在日本福岛核事故中,Zr合金包壳与水蒸汽反应生成大量的氢气导致爆炸从而引发严重事故。发展新一代事故容忍性核燃料包壳管成为研究热点,SiC_f/SiC具有低的中子吸收截面、耐辐照、耐高温、高导热、高比强度以及高比刚度、抗热冲击等优异性能,成为理想的核燃料包壳材料。目前SiC_f/SiC包壳管的制备与端口连接/封装技术是制约其应用到压水反应堆上的关键难题。本文主要研究SiC_f/SiC复合材料核燃料包壳端口连接/封装技术。CaO-MgO-Al₂O₃-SiO₂（CMAS）及Y₂O₃-Al₂O₃-SiO₂（YAS）玻璃具有较小的中子吸收截面,热膨胀系数与SiC_f/SiC复合材料相匹配,连接过程可在较低温度且无压/低压条件下进行,适用于国产SiC_f/SiC复合材料核包壳的连接。本文采用CMAS系玻璃和YAS玻璃实现了SiC_f/SiC复合材料的连接,研究了不同玻璃体系中连接工艺对连接接头微结构和性能的影响,并优化了连接工艺,同时考核了最优工艺连接试样的抗热震性能,并采用CMAS及YAS玻璃完成了SiC_f/SiC包壳管的端口封装。主要研究结果如下:1.采用MgO-Al₂O₃-Si O₂（MAS）及CaO-Al₂O₃-SiO₂（CAS）玻璃进行了连接探索。结果表明:MAS玻璃在热处理后生成堇青石,导致玻璃相含量降低且黏度增大,在1400℃无压条件下难以成功连接SiC_f/SiC复合材料;CAS玻璃热膨胀系数较大,接头连接界面处由于热失配产生了明显的裂纹,连接强度低且无法保障接头气密性。2.研究并揭示了CMAS玻璃配比、连接温度以及保温时间对SiC_f/SiC连接接头微结构和剪切强度的影响,优化了连接工艺并考核了连接接头的抗热震性能。结果表明:配比为（SiO₂ 64.2wt.%,Al₂O₃ 17.8wt.%,CaO 9.0wt.%,MgO 9.0wt.%）的玻璃连接接头致密无缺陷且强度最高;随着连接温度的升高,连接接头的剪切强度增大,同时其内部析晶程度增加,连接层内存在着部分缺陷;当连接温度升高至1400℃时,连接层为均匀的玻璃相且结构最为致密;在1400℃下,保温时间对连接试样微结构及强度影响较小;优化后的连接工艺为1400℃/60mins,接头剪切强度⁴5.7MPa;试样剪切强度随着热震次数的增加而降低,经过3次热震后,其剪切强度²6.4MPa。3.研究并揭示了YAS玻璃配比、连接温度以及保温时间对SiC_f/SiC连接接头微结构和剪切强度的影响,优化了连接工艺并考核了连接接头的抗热震性能。结果表明:配比为（SiO₂ 55.0wt.%,Al₂O₃ 15.0wt.%,Y₂O₃ 30.0wt.%）的玻璃连接接头较为致密且内部晶体分布均匀;随着连接温度升高,接头连接层内逐渐形成连续致密的结构,其剪切强度先上升后稳定;在最佳连接温度条件下,随着保温时间的增加,试样内连接层逐渐致密,其剪切强度先上升后稳定;优化后的连接工艺为1400℃/30mins且试样剪切强度⁴3.7MPa。试样剪切强度随着热震次数的增加不断降低,经过3次热震后,试样的剪切强度¹0.8MPa。4.分别采用CMAS及YAS玻璃在其最优工艺下对SiC_f/SiC核包壳管进行了封装。结果表明:两种玻璃均能实现SiC_f/SiC核包壳管的封装,封装区域整体致密,同时玻璃钎料向SiC_f/SiC塞头内的孔隙发生了渗透,愈合了SiC_f/SiC内部分缺陷,有利于保障包壳管端口处的气密性,在封装区域存在内少量闭孔。