在核能系統設計的新時代，對材料的效能要求越來越嚴格，包括優異的機械效能、優異的熱物理效能、優異的抗輻射性以及耐腐蝕和抗熱震性。 在此背景下，碳化硼陶瓷材料因其獨特的效能而成為研究的熱點，一些關鍵的核碳化硼陶瓷材料已經取得突破，正在走向實際應用。
碳化硼陶瓷材料的微觀結構由共價鍵和離子鍵緊密組成，使材料具有高硬度和穩定的化學效能。 在力學效能方面，碳化硼陶瓷表現出高硬度、彈性模量和抗壓強度的特點，同時其熱膨脹係數低。 然而，碳化硼材料固有的脆性是其應用的障礙，因此如何提高其韌性是當前研究的重要方向。
在抗氧化性方面，不同的碳化硼材料表現出很大的差異。 雖然大多數碳化硼材料在非常高的溫度下會氧化，但有些材料在氧化後能夠形成緻密的氧化物保護膜，從而表現出優異的抗氧化性。
碳化硼陶瓷材料的中子吸收效能也各不相同，具體取決於材料的中子吸收截面。 中子吸收截面較大的材料適用於核心中子吸收材料，而中子吸收截面較低的材料可用於核燃料或結構材料。
在輻照效能方面，大多數碳化硼材料表現出良好的耐輻照效能，例如，連續SiC纖維增強SiC陶瓷基複合材料（SiC SiC）的輻照膨脹度僅為0左右1%~0.2%。
碳化硼陶瓷材料的綜合性能使其在核燃料、結構材料和中子吸收材料等領域具有重要的應用價值。 碳化硼（B4C）是核能系統中重要的中子吸收劑、控制棒材料和遮蔽材料，密度低，熔點和硬度高，化學性質穩定。 B4C中主要的中子吸收核素為10B，具有較大的熱中子吸收截面，因此在不同的反應堆中，B4C可以以不同的形式使用。
然而，碳化硼陶瓷材料的加工是乙個重大挑戰。 由於其硬度高，韌性差，加工過程困難，在加工過程中容易引入缺陷。 因此，如何提高碳化硼陶瓷材料的加工工藝，如何連線碳化硼材料是未來研究的重要方向。
總的來說，碳化硼陶瓷材料在核能系統中具有廣闊的應用前景，但其加工工藝和連線技術仍有待進一步研究開發。 隨著科學技術的進步，我們相信我們可以克服這些挑戰，使碳化硼陶瓷材料在核能系統中發揮更大的作用。