Zirconiumcarbid ist eine anorganische chemische Verbindung aus der Gruppe der Carbide.
| Kristallstruktur | ||||||||||
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| _ Zr4+ _ C4− | ||||||||||
| Allgemeines | ||||||||||
| Name | Zirconiumcarbid | |||||||||
| Andere Namen |
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| Verhältnisformel | ZrC | |||||||||
| Kurzbeschreibung | geruchloser grauer Feststoff | |||||||||
| Externe Identifikatoren/Datenbanken | ||||||||||
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| Eigenschaften | ||||||||||
| Molare Masse | 103,23 g·mol−1 | |||||||||
| Aggregatzustand | fest | |||||||||
| Dichte | 6,73 g·cm−3 | |||||||||
| Schmelzpunkt | 3540 °C | |||||||||
| Siedepunkt | 5100 °C | |||||||||
| Löslichkeit | nahezu unlöslich in Wasser | |||||||||
| Sicherheitshinweise | ||||||||||
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| Soweit möglich und gebräuchlich, werden SI-Einheiten verwendet. Wenn nicht anders vermerkt, gelten die angegebenen Daten bei Standardbedingungen. |
Gewinnung und Darstellung Bearbeiten
Zirconiumcarbid kann mit den gleichen Verfahren wie Titancarbid dargestellt werden. So kann es durch carbothermische Reduktion von Zirconiumdioxid
oder durch Synthese aus den Elementen bei mehr als 2000 °C gewonnen werden. Da Zirconiumcarbid sehr empfindlich gegen Stickstoff ist, muss bei der Hochsinterung mit sehr reinem Argon gearbeitet werden. Bei den Reaktionen ist zu beachten, dass sich Kohlenstoff in Zirconiumcarbid löst, wobei sich dessen Schmelzpunkt auf 3100 °C erniedrigt. Bei Abkühlung fällt der Kohlenstoff wieder aus.
Es kann auch aus Zirconium(IV)-chlorid dargestellt werden.
Ebenfalls möglich ist die Herstellung per Plasma-CVD.
Eigenschaften Bearbeiten
Zirconiumcarbid ist ein geruchloses graues Pulver, das praktisch unlöslich in Wasser ist. Es ist unlöslich in Salzsäure und Schwefelsäure, jedoch löslich in Salpetersäure. An Luft ist es bis 800 °C stabil. Zirconiumcarbid besitzt eine Kristallstruktur vom Natriumchlorid-Typ mit beträchtlicher Phasenbreite (ZrC0,99-ZrC0,55). Es besitzt eine Vickershärte von 25,5 GPa und ein Elastizitätsmodul von 350 bis 440 GPa. Mit Halogenen bildet es Tetrahalide bei Temperaturen über 250 °C. Wie auch Titancarbid bildet es mit Sauerstoff und Stickstoff feste Lösungen.
Verwendung Bearbeiten
Zirconiumcarbid wird im Gegensatz zu Titancarbid trotz seiner guten Eigenschaften nur für Beschichtungen von Brennstoffen von Kernspaltungs- und Fusionsreaktoren verwendet. Der Grund liegt möglicherweise im hohen Preis und der Schwierigkeiten es von Verunreinigungen zu befreien. Ein Vorteil des Zirkoniums ist, dass es mit Neutronen fast überhaupt nicht interagiert – deshalb wird Zircalloy, also möglichst Hafnium-freies Zirconium legiert mit anderen geeigneten Elementen, üblicherweise als Hüllrohrmaterial für Brennelemente verwendet. Aufgrund der Präsenz von Kohlenstoff – einem relativ guten Neutronenmoderator – eignet sich Zirkoniumcarbid für einige Anwendungen aus nuklearer Sicht etwas besser als metallisches Zirkonium, für andere jedoch etwas schlechter.
Auch der Einsatz als mögliches Strukturmaterial für Dual-Fluid-Reaktoren wird erforscht.
Einzelnachweise Bearbeiten
- ↑ Datenblatt Zirconium carbide, 99.5% (metals basis excluding Hf), Hf< 200ppm bei Alfa Aesar, abgerufen am 10. Juni 2013 (PDF) (JavaScript erforderlich).
- ↑ Dale L. Perry: Handbook of Inorganic Compounds, Second Edition. Taylor & Francis US, 2011, ISBN 1-4398-1462-7, S. 472 (eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche).
- ↑ Georg Brauer (Hrsg.), unter Mitarbeit von Marianne Baudler u. a.: Handbuch der Präparativen Anorganischen Chemie. 3., umgearbeitete Auflage. Band II, Ferdinand Enke, Stuttgart 1978, ISBN 3-432-87813-3, S. 1387.
- ↑ Hugh O. Pierson: Handbook of Chemical Vapor Deposition, 2nd Edition: Principles, Technology ... William Andrew, 1999, ISBN 0-08-094668-2, S. 256 (eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche).
- Hugh O. Pierson: Handbook of Refractory Carbides & Nitrides: Properties, Characteristics ... William Andrew, 1996, ISBN 0-08-094629-1, S. 73 (eingeschränkte Vorschau in der Google-Buchsuche).
- Daniel Weiβbach, Jakub Sierchuła, Mariusz P. Dąbrowski, Konrad Czerski, Götz Ruprecht: Dual Fluid Reactor as a long‐term burner of actinides in spent nuclear fuel. In: International Journal of Energy Research. Band 45, Nr. 8, 2021, S. 11589–11597, doi:10.1002/er.5302.