[0001] 本发明涉及一种钇硅基合金材料，特别是涉及一种耐高温核屏蔽用钇硅合金材料，应用于核功能特种合金材料技术领域。

[0002] 目前报导在空间堆得到应用的金属氢化物中子屏蔽材料包括LiH、ZrH2和TiH2，但其分解温度都在800℃以下。而YH2同样具有良好的中子屏蔽性能，且表现出更为优异的热稳定性，分解温度高达1200℃，但是现有钇合金晶粒尺寸达数百微米，不规则的粗大晶粒导致钇基合金在吸氢时由于各部分吸氢量及吸氢速率差异过大而产生应力集中，进而导致吸氢开裂，大块的工程化应用的氢化钇生产困难。

[0003] 此外，稀土元素钇还存在化学性质较为活泼的问题，在高温、水环境下容易与氧、氮等反应，在核反应堆的高温工况下可能发生高温氧化行为。此外，单一的氢化钇只能屏蔽快中子，而对热中子的屏蔽能力较弱，而对钇基合金的改性，如添加B元素，虽然能够较好的实现晶粒细化和提高热中子吸收能力，但硼吸收中子后会释放氦气，存在辐照肿胀的问题。

[0004] 专利文献公开号为CN115652164A的技术公开了一种耐高温中子屏蔽用抗氢致开裂钇基合金材料，组成为：C：0.05‑5.05％，Zr：0.05‑15.0％，且满足C≤1.3％+0.25Zr，其余成分为钇和不可避免的杂质。利用碳、锆分别在高温钇中具有一定的固溶度，而碳与锆又形成高熔点ZrC，钇基合金在凝固过程中ZrC起细化晶粒的作用，从而使晶粒细小的钇基合金在随后的热加工和高温氢化过程中不开裂，保持较高的强度和韧性。本技术中添加了没有中子屏蔽作用的碳元素，损失了一部分钇基合金的热中子及γ射线屏蔽能力，对合金的高温中子屏蔽性能带来部分不利影响。锆原子的热中子吸收截面为0.180±0.004ba，添加较低的热中子吸收截面的元素，对钇基合金材料的耐高温核屏蔽性能的提升作用有限，且材料密度较高。

[0005] 专利文献公开号为CN115652163A的技术公开了一种耐高温中子复合屏蔽钇基合金材料，其主要成分按照如下质量百分比组成：C：0.05‑2.65％，Hf：0.05‑20.0％，且满足C≤1.3％+0.07Hf，其余成分为钇和不可避免的杂质。本技术中添加了没有中子屏蔽作用的碳元素，损失了一部分钇基合金的热中子及γ射线屏蔽能力，对合金的高温中子屏蔽性能带来部分不利影响。此外，Hf元素的热中子吸收截面为115ba，远低于Dy、Gd的热中子吸收截面(Dy元素的热中子吸收截面为1100ba，Gd元素的热中子吸收截面为46000ba)，碳与铪又形成高熔点HfC，材料中添加较低的热中子吸收截面的元素，对钇基合金材料的耐高温核屏蔽性能的提升作用有限。

[0006] 专利文献公开号为CN115341126A的技术公开了一种耐高温中子慢化及吸收一体化复合屏蔽钇基合金材料，其特征在于，所述钇基合金材料的主要成分按照如下质量百分比(％)组成：B：0.05～10.0％，Cr≤10.0％，Al≤10.0％；其余成分为钇和不可避免的杂质。为了提高材料的抗氧化性能添加较低的热中子吸收截面的元素Cr和Al，对钇基合金材料的耐高温核屏蔽性能的提升作用有限，且对材料的防开裂能力的提升有限。

[0007] 上述不利于加工及工程应用的性质限制了钇基合金的发展，随着各种应用场景对能源需求的不断提高，微型反应堆的屏蔽指标要求相应提高，因此迫切需要开发具有低密度、耐高温、抗氧化和强屏蔽能力的新型核屏蔽用钇基合金材料。