采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒的制作方法与工艺

本发明涉及核反应堆工程领域中的燃料棒，可作为快中子反应堆或热中子反应堆堆芯燃料棒。

背景技术：
核燃料棒是核反应堆中释放能量的基本单元，一定数量的燃料棒通过底座和格架等结构件组装形成燃料组件，核反应堆堆芯则由这些燃料组件组成。核燃料棒一般由燃料芯块和包壳组成，芯块和包壳之间一般留有一定的间隙。同时，在燃料棒的上部还留有空腔，用于容纳燃料棒在长期的核反应过程中产生的裂变气体。燃料芯块是真正发热的核燃料元件。最常见的燃料芯块是通过粉末冶金和高温烧结形成的UO2陶瓷芯块，称之为陶瓷型燃料。陶瓷型燃料还包括碳化物燃料、氮化物燃料等，但这些都还处于研发阶段，没有在实际反应堆中应用。除了陶瓷燃料，还有一种直接采用裂变核素金属作为燃料芯块，一般为U或Pu与其它金属合金，称之为金属燃料。陶瓷燃料熔点高，辐照肿胀效应较小，但其导热性能差，并且重原子密度低，因此在快堆中增殖效率不高。目前陶瓷型燃料在压水堆中广泛应用，快堆也大多采用陶瓷型燃料。金属燃料相对陶瓷燃料导热性能好，重核密度高，能获得较硬的中子能谱。目前金属燃料仅在少数实验反应堆中得到使用。包壳是燃料棒的重要组成部分，它用于封装内部燃料芯块，防止燃料芯块产生的裂变气体释放到反应堆冷却剂中，同时又需要将燃料芯块的热量传导到冷却剂。目前现有的燃料棒包壳基本都采是金属包壳，如最常见的锆合金和不锈钢合金包壳。金属燃料棒包壳的耐高温、耐腐蚀和耐中子辐照性能一般，较容易出现包壳的破损。尤其在快中子反应堆中，由于中子能量和通量水平较高，燃料棒包壳的抗辐照性能是非常关键的性能指标，目前的不锈钢包壳虽然已经具备相对较好的辐照性能，但仍然难以满足快堆燃料棒设计的要求。如图1所示，现有燃料棒设计最常见的是采用金属包壳加陶瓷芯块的形式，如目前典型的压水堆燃料棒为UO2芯块、Zr-4合金包壳管设计。同时为了考虑芯块辐照后的肿胀以及容纳释放出的放射性气体，芯块和包壳间留有一定的间隙，燃料棒上部还有一段气腔，中间充以2-3MPa的氦气。由于UO2芯块以及中间气隙的导热性能较差，现有燃料棒的整体导热性能不佳。另外由于Zr-4包壳相对UO2芯块硬度较差，在芯块肿胀后发生相互作用，容易造成包壳的破裂。锆合金在高温下会与水或者水蒸气反应，在400摄氏度以下锆水反应缓慢，锆合金包壳耐腐蚀性能良好，大于400摄氏度时，锆水反应迅速加剧，锆合金包壳腐蚀严重，而在大于约950摄氏度时，锆与水蒸气剧烈反应，产生大量的氢气。除了压水堆中燃料棒，现有快堆也基本采用金属包壳加陶瓷芯块的设计。典型的快堆燃料棒是细长的密闭式结构，主要是由不锈钢包管壳和圆柱形混合氧化物燃料芯块构成。燃料芯块通常是在棒内沿轴向是均匀布置的，两端有贫化的UO2轴向转换区。燃料棒内有贮存释放的裂变气体(主要贮存Xe和Kr)的气腔，燃料和包壳之间也存在一定的气隙。专利(申请号：CN201020244247.5，一种带肋核燃料棒)公开了一种带肋核燃料棒，它通过增加肋片，增大了释热面积，同时还可以相互插接。专利(申请号CN200610153129.1，可控制内管和外管的热通量的核燃料棒)提供了一种环形核燃料棒。该环形核燃料棒可以除去内管和外管之间不平衡的热通量，以及控制内管和外管之间的热通量。虽然上述设计通过改变燃料棒结构、增大换热面积等措施来增加燃料棒换热能力，但是没有能够从根本上提高其导热能力，包壳和燃料的中子学、机械性能等并没有得到提高。总体上，现有燃料棒导热性能、机械性能较差，在高温、辐照条件下容易出现包壳破损。

技术实现要素：
本发明的一目的在于提供一种采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒，以用于提高燃料棒导热性能，降低燃料芯块中心温度或有效提高燃料功率密度。本发明的另一目的在于提供一种采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒，以大幅提高燃料棒包壳机械性能、抗腐蚀和抗辐照性能，降低燃料棒的破损率。本发明的再一目的在于提供一种采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒，以显著增加燃料棒的卸料燃耗，从而大大提高燃料利用率。本发明的又一目的在于提供一种采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒，以同时使燃料棒具有良好的中子学性能，可以在快堆或热堆中广泛应用。本发明的采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒，包括包壳和金属燃料芯块，其特点是，包壳采用SiCf/SiC复合陶瓷材料包壳，金属燃料芯块采用U-Zr或U-Pu-Zr合金燃料芯块；间隙填充低熔点金属。包壳和燃料芯块的间隙填充低熔点金属。在本发明的第1实施例中，核燃料棒为快堆燃料棒，其活性燃料区上方邻接加长气腔，该加长气腔的长度为燃料棒活性区长度的1倍至1.5倍；活性燃料区的横截面上由内向外依次为低熔点金属、环状金属燃料芯块、低熔点金属、环状复合陶瓷包壳。在所述第1实施例中，进一步地，低熔点金属采用金属钠。在本发明的第2实施例中，核燃料棒为压水堆燃料棒，其活性燃料区的横截面上由内向外依次为固体慢化剂、低熔点金属、环状金属燃料芯块、低熔点金属、环状复合陶瓷包壳。在所述第2实施例中，所述慢化剂为氢化锆。在所述第2实施例中，低熔点金属为锡。本发明的有效果如下。(1)本发明采用SiCf/SiC复合陶瓷材料作为燃料包壳，使得包壳机械性能大为提高，减少了包壳因格架磨损、碎物磨损、芯块包壳间相互作用等各种机械原因造成的包壳破损可能。SiCf/SiC包壳材料与U-Zr/U-Pu-Zr合金燃料芯块的硬度分别约为2800kg/mm2和260kg/mm2，而不锈钢和锆合金包壳的硬度大约只有100kg/mm2和120kg/mm2，陶瓷燃料芯块硬度约为2000kg/mm2。从数据可以看出，SiCf/SiC包壳硬度远高于不锈钢和锆合金包壳硬度，而金属芯块硬度相对UO2又较小，因此无论是格架对包壳造成的磨损或者芯块与包壳相互作用时，包壳都不容易出现破损。(2)本发明采用SiCf/SiC包壳材料具有很好的高温稳定性，大大提高了燃料棒的工作温度。SiCf/SiC材料最大工作温度大约为1600℃，在高温下也具有化学惰性，不与水、钠等各种冷却剂反应。而不锈钢和锆合金的工作温度分别约为650℃和450℃，锆合金在高温下与水发生锆-水反应。当堆芯内发生偏离泡核沸腾时，燃料棒包壳表面温度急剧上升，燃料棒存在烧毁的可能，而采用SiCf/SiC材料使包壳能承受很高的温度，甚至允许发生偏离泡核沸腾。因此本发明设计使得燃料棒包壳耐高温性能大大提高，燃料棒可以在更高的环境温度中使用。(3)SiCf/SiC材料的抗辐照性能较锆合金和不锈钢更好，其辐照损伤的DPA截面较小，使得燃料棒可以承受更高的中子辐照，允许燃料达到更深的燃耗，因而有效提高燃料的使用率进而提高核电厂经济性。(4)采用SiCf/SiC复合陶瓷包壳、金属燃料芯块以及中间填充低熔点金属的燃料棒设计，使得燃料棒整体导热性能大为提高。传统陶瓷燃料芯块、氦气和不锈钢包壳的热导率分别约为3-0.27-20，而金属燃料芯块、金属钠和SiCf/SiC包壳的热导率分别约为25-63-40，本发明设计不仅在各个导热环节上导热性能都高于现有燃料棒设计，并且各环节之间导热性能更加均衡，因此燃料棒的整体导热性能得到了大幅提高，不会出现很高的燃料中心温度以及温度梯度。(5)SiCf/SiC材料、不锈钢和锆合金的热中子吸收截面比约为0.004∶0.222∶0.008，可以看出相对于不锈钢和锆合金材料，SiCf/SiC包壳材料的中子吸收截面更小，因而具有更好的中子经济性。(6)金属燃料芯块的质量密度(18.3g/cm3)显著大于UO2陶瓷芯块的质量密度(10.98g/cm3)，因而可以显著提高单位体积的燃料装量，实现所需的能谱硬度。金属燃料芯块中锆原子的吸收截面显著小于UO2陶瓷芯块中的氧原子的吸收截面，因而金属燃料芯块的中子寄生吸收远小于UO2陶瓷芯块，并具有更高的中子经济性。附图说明图1是已有的压水堆燃料棒的轴向剖面图。图2是本发明的第1实施例的采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒的横截面图。图3是图2所示的核燃料棒的轴向剖面图。图4是本发明的第2实施例的采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒的横截面图。图5是本发明的第3实施例的采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒的横截面图。具体实施方式如图3所示，本发明的核燃料棒在轴向上依次设置下端塞5、邻接在下端塞5上方的屏蔽区4、邻接在屏蔽区4上方的活性燃料区3、邻接活性燃料区3的上方的加长气腔2、邻接加长气腔2上方的上端塞1。加长气腔2的长度远大于现有压水堆燃料棒气腔，也比现有快堆燃料棒气腔更长，其长度约为燃料棒活性区3长度的1倍至1.5倍。图2是活性燃料区3的横截面图。如图2和图3所示的实施例中，加长气腔2是相对于已有的燃料棒的气腔被加长，以提供充分的裂变气体包容能力。如图3所示，采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒包括环状的包壳11和环状的金属燃料芯块13，包壳11采用SiCf/SiC复合陶瓷材料包壳，金属燃料芯块13采用U-Zr或U-Pu-Zr合金燃料芯块。并且在包壳11和燃料芯块13的间隙中填充低熔点金属12。上、下端塞1、5以及屏蔽区4的设计可借鉴已有的核燃料棒。低熔点金属是指熔点较低(约在500摄氏度以下)的金属，例如为铋、镉、铅、钾、钠、锡、锌等。图4显示了本发明的第2实施例，其为快堆燃料棒，由外向内依次为环状的包壳21、环状的间隙低熔点金属22、环状的环状金属燃料芯块23以及中心低熔点金属24。包壳21采用SiCf/SiC复合陶瓷材料，低熔点金属22、24采用金属钠，燃料芯块23采用U-Zr/U-Pu-Zr合金，芯块23为中心开孔的环状设计。图4所示的实施例的轴向结构可参照图3来理解，在燃料棒轴向采用加长上部气腔2，容纳气体裂变产物。图4为对应图3中活性燃料区3的横截面。图4所示的实施例的设计首先在包壳机械性能方面较不锈钢包壳大为提高，减少了芯块包壳间相互作用(FCMI)以及机械磨损等各种原因造成的包壳破损可能。SiCf/SiC包壳材料具有很好的高温稳定性和抗腐蚀性，允许在钠冷快堆中摄氏500-550温度甚至更高温度下工作，并有效避免芯块包壳间的化学反应(FCCI)。SiCf/SiC材料的抗辐照性能较锆合金和不锈钢更好，其辐照损伤的DPA截面较小，使得燃料棒可以承受更高的中子辐照，尤其在快堆的高中子辐照环境下，允许燃料达到更深的燃耗。采用SiCf/SiC复合陶瓷包壳、金属燃料芯块以及中间填充低熔点金属的燃料棒设计，各种材料的导热系数都较大，使得燃料棒整体导热性能大为提高。并且在燃料芯块中心开孔，可以保持燃料的中心温度更低。同时，U-Zr/U-Pu-Zr合金燃料具有很高的重核密度，因此在快堆中具有很好的中子增殖性能，而低熔点金属钠以及SiCf/SiC包壳的中子吸收截面都很小，同样具有良好的中子学性能。因此该燃料棒设计具有优良的机械、导热、抗腐蚀、抗辐照及中子学综合性能。图5显示了本发明的第3实施例，图5所示的实施例的轴向结构可参照图3来理解。图5为对应图3中活性燃料区3的横截面。如图5所示的核燃料棒为压水堆中用的燃料棒，由外向内依次为环状的包壳31、环状的芯块33与包壳31间隙中填充的低熔点金属32、环状的金属燃料芯块33、芯块33与慢化剂35的间隙中填充的低熔点金属34以及位于中心的氢化锆慢化剂35。包壳31采用SiCf/SiC复合陶瓷材料，低熔点金属32、34采用金属锡，燃料芯块33采用U-Zr/U-Pu-Zr合金，同时采用中心开孔的环状设计，燃料棒中心布置固体氢化锆作为慢化剂35。复合陶瓷材料SiCf/SiC作为包壳31首先在机械性能方面大大高于现有的锆合金包壳，具有更高的机械性能和工作环境温度，同时SiCf/SiC材料不会与水反应，避免了锆合金在高温下水的腐蚀和锆水反应。与钠冷快堆燃料棒设计不同，压水堆使用的燃料棒在包壳31与金属芯块33之间填充了低熔点金属锡32，金属锡较为稳定，不像金属钠存在钠-水反应燃烧的危险。压水堆中燃料棒同样可以采用U-Zr或U-Pu-Zr合金材料，通过在中心布置氢化锆慢化剂35，使得燃料棒具有足够的中子慢化能力。该燃料棒设计同样具有良好的整体导热性能、机械性能、抗腐蚀和抗辐照性能以及中子学性能。本发明中的陶瓷包壳金属芯块不限于上述实例应用，根据本发明提出的构想，可以在各种快堆或热堆中使用该燃料棒设计。