核电材料的关键设备

1.核电材料的关键设备

1.1.核燃料分类及各种燃料存在的优缺点

核燃料在反应堆内使用时，应满足以下的要求：

①与包壳材料相容，与冷却剂无强烈的化学作用；

②具有较高的熔点和热导率；

③辐照稳定性好；

④制造容易，再处理简单。根据不同的堆型，可以选用不同类型的核燃料：金属(包括合金)燃料，陶瓷燃料，弥散体燃料和流体(液态)燃料等。

1.2.金属燃料

铀是目前普遍使用的核燃料。天然铀中只含0.7％的U235，其余为U233。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，目前仍在使用。但核电站(特别是核潜艇)用的反应堆要求结构紧凑和高的功率密度，一般要用U含量大于0.7％的浓缩铀。这可以通过气体扩散法或离心法来获得。金属铀在堆内使用的主要缺点为：有同质异晶转变；熔点低；存在尺寸不稳定性；最常见的是核裂变产物使其体积膨胀(称为肿胀)；加工时形成的织构使铀棒在辐照时沿轴向伸长(称为辐照生长)，虽然不伴随体积变化，但伸长量有时可达原长的4倍。此外，辐照还使金属铀的蠕变速度增加(50~100倍)。这些问题通过铀的合金化虽有所改善，但远不

如采用UO2陶瓷燃料为佳。

1.3.陶瓷燃料

包括铀、钚等的氧化物、碳化物和氮化物，其中UO2是最常用

的陶瓷燃料。UO2的熔点很高(2865℃)，高温稳定性好。辐照时UO2燃料芯块内可保留大量裂变气体，所以燃耗(指燃耗份额，即消耗的

易裂变核素的量占初始装载量的百分比值)达10％也无明显的尺寸变化。它与包壳材料锆或不锈钢之间的相容性很好，与水也几乎没有化学反应，因此普遍用于轻水堆中。但是UO2的热导率较低，核燃料

的密度低，限制了反应堆参数进一步提高。在这方面，碳化铀(UC)则具有明显的优越性。UC的热导率比UO2高几倍，单位体积内的含铀量也高得多。它的主要缺点是会与水发生反应，一般用于高温气冷堆。

1.4.弥散体燃料

这种材料是将核燃料弥散地分布在非裂变材料中。在实际应用中，广泛采用由陶瓷燃料颗粒和金属基体组成的弥散体系。这样可以把陶瓷的高熔点和辐照稳定性与金属的较好的强度、塑性和热导率结合起来。细小的陶瓷燃料颗粒减轻了温差造成的热应力，连续的金属基体又大大减少了裂变产物的外泄。由裂变碎片所引起的辐照损伤基本上集中在燃料颗粒内，而基体主要是处在中子的作用下，所受损伤相对较轻，从而可达到很深的燃耗。这种燃料在研究堆中获得广泛应用。除陶瓷燃料颗粒外，由铀、铝的金属间化合物和铝合金(或铝粉)所组

成的体系，效果也较好。在弥散体燃料中由于基体对中子的吸收和对燃料相的稀释，必须使用浓缩铀。

燃料芯块：为核燃料元件的核心部分，也可分为金属型、陶瓷型、弥散型。

核燃料棒：它是由燃料芯块、燃料包壳管、压紧弹簧和上、下端塞组成。

芯块：是由富集度为2-3%的UO2粉末(陶瓷型芯块)冷压成形再烧结成所需密度的圆柱体，直径为8-9毫米，直径与高度之比为1:1.5。每一片芯块的两面呈浅碟形，以减小燃料芯块因热膨胀和辐照肿胀引起的变形。

包壳：作用：防止裂变产物沾污回路水并防止核燃料与冷却剂相接触。目前压水堆燃料元件包壳几乎都是Zr-4合金冷拉而成(长3-4米，直径为9-10毫米，壁厚0.5-0.7毫米)。

Zr-4合金的中子吸收截面小，在高温下有较高的机械强度和抗腐蚀性能。包壳内装有UO2芯块。上下两端设有氧化铝隔热块，顶部有弹簧压紧，两端用锆合金端塞封堵，并与包壳管焊接密封在一起。

1.5.稀土元素在燃料芯块中的应用

1.5.1Sm2O3

Sm2O3在核反应堆中用来制备芯块，或者弥散分布在核燃料中。随着对材料力学性能和可加工性能要求的提高，单一成分Sm2O3难以满足核电材料的要求，对其研究转向复合材料。国内有关Sm2O3

复合材料的研究单位主要有南航材料学院，他们研究的主要方向是将Sm2O3与树脂材料复合，提高其加工性能和抗辐射能力(发表论文是：氧化钐/环氧树脂与聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料的制备工艺、微观结构及性能)；北京化工大学高分子材料实验室，研究的方向也是复合材料，Sm2O3与热塑性聚氨酯复合可以提高其抗辐射性能和流变性能(发表论文：氧化钐/热塑性聚氨酯复合材料的防辐射性能及流变性能)。

1.5.2Eu2O3

Eu2O3用来制备芯块，或弥散分布在包壳合金中。Sm2O3和

Eu2O3可以添加到金属燃料、陶瓷燃料、弥散型燃料当中，可以提高这些核燃料的使用性能、安全性能以及燃料效率.

1.5.3Gd2O3

用来制备芯块或弥散分布核燃料中。在轻水动力反应堆中，为达到补偿堆的总反应性因燃料消耗而缓慢减少的目的，常在燃料中加入精确控制的具有较大中子俘获截面的材料(可燃毒物)。钆在多方面有独特优点，从20世纪70年代以来，国际上对以钆作为中子材料进行了多方面的研究，目前，几乎全都采用UO2粉末与Gd2O3粉末的机械混合方法(干法)。但该方法存在工艺复杂，需长时间研磨、混合，钆、铀在烧结芯块中的均匀性差，废料需进行水法处理与钆铀分离，流程长，技术难度大等缺点。随着对UO2—Gd2O3。燃料需求的增加，

迫切需要找到一种钆与铀均匀混合的简单方法。近年来，美国、德国和日本等对共沉淀法(如AUC、ADU和溶胶凝胶法)进行了大量研究，得到了一些较为满意的结果。中国核动力研究设计院—核燃料及材料国家级重点实验室对AUC流程有较多的试验研究与生产实践经验，并已对AUGdC共沉淀法进行了初步研究。在以往研究工作的基础上，本工作拟研究用AUGdC共沉淀法取代机械混合法的可行性(详文见其发表论文：共沉淀法制备AUGdC的工艺研究)。为了提高核燃料的利用率，降低燃料循环成本，充分利用现有的铀矿资源，提高核电厂运行的经济性，必须在堆内使用可燃毒物燃料。Gd203一U02是应用较为广泛的可燃毒物之一。在核电发达国家，许多核电厂的燃料循环长度可达15—20个月…。芯块晶粒尺寸的大小将直接影响燃料的强度和蠕变速率，以及芯块在堆内的抗肿胀性能，晶粒太大或太小都不利于芯块的堆内运行特性。所以核动力研究院又陆续研究了UO2—

Gd2O3的制备工艺与性能之间的关系，以及如何改善制备工艺提高其使用性能。具体是：(1)UO2—Gd2O3芯块晶粒尺寸的影响因素研究；

(2)UO2—Gd2O3芯块中添加U3O8研究。

1.5.4钛酸镝和钛酸钆

正处于实验当中，还未应用到生产上。钛酸镝与银铟镉合金相比有更高的熔点，更容易生产，不产生放射性废物，不易与包覆材料反应，不膨胀。银铟镉合金用来制备控制棒。还未发现国内哪家单位对钛酸镝做过详细的研究，比较集中的是镝或者氧化镝参杂到钛酸钡当