SiCf/SiC核包壳管端口CaO-MgO-Al2O3-SiO2玻璃封装方法技术

本发明专利技术涉及一种SiCf/SiC核包壳管端口CaO‑MgO‑Al2O3‑SiO2玻璃封装方法，选取部分反应活性低，核辐照衰变率小，而且对核反应过程无副作用的原料，通过熔融‑水冷法将其制备成玻璃钎料，依靠玻璃自身的流动性及对SiCf/SiC复合材料的润湿，在国产三代SiC纤维适用温度(≤1450℃)以下且无压条件下实现SiCf/SiC复合材料核包壳管的封装/连接。有益效果：封装/连接剂原料选择为低活性元素，其核辐照衰变率小，而且对核反应过程无副作用，能够满足于苛刻的核环境。选择CMAS玻璃作为封装/连接剂，其热膨胀系数与SiC/SiC相匹配，能有效防止由于热失配而产生的界面开裂以及减少内部残余应力。此外，其封装/连接条件满足国产SiCf/SiC复合材料要求。

【技术实现步骤摘要】
SiCf/SiC核包壳管端口CaO-MgO-Al2O3-SiO2玻璃封装方法
本专利技术属于玻璃封装的制备技术，涉及一种SiCf/SiC核包壳管端口的封装及连接技术，具体涉及SiCf/SiC核包壳管端口CaO-MgO-Al2O3-SiO2玻璃封装方法，其主要应用于包壳管接头处的封装及连接。
技术介绍
日本福岛核事故的主要原因：反应堆冷却系统故障导致堆芯温度迅速升高；锆包壳管在600℃以上逐渐失去力学性能而破损，造成堆芯裸露、坍塌和熔化；在1000℃时，锆-水剧烈反应释放出大量氢气，引起爆炸导致核泄漏。福岛事故后，研制具有耐辐照、耐高温、良好的化学稳定性、良好的环境性能(与水不产生剧烈反应且产氢量少)、核事故时能保持堆芯完整，确保核燃料、裂变产物和放射性气体不泄露的新一代压水堆核燃料包壳材料成为国际上安全发展核电迫切需要解决的关键问题。连续碳化硅纤维增韧碳化硅基复合材料(SiCf/SiC)以其良好的抗辐照损伤、优良的高温化学惰性和低活化、优良的高温强度(耐高温)和结构稳定性，被公认为是解决该问题的首选材料。其中，有效的SiCf/SiC包壳端口封装可以防止壳内辐照产生的气体泄漏，是保障S本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种SiCf/SiC核包壳管端口CaO‑MgO‑Al2O3‑SiO2玻璃封装方法，其特征在于步骤如下：步骤1.混合粉制备：将各原料质量分数为9～11wt.％的CaO,10～11wt.％的MgO,16～20wt.％的Al2O3,60～65wt.％的SiO2进行混合球磨；所述原料组成中各组分的质量百分比之和为100％；步骤2.玻璃钎料熔制：将混合好的原料置于氧化铝坩埚中，放入热处理炉内在空气气氛下高温热处理，热处理温度1600‑1700℃，保温时间2～3h，待保温结束后直接取出并放入冷水中，形成透明的玻璃块体；将玻璃块经球磨后过150目筛得到玻璃粉料；步骤3.封装剂制备：将玻璃粉料与无水乙醇混...

【技术特征摘要】
1.一种SiCf/SiC核包壳管端口CaO-MgO-Al2O3-SiO2玻璃封装方法，其特征在于步骤如下：步骤1.混合粉制备：将各原料质量分数为9～11wt.％的CaO,10～11wt.％的MgO,16～20wt.％的Al2O3,60～65wt.％的SiO2进行混合球磨；所述原料组成中各组分的质量百分比之和为100％；步骤2.玻璃钎料熔制：将混合好的原料置于氧化铝坩埚中，放入热处理炉内在空气气氛下高温热处理，热处理温度1600-1700℃，保温时间2～3h，待保温结束后直接取出并放入冷水中，形成透明的玻璃块体；将玻璃块经球磨后过150目筛得到玻璃粉料；步骤3.封装剂制备：将玻璃粉料与无水乙醇混合制备成封装剂，其中加入无水乙醇含量为玻璃钎料的70～90...

【专利技术属性】
技术研发人员：范尚武，马旭，姬彪，张立同，成来飞，李晓强，
申请(专利权)人：西北工业大学，
类型：发明
国别省市：陕西,61