核电厂核燃料ppt介绍原理

4.2.4 二氧化铀燃料的制造
（1） 芯块 制备压水堆二氧化铀粉末和燃料芯块的生产流程 如下，参见图4-4。
萃取、净化 转化 铀矿石 U3O8
•
气体扩散 UF6
UF6
（浓集235U）

ADU、AUC、IDR
UO2粉末。
• UO2粉末→球磨→筛分→混合→冷压成形→烧结→ 研磨→检验→清洗→芯块。
UF6 2H2 O H 2 UO2 6HF
（2） 燃料棒 典型的水堆燃料棒见图4-5 ，它由锆合金 包壳、端塞、芯块、隔热芯块、弹簧等组成。 切成定长的锆合金包壳管内装入UO2芯块， 芯块柱的两端再装入Al2O3隔热芯块（防止轴 向传热），上端留有贮气空腔，用压紧弹簧 将芯块定位，焊上端塞，端塞之一留有充气 孔，充入一定压力的氦气（压水堆燃料棒预 充压2MPa），然后堵焊密封。
（1） 芯块开裂 • 燃料芯块内的温度梯度可达103-104℃/厘米，当 热应力超过燃料的断裂强度时，芯块将产生裂纹。 • 这个现象与UO2芯块的塑性行为有关，处于 1200℃以下的UO2燃料为脆性区；处于12001400℃，为半塑性区，破坏前有一定塑性变形；在 1400℃以上的为塑性区。 • 热应力在外区切向和轴向的为拉伸应力,它超过了 燃料的拉伸断裂强度，因而开裂；而在燃料中心区， 热应力是压应力，燃料的压缩强度比拉伸强度大一 个量级,所以内区不产生裂纹。此外，内侧燃料在塑 性-脆性转变温度以上,因而在断裂前能承受相当大 的塑性变形。数值估计如下：
图4-4 UO2粉末生产流程
• 3） IDR-干法转化流程是以H2、H2O、NH3与UF6直接气相 反应生成UO2粉末的DC（Dry Conversion）流程。ADU流 程和AUC流程都具有流程长、废水处理量大的缺点，而DC 流程具有流程短、生产量大、产生的和要处理的废液少，铀 的直接回收率高，尾气中的HF有可能回收利用，对环境污 染小的优点。但干法只适用于UF6转化，不适用于处理返料。 • 总的反应为：
氮的寄生 俘获 与氧、氢、水作 用 从UO2制得 生物学上有害
U从心部 向边缘迁 移 与空气、水 作用,与钠不 作用 FBR20% PWR35% 易
化学稳定性
与氢、水、 空气在RT作 用 易
稳定
生产
粉末冶金法
尺寸稳定性
差
好
好
好
差
• 优点： a. 熔点高，晶体结构为面心立方（FCC），各向 同性，并且从室温到熔点没有相变。 b. 高温稳定性和辐照稳定性好。 c. 化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相 容性好。 d. 在1000℃以下能包容大多数裂变气体。 e. 有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的 热中子俘获截面低（0.002靶恩）。 • 缺点： a. 导热系数小，使芯块的温度梯度过大。 b. 机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加 工成型困难
（3）燃料组件 • 压水堆燃料组件骨架是由控制棒导向管和 与之固定的定位格架及上下管座组成。 • 先把若干个定位格架固定在平台上，导向 管按给定的数目插入定位格架的给定格子里， 并机械连接或点焊，然后将燃料棒插入各定 位格架的格子中，再将上下管座用铆接或点 焊的方法与导向管连接固定，组装成n×n的 燃料组件。 • 如秦山一期的组件为15×15排列其中有20根 控制棒导向管，204根燃料棒，一根中子通量 测量管。
25 （25℃）
2.8（1000℃） 21.7 8.4（20℃） （1000℃） 33（44℃） 110 62
4.2（RT）
38 (1000℃） 45(650℃） 241
344-1380
弹性模量 1011Pa 辐照效应
1.0-1.7
2.0
2.1
6.9
450℃肿胀
没明显肿胀
比UO2肿胀 略多 至500℃与 钠不作用,与 水作用 从UO2制得
表4-4 辐照下二氧化铀燃料中发生的现象 0-102MWd/TU 102-104MWd/TU 104-106MWd/TU
裂纹的产生与消 失 重新结晶 密实 裂变元素和氧沿 径向重新分布 释放出被吸收的 气体
密实化完毕 肿胀开始 燃料-包壳管相 互作用 由于裂变气体释 放，燃料棒内压 开始上升
肿胀 固态裂变产物析 出 由于裂变气体释 放，燃料棒内压 上升 包壳管内表面被 腐蚀 裂变率降低
•
表4-1 各种核燃料的性能对比
UO2 U 熔点（℃） 晶体结构 1133 αRT-668 β668774γ774-MP 2865 FCC 2380 FCC 2850 FCC 640 α 2400 1750 1325 FCC 1325 BCC 11.72（RT） UC UN Pu MOX Th+UO2
燃 料 棒
图4-5 燃料棒
燃料棒的质量控制 a. 外观及尺寸检查： 包括燃料棒的长度、外径、垂直度、贮气空腔长 度、芯块柱长度和表面刻痕划伤等。 b. 焊接质量检查： 主要检查焊缝表面状况；X射线法检查气孔和夹 杂的分布、排列情况；氦气找漏法测定泄漏率；金 相法测量焊接熔深，并对焊缝进行内压爆破试验和 抗腐蚀试。 验。 c. 富集度检查： 主要为防止其它富集度的UO2芯块装入。
Fra Baidu bibliotek
ε
式中：A1、A2、Q1、Q2为常数；ε是稳定蠕变速率；ζ是施 加的应力；G是晶粒尺寸；R是气体常数；T是温度。
= （A1ζ/G2）exp（-Q1/RT） + A2ζ4.5exp （-Q2/RT） （4-4）
二氧化铀的机械性能
图4-3 UO2断裂应力、应变与温度的关 系
• 4.2.3 化学性能
1）从三氧化铀UO3和八氧化三铀U3O8通过氢 还原生成二氧化铀 ； 2）二氧化铀与大多数反应堆冷却剂几乎不起作 用； 3）在大气中二氧化铀可选择吸附其中的水； 4）二氧化铀芯块在300℃的去氧水中仍有很好 的抗腐蚀性能； 二氧化铀在去氧的水蒸汽中， 直到高温也十分稳定； 5） 二氧化铀与氢到极高温也不发生作用； 6） 二氧化铀与包壳材料的相容性非常好。
第四章
核反应堆燃料
•
可以用作核燃料的核素有铀-233、铀-235、 钚-239，其中只有铀-235是天然存在的，天 然铀中仅含0.714%的铀-235，其余为约占 99.28%的铀-238和约占0.006%的铀-234。 • 铀-233和钚-239是在反应堆中通过钍-232 和铀-238俘获中子后嬗变得到的。其核反应 过程如下：

T 1 2 23.5分
T 1 2 23.3天
理想的核燃料需具备以下特点
• 燃料中易裂变原子密度高，即材料中应含有高浓度的裂 变（或增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截 面大的原子。 • 导热性能好，即可以有高的功率密度（每单位堆芯体积 的热功率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功 率高），燃料能承受高的热流而不产生过大的温度梯度， 并能使燃料中心温度保持在熔点以下。 • 熔点高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点 以下的密度、形状、尺寸及其它变化。 • 低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。 • 具有化学稳定性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化 学反应。 • 辐照稳定性好，即在强辐照下不会因肿胀、开裂和蠕变 等引起变形而失效；机械性能（强度、韧性等）也不应 在辐照下有很大的变化。 • 材料的物理和力学性能好，易于加工，并能经济地生产。
4.2.5 二氧化铀燃料的堆内行为
• UO2燃料在反应堆内产生热能，由于二氧 化铀导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较 大，芯块中心温度高达2000℃以上，而外缘 温度只有500-600℃，形成大的温度梯度。运 行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着 燃耗的加深，还将出现燃料密实化，裂变产 物析出，肿胀，裂变气体释放等，参见表4-4。
、β 、 γ 、δ 、 δ ′、ε
15.9219.82 δδ负值
理论密度 Mg/M3 热胀系数 106/℃ 热导率 W/m．K（℃） 断裂强度MPa
18.0619.04 a:39.0, 6.3, c:27.6 b:-
10.96
13.63
14.3
0-1500℃ 10
20-1000℃ 10 24.5 (1000℃）
4.1.2 陶瓷型燃料
• 铀、钚、钍与非金属元素（氧、碳、氮等） 的化合物组成了陶瓷型核燃料。由于这些燃 料有很高的熔点，无相变，与包壳和冷却剂 相容性好，辐照稳定性好等有利条件，动力 堆普遍采用这类材料作核燃料。 陶瓷型核燃料有氧化物型、碳化物型及氮 化物型。氧化物型应用最普遍。各种的性能 对比参见表4-1。
4.2 二氧化铀燃料
4.2.1 二氧化铀的物理性能
（1）晶体结构 （2）密度 （3）熔点 （4）导热率 （5） 热膨胀 （6）蒸汽压
二氧化铀的晶体结构
二氧化铀的晶体结构
图4-2 铀——氧系平衡图
• 相图中的垂线代表化合物UO2(O/U=2.0)和 U4O9 (O/U=2.25) ， O/U比较大的其它化合物 是U3O8 和UO3。
• 低温下，O/U<2的是UO2和金属铀的混合物， 高温下是UO2和液态金属铀的混合物。 • 在一个O/U不等于2.0的很宽的区域，系统是 单相。是氧在氧化物中的真正的固溶体。 • 在各种化合物UaOb的垂线之间存在很多的两 相混合物。
4.2.2 力学性能
UO2在常温下是脆性陶瓷体，断裂强度约为 110MPa，在韧脆转变温度（～1400℃）以上，随 着温度升高，强度急剧降低，同时出现塑性。 1)断裂强度－二氧化铀在脆性范围内的断裂强度与密 度、晶粒度、温度有关。 ζf = 170×[1-2.62（1-D）]12 G-0.047exp （-1590/RT） （4-2） 式中 ζf—断裂强度（MPa）；D—密度；G—晶粒尺 寸（μm）；T—绝对温度；R—气体常数 （8.134J/Mol．K）。
232 90
Th n Th Pa U
1 0 233 90 233 91 233 92

T 1 2 23.5分
T 1 2 23.4天
238 92
U n U Np Pu
1 0 239 92 239 93 239 94
2)压缩强度－晶粒尺度在0-20μm的二氧化铀的压缩强度在420 到980Mpa之间。 3) 弹性模量－与温度、气孔率有关。室温时约为2.12.3×105MPa,随温度增加，该值呈直线下降，系数为 3.09×10-2/K；随气孔率增加，弹性模量减小。关系式如下： EP = E0（1-2.62P） （4-3） 式中： P为气孔率，E0为室温时理论密度的UO2的弹性模量， 为2.26×105MPa。 4)高温蠕变－高温时的变形可用机制来描述。二氧化铀的高温 蠕变可用下式来表示：
•
秦山核电厂 15×15－21；外形尺寸为199.3×199.3mm，8层因科镍定位格架。 204根元件棒。 燃料棒长3210mm，活性段长2900mm 包壳直径为10±0.03mm,壁厚0.7±0.04mm,材料为Zr-4。 芯块直径8.43±0.02mm，高度10±0.5mm,双碟形（深度0.35mm）。 铀－5 加浓度为2.40％,2.6725和3.00％。预充压～1.96MPa。燃耗至 30000MWd/tU。 • 大亚湾核电厂 17×17的AFA-2G组件，燃耗为33000MWd/tU。燃料棒直径9.5mm， 长度3859mm。 从2002年使用AFA-3G组件，组件的平均卸料燃耗45000MWd/tU，接 近50000MWd/tU的国际水平。 从AFA-2G至AFA-3G的主要改进是燃料富集度提高至4.45％，采用 Gd2O3-UO2可燃毒物芯块，包壳采用了M-5合金（Zr-1%Nb-0.12%O）, 加大导向管壁厚，降低上下管座的压降，增加3组带有搅混翼的中间跨 距的中间格架，从而提高了包壳管的抗腐蚀、抗辐照、抗弯曲性能和热 工水力裕量。 • 目前法国又有新开发（1999年）的ALLIANCE组件，所有材料（导向 管、包壳管、格架）均用M5合金，燃耗70000MWd/tU。
• 固体燃料可以分为金属型、陶瓷型和弥散体型。
4.1 燃料的分类
4.1.1 金属型燃料
（1）金属铀 从室温到熔点有三个同素异构体，分别为α、β、 γ相。优点是裂变原子密度高；导热性能好；加工性 能好。它缺点是熔点低（1133℃），辐照稳定性差 ， 与包壳相容性差。 （2） 铀合金 铀通过合金化可使材料稳定在某一相，并以此提 高辐照时的尺寸稳定性和抗腐蚀性能。铀- 锆合金 是一种有希望的金属燃料。铀-钼合金也在研究中。 美国的快堆一体化燃料循环研究就是用金属型的铀钚-10%锆合金作燃料的。