中錒系元素和稀土元素的固化和隔離基質。研究團隊通過在1000至1300°C的溫度范圍內燒結納米級粉末來制備這些復合材料，并使用一系列實驗技術來分析它們的物理化學和熱性能。

圖 掃描電鏡圖像顯示了在1300°C下燒結24小時后的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燒結后陶瓷樣品的斷裂表面進行電子顯微鏡分析，以觀察材料的微觀結構和可能的缺陷。此外，通過膨脹儀對樣品的熱膨脹行為進行了研究，以了解材料在溫度變化下的穩定性。熱導率的測定是通過激光閃射技術在25至250°C的溫度范圍內進行的，以評估材料的熱絕緣性能。

為了評估材料的化學穩定性，研究者還進行了浸出實驗，將復合材料樣品在蒸餾水中處理，以模擬材料在實際環境中可能遇到的化學侵蝕情況。通過測量浸出液中鋯和硅的濃度，研究者能夠計算出材料的化學抗性，這是評估其作為長期存儲核廢料的容器材料的關鍵參數。

圖 在蒸餾水中，來自陶瓷基質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隨時間t的變化關系

綜上，這項研究的目標是為核廢料的固化和隔離提供一種性能優異的陶瓷復合材料，這些材料不僅在物理和化學性質上穩定，而且具有較低的環境風險，能夠長期安全地存儲和隔離放射性廢物。研究結果為這些陶瓷復合材料作為潛在的核廢料固化材料提供了科學依據，并為未來的應用和進一步的研究奠定了基礎。