专利名称:包括具有由碳化硅(SiC)制得的线或纤维的壳体的金属核燃料销的制作方法
技术领域：
本发明的领域为第四代快速中子反应堆的领域，所述第四代快速中子反应堆设计为使用基于铀和钚的燃料操作，并且在全球变暖的大背景下，随着日益增长的在性能和安全方面的要求，为了满足增长的全世界的能量需求而研究第四代快速中子反应堆。
背景技术：
使用对于[燃料/包壳/冷却剂]系统的不同技术方案，研究并提出了若干反应堆设计。
使用液体钠进行冷却(冷却剂的操作温度通常为500° CM^SFR (钠冷快堆)概念是国际共识的主题。对于核燃料设想了两种观点:氧化物燃料(参考(U，Pu)O2)和作为替代的金属燃料，例如UPuZr (例如U-20PU (20%的Pu)-1OZr (10%的Zr))。在一方面设想符合本地和远程能量需求的大功率SFR/氧化物核芯和小功率或中等功率SFR/金属替代核芯。对于SFR/金属替代核芯，例如提出“电池”反应堆设计，其在反应堆寿命过程中没有再加燃料(终生加燃料)，并具有提高的燃料的固有安全要求。
`[0004]与目前的发电核反应堆的设计(具有氧化物燃料的加压水反应堆或沸水反应堆)(其燃料销由金属包壳制得，所述金属包壳由锆基合金(锆合金)制得)不同，用于钠冷快堆的燃料的金属包壳由或多或少复杂的或改进的奥氏体或铁素体-马氏体合金(例如:等级EM10、T91、HT9、D9、ODS 或更简单地，316L)的 Fe-Cr 或 Fe-Cr-Ni 不锈基底(base)制得。
金属燃料具有造成如下至少三个技术问题的特定特征:
-金属燃料在反应堆中的中子通量下肿胀，这产生了破坏包壳的强相互作用(其也在目前的加压水反应堆中在氧化物燃料(燃料(或丸粒)_包壳相互作用)与锆合金包壳之间发生，这是一个“典型的”经常发生的问题)。对于金属燃料形式，目前，肿胀似乎能用通过特定的金属燃料设计并选择锕系金属合金的更低密度而使用更强抵抗力的包壳进行控制，使得气体裂变产物能够全部逸入腔室(在棒中留下的自由空间)中，同时，产生的孔隙度和初始孔隙度使其有可能适应变形；
-金属燃料的低熔点(大约1000°C)使其在反应性剧增(更通常地，温度剧增)的过程中先天较弱；
-在包壳的构成元素Fe与来自燃料材料的U和Pu之间的低共熔混合物的存在(在两种物种或元素之间的相互作用过程中形成给定组成的混合物)，所述低共熔混合物具有极低的熔点(对于U-Fe共熔体混合物为725° C [Journal of Alloys andCompounds271-273(1998)第 636-640 页]，对于 Pu-Fe 低共熔混合物为 420。C [Journal ofNuclear Materials383,第 1-2 卷(2008)，第 112-118 页],当 U 和 Pu 与 Zr 形成合金时或者取决于包壳的等级，熔点大约600° C),所述低共熔混合物可以通过变薄(amincissement)而极大降低第一屏障的性能和关于安全的裕度(marges)。所述低共熔混合物也最终限制了可能实现的操作温度，从而降低了根据热动力学定律和卡诺循环定律而可理论上获得的能源效率。在形成低共熔混合物的程序中，Zr具有极特定的作用，因为其有可能提高耐熔化性，并由此有可能提高裕度。遗憾地是，在反应堆中的中子通量下，燃料的Zr向销的中心迁移，这伴随着该元素在销的周边部分的消耗。
有可能使用钠(Na键)替代用于填充燃料与包壳之间的间隙和空间的氦(He键)，所述钠(Na键)极大地优化系统的热力学。这使得有可能降低在燃料中心与包壳之间的温度梯度，并获得关于熔化的大的安全裕度，但这遗憾地妨碍了释放气体裂变产物的程序，并使关于再加工的辐照燃料的管理变得复杂。钠键不会消除与形成低共熔混合物的形成相关的风险。
因此，使用金属燃料的主要问题之一是所述低共熔混合物的形成，更一般来说，其低熔点。
为了帮助解决这个问题，除了用钠填充棒外，通常提出、研究并实施了三种主要的技术原理:
-燃料金属合金的组成的修改；
-代表在机械强度、耐辐照性与低共熔温度增加之间的最好折中的不锈等级的选择；
-金属衬里的使用，这已经是许多专利的主题，其中一些专利在下文评论。
实际上，有许多关于核燃料复合材料包壳的专利，所述核燃料复合材料包壳包括内衬，所述内衬通常具有金属性质，特别地由Zr制得，并具有扩散屏障功能，但有时也具有与热力学和耐内部腐蚀性相关的特定作用，或者作为可消耗的中子毒物的支撑件。除了个别例外，这些专利大部分适合用于氧化物燃料和用加压水作为冷却剂进行操作的发电反应堆。关于金属燃料的使用(特别地应用于钠冷快堆)，欧洲专利0595571B1(1997)描述了使用复合材料同轴包壳，[(外)不锈合金/ (内)锆合金]，其具有椭圆形的内包壳，以优化热力学并使燃料金属合金与不锈包壳之间的直接接触的发生达到最小。在复合材料同轴包壳内产生的空间可以分别用He和Na填充，以用于热力学的优化。该专利是作为1990年的美国专利4971753 (EP A-0409405)的改进而提出的专利，在所述美国专利4971753中已提出了具有Zr衬里的复合材料同轴包壳的概念。这两个专利明确地适于金属燃料的使用。
这些专利引用美国专利4894203 (1990)，其中修改Zr衬里以改进耐内部腐蚀性。美国专利5227129(1993)本身提及使用氮化锆作为衬里，也提及应用该衬里的物理方法。美国专利5412701 (1995)提出了在锆基底上使用碱金属硅酸盐作为中子毒物的支撑件的可能性。
美国专利5301218描述了用于衬里的特定技术，所述衬里具有轧制金属箔(如同纸卷的若干箔)形状，紧密地围绕圆柱形燃料，并通过特定技术焊接至外部(“内轧制的金属燃料的定位焊”)，所有物质都在包壳内。缠绕的圈可以变形，并且在由燃料所产生的压力或机械负荷的作用下变得更紧密。
在改进方面，这些专利的大多数直接引用1996年的两个专利，其中描述了结合金属扩散屏障的复合材料同轴包壳技术原理。核燃料UO2的美国专利3230150(1966)具有由安装在一起的内衬(管)和外部部件所形成的包壳(“多管式包壳”)，所述内衬(管)由Cu制得，所述外部部件由不锈钢制得。最后，U型金属燃料或其合金(特别是UAlx合金)的金属燃料的美国专利3291700(1966)描述了限制或抑制与金属(特别是Al)包壳的相互作用的方法。提出的技术在于不考虑所选的金属绷带的物理形式(板或圆柱体)或化学性质(金属的或陶瓷)，将其缠绕在燃料周围以在包层燃料之前完全包裹燃料。制造方法在于使用由包裹片材的线轴或滚筒所组成的简单设计的技术系统，所述系统使用给定的旋转运动来分配所述材料以包裹燃料。[0019]对于先进核燃料包壳(其包括衬里，或更一般来说复合材料解决方法)的这些设计的高温应用(例如第四代气冷快堆[GFR])，由于陶瓷选择的更耐火的特征以及因此比金属选择性能更好，因此优选陶瓷选择。[0020]专利W02007/017503 (2007)描述了例如复合材料蜂窝状板的设计，所述板由整体SiC和纤维SiC和金属衬里制得，所述金属衬里基于核燃料(例如通常为U、Pu碳化物)的耐火合金，并能够以非常限制性的规范而在GFR中操作以及在极高的温度下操作。[0021]对于高温应用，还已知2006年的专利申请W02006/076039A2 (EP1774534)的SiC-SiC复合材料多层管，设想所述SiC-SiC复合材料多层管满足用于第四代铅/锂冷却反应堆或气冷却反应堆以及用于矿物燃料电站应用的燃料元件的规范。最后，以在美国专利4710343(1987)中的海绵材料的原始方式使用SiC，以特别地用于铯，用于快速反应堆的燃料销设计，所述燃料销设计在上部包括在大延伸表面积中形成以捕获铯的碳化硅SiC。[0022]总之，可以看出，对于本领域中提出的全部SFR反应堆的金属燃料应用的解决方法，存在多个问题，特别是:[0023]-在大约500°C的操作温度下的标称条件下，燃料与包壳之间的物理化学相互作用，以及更特别地UPuZr金属燃料与基于Fe-Cr-Ni或Fe-Cr不锈包壳之间的低共熔混合物；[0024]-在“偶然”条件下，即在燃料的熔点(其可通常为大约1000°C)以上的温度下，在包壳内保持大体积分数为固态、通过减少裂变原子浓度而降低局部中子反应性而具有良好的热性质，并同时促进保持包壳的性能及其几何形状的可能性。[0025]在所引用的大多数专利中，除了技术效果之外，设计包括衬里的燃料销或元件目前面临制造容易度、坚固性和成本的问题。[0026]特别是对于“全陶瓷”或“陶瓷-金属”的选择，组件(更广义地，制造)问题和热机限制的问题造成了基本问题。对于“全金属”的选择，如果制造问题可以克服，操作方面和待使用的金属材料的量也造成了基本问题，所述基本问题有关原料的可得性和再循环，并因此有关成本，也有关管理和处理更重的燃料元件的方法。
发明内容
[0027]本申请人从系统(所述系统复杂，并在操作条件下限制为核燃料元件)上功能的显著去耦是潜在的有害技术效果(形成系统的元件数目、它们的相互作用或偶合越大，则所述有害技术效果越难以预料)的来源的原理开始，在本发明中提出了一种解决方法，该解决方法的原理简单并基于非常有限的元件数目以产生所选的技术效果。[0028]相比于解决与SFR的UPuZr金属燃料的行为相关的所述问题，本申请人确定没有现有技术同时解决并提出界面基体衬里类型的解决方法，所述解决方法基于容易制造和使用的系统，基于本领域技术人员进一步研究并公知的物理、机械或化学性能，所述系统的操作可大体上可靠地预测。[0029]取决于在本发明涉及的情况(温度上升和热膨胀、功率瞬变而无燃料熔化、反应性或非反应性的相互扩散(与包壳)、大约600° C的低共熔混合物(U-Pu-Fe)(瞬变而无熔化的情况)、大约1000° C的燃料熔化(意外情况))下所观察到的SFR的金属燃料的扰动域，这些性质逐渐产生。
在此背景下，本发明的一个主题为一种金属核燃料销，其有可能克服上述问题。
更具体地，本发明的一个主题为一种核燃料销，其包括金属核燃料材料的线性元件和包壳，所述金属核燃料材料基于铀和/或钚，所述包壳包含铁和铬或含有至少这两种元素的合金，其特征在于其还包括围绕所述线性核燃料元件设置的主壳体，所述壳体包括由SiC制得的纱线或纤维。
所述包壳还有利地包括中空部分(被称为腔室的贮存器)和贮存器，所述中空部分用于排放裂变气体，所述贮存器分离所述中空部分和所述线性金属核燃料元件，从而使发电燃料棒或燃料销能够正确操作。
根据本发明的一个变体，被称为腔室的所述贮存器可以接收熔融燃料，并包括由耐熔融锕系元素的腐蚀的材料制得的环带。
根据本发明的一个变体，所述环带由钽(Ta)制得。
根据本发明的一个变体，构成纤维的SiC为立方β同素异形体。
根据本发明的一个变体，所述壳体还包括游离硅填料。
根据本发明的一个变体，所述主壳体包括含有SiC纱线或纤维的条带。
根据本发明的一个变体,所述主壳体包括围绕所述线性金属燃料材料元件缠绕的SiC纤维的一系列厚度。
根据本发明的一个变体，所述销还包括插入所述线性燃料元件与所述主壳体之间的二氧化硅或石英纤维的主要壳体。
根据本发明的一个变体,所述主要壳体包括围绕所述线性金属燃料材料元件缠绕的二氧化硅或石英纤维的一系列厚度。
本发明的另一主题为一种用于制造根据本发明的金属核燃料销的方法，其特征在于其包括通过编织或编结SiC纤维而围绕所述线性金属核燃料元件制备主壳体。
根据本发明的一个变体，所述方法包括用围绕所述线性金属核燃料元件缠绕的SiC纤维的条带来制造主壳体。
根据本发明的一个变体，所述方法还包括所述线性金属核燃料元件的表面氧化的在先步骤。
根据本发明的一个变体，所述方法还包括用包含基于传导材料的软钎焊粉末的粘合剂涂布所述线性元件的在先步骤。
根据本发明的一个变体，所述方法还包括在所述线性金属核燃料元件与所述主壳体之间制备主要壳体，所述主要壳体包含二氧化硅或石英纤维。
通过阅读如下以非限定性并借助附图给出的说明书将更好地理解本发明，且其他优点也将明显，其中:
-图1示意性地显示了根据本发明的燃料销；[0048]-图2示出了用于制造包括于根据本发明的核燃料销中的主壳体的方法的第一实施例；[0049]-图3示出了用于制造包括于根据本发明的核燃料销中的主壳体的方法的第二实施例；[0050]-图4示出了硅、铀和锆对氧的亲和力；[0051]-图5示出了各种化合物的自由能(稳定性)对温度的函数；[0052]-图6示出了在“偶然”条件下本发明的核燃料销的行为；[0053]-图7a和图7b示出了在“偶然”的金属核燃料的熔化过程中，MxCySiz材料与MuSivOw氧化物的相互作用层的形成。
具体实施方式
[0054]通常，并且根据本发明，如图1所示，所述销包括包壳Go、线性金属核燃料元件CNU，所述包壳Go由基于Fe-Cr-Ni或Fe-Cr的不锈材料制得,所述线性金属核燃料元件Cnu可以以圆柱形的棒或坯料的形式存在，所述圆柱形具有小直径，通常为5至10_，燃料材料可以是UPuZr或UPuX型(X可能为例如钥)。因此，所述销包括第一部分和第二部分，所述第一部分包括材料Cnu的裂变柱，所述第二部分由用于气体的腔室Pu构成。[0055]有利地，提供环带An或钽Ta的衬里，从而构成在操作条件下耐熔融锕系元素的腐蚀的贮存器。[0056]有利地，可以提供在200至250° C之间在空气中进行表面氧化步骤数小时，以获得立方体MO2型的几微米的层，所述层粘附至其基材，M为金属核燃料的成分金属合金。[0057]对于SiC纤维或纱线的制造，可以设想各种生产方法，特别地，可以设想包括纤维编织步骤的方法(特别地在航空领域中简单且被证明的原理)。[0058]将在以下描述基于SiC纤维的主壳体的两个示例性的实施方案。[0059]根据本发明的销的第一示例性实施方案:[0060]使用本领域技术人员公知的技术设备沿着坯料编织或编结纱线或纤维形式的SiC基体。与坯料接触的第一圈有利地用预氧化的纤维制得或者用石英纤维或二氧化硅SiO2纤维的编织物制得。[0061]如果需要具有中子毒物储备，也有可能使用硼硅酸盐玻璃，所述中子毒物由玻璃中的硼确定。实际上，例如，硼10(硼的同位素10)捕获中子(其对于裂变反应而言是毒物)以转化成硼11，这给出He+Li。相比于其他吸收剂，同位素kiB(天然硼是同位素、(19.8mol%)+11B (80.2mol%)的混合物)在从快中子到热中子的非常广的范围内具有有效性。(η，α )类型的捕获反应如下给出:1QB+ln=>7Li+4He+2.6MeV。[0062]由圈的数量确定的厚度和每圈的重叠部分的宽度为可调节的数据。圈是松散的(不是拉紧的)。[0063]钎焊粉(通常基于Ni以改进传导性)，和其液体粘合剂(其通过在真空下抽吸而容易蒸发)，可以有利地在通过编织或编结进行覆盖操作之前被涂覆至坯料上。[0064]将经覆盖且任选地用钎焊涂覆的坯料逐渐引入包壳中，使得由此固定的盖不会变松。[0065]在图2中所示的示意图说明了用于制备主壳体的方法的该实施例。包壳Go旨在接收核燃料Cnu坯料，SiC的纱线或纤维Fsi。围绕所述坯料缠绕，在锚定以引发编织或编结的开始之后，石英纤维或SiO2纤维预先缠绕而作为第一厚度(没有示出)。
为了用纤维FSi。制备该主壳体，旋转燃料坯料，也可旋转地安装多层编结机，所述多层编结机包括飞轮和用于编结线轴BoFSi。的支撑件。
根据本发明的销的第二示例性实施方案:
使用基于标准SiC纤维的预织造且不很致密的条带沿着坯料覆盖织造织物形式的SiC基体。在锚定点定以进行覆盖操作。与坯料接触的第一层有利地用预氧化的条带或纤维制得，或者用石英纤维或二氧化硅SiO2纤维或硼硅酸盐玻璃纤维(如果希望具有中子毒物(由玻璃中的硼确定)的贮存器)的编织物制得。与预氧化的金属坯料接触的第一层由SiO2构成。
厚度(层或圈的数量)以及每圈的重叠部分的宽度为可调节的数据。所述层是松散的(不是拉紧的)。
任选地，有可能用粉状Si或极多孔的SiC泡沫填充圈间空间，所述粉状Si或极多孔的SiC泡沫取决于在旋转过程中发生覆盖操作的条带的闭合空间而倾注，并根据需要倾注至所述闭合空间中。
钎焊粉(通常基于Ni以改进传导性)，和其液体粘合剂(其通过在真空下抽吸而容易蒸发)，可以有利地在通过束缚进行覆盖操作之前被涂覆至坯料上。
将经覆盖且任选地用钎焊涂覆的坯料逐渐地引入包壳中，使得由此固定的盖不会变松。
图3示出了围绕核燃料Cnu的坯料的条带BFsic组件以及用于例如用Si或Si泡沫填充圈间空间的区域ZintCT和圈间重叠区域ΖΚε，水平箭头表示将由此缠绕的坯料引入包壳Go内的其主壳体的方向。
当完成覆盖操作时，(通过简单的径向切割)将系统调节至正确长度，并任选地将所述系统放置在真空中，以在通过焊接闭合之前排出任选附接的软钎焊粘合剂，用于制造销的操作的剩余部分是本领域技术人员公知的。
在500° C的静态温度的标称操作下本发明的销的行为验证
在该温度范围中，本申请人提出使用SiC，因为其良好的热性质和物理性质，以及其在辐照下的优良表现，特别是在大约500° C的这些温度范围中，其中在给定累积剂量下，肿胀通常为通常地为大于0.5至1%。金属燃料与SiC之间的固态相互作用(一旦它们接触)不为零，但由于编织物上存在的SiO2 (石英或二氧化硅)与通过金属燃料上的氧化预处理所形成的MO2层接触而被动力学推迟或延迟。
热力学上，公知的是硅Si对氧的亲和力小于U或Zr对氧的亲和力。因此，所述系统的天然化学进展为氧由石英或二氧化硅SiO2至锕系元素合金的移位，从而通过形成未定义的层MuSivOw而有利于保持其氧化，如显示了某些化合物对氧的亲和力的图4所示。
织造盖与锕系元素合金之间的相互作用可以随后形成并非先验定义的复杂的相互作用层MxCySiz，但是其生长(扩散)动力学受限于温度(通常约10至100 μ m)。应当注意，在直到超过1200° C的温度下，在固态下在SiC与不锈合金(特别是316L型奥氏体合金，如包壳)之间不存在显著的相互作用。如在Journal of Materials ScienceLettersl9 (2000),第 7 卷，第 613-615 页！Materials Science and Engineering:A,335 (2002)，第1-2卷，第1_5页的文章中所述，可在这些合金的加工过程中进一步用SiC填充这些合金以将其机械增强。[0079]在操作过程中，SiC编织物(其在实施时从松散开始)的机械性质使其有可能在温度上升的过程中容纳锕系元素合金的膨胀(其膨胀系数通常比SiC的膨胀系数大3倍)，随后迫使金属燃料在纵向方向上大部分增塑。当燃料/包壳间隙被占据时，该SiC有可能任选且有利地使用Ni的软钎焊经由传导性(燃料-织造SiC-包壳接触)而确保热量良好地向包壳和冷却剂移除，而不会使Fe-Cr或Fe-Cr-Ni包壳的应力超负荷。[0080]缠绕圈的该编织物的多孔性质使其有可能将裂变气体排放至腔室。[0081]因此，在标称条件下在一定温度下总是预期或担忧的通量下的金属核燃料与其包壳之间的相互作用在本文得以降低，并根据设计原则而得以传播，燃料-包壳低共熔混合物不能形成(无直接接触)。[0082]在所用金属燃料合金的熔点以上的温度下在“偶然”操作下本发明的销的行为验证[0083]在UPuZr金属燃料的熔点以上，通常从1000° C开始的更高的温度下，反应性较高，令人感兴趣的是SiC的高反应性以及低的耐熔融锕类元素的腐蚀。与使用SiC的大多数其他用途、应用或发明不同，本申请人提出，使用SiC作为用作消耗品的低化学惰性材料，以与熔融锕系元素的合金反应，并产生耐火碳化物和硅化物，所述耐火碳化物和硅化物的密度小于产生它们的UPuZr金属合金的密度。[0084]SiC可能在热力学和动力学上不能经受熔融锕系元素的合金(特别是诸如UPuZr的合金)的腐蚀，因为元素Pu、U和Zr对碳具有极强的亲和力，以形成许多比SiC热力学更稳定的碳化物，对Si具有极强的亲和力，以形成许多硅化物，并形成混合的碳硅化物MxCySiz ；在这方面，图5示出了碳化物、硅化物或碳硅化物的相对稳定性的图表，所述图表显示出M=U、Pu、Zr 的生成自由 j:含 AfG (a.U.)。[0085]因此，在如图6所示的这些混合的碳硅化物MxCySiz的形成之后，这些混合的碳硅化物构成在包壳与未熔化的核燃料之间的壁。这些较小密度的耐火化合物由于其较小的密度而降低了局部中子反应性，因此，由于它们更少加热而可以看出它们的温度降低(相对于中子反应)。[0086]从简单的热力学观点看来，基于熔融态/SiC界面的物理化学[Survey onwetting of SiC by molten metals, G.ff.Liu, M.L.Muolo, F.Valenza, A.Passerone,Ceramics International36,4 (2010 年 5 月)1177-1188 ;Acta metalI,mater.第43卷，N0.3，第907-912页，1995]以及在阅读U-Si 二元体系[Journal ofNuclear Materials389(2009) 101所形成的MSixCy化合物的密度小于燃料金属的密度(对于ZrSi2约为4.9g.cm_3，对于U的硅化物约为7-8g.cnT3，和对于Pu的硅化物约为10g.cnT3)，且其平均密度小于产生这些化合物的SiC (有利地用Si填充)和熔融锕系元素的体积的密度的平均值。
由于去致密化，如图6中的箭头所示，熔融金属(其类似于还未反应的液体管)向上机械地排放，携带可能的密度较小的MSixCy产物，或者在相互作用发展的过程中通过所述液体管的径向压缩和闭合而实际上局部减小在裂变柱中的裂变原子的密度(原位产生复合材料核燃料，其重原子的密度较低)，从而漂浮。
通过通常用于这种类型的问题的材料的钽Ta涂层，从而保护熔融锕系元素合金的膨胀容器(在腔室中)免于熔融燃料的腐蚀性质，特别是钚的腐蚀性质(参见例如1998年的法国专利2752234，其描述了由CEA/DAM开发的不锈钢/Ta/不锈钢复合材料托架以容纳Pu-Ga的液体合金)。
原则上，产生在所考虑的温度下为固体且密度较小的化合物以及并不非常致密的化合物的任何化学反应可以进行如上所述的操作。
因此，图7a和7b用横截面示意性地显示了在熔化核燃料的反应，并出现熔融金属核燃料(其已与SiC反应以产生化合物MxCySiz和氧化物MuSivOw)的另外的界面的过程中，金属核燃料Cnu/由二氧化娃纤维Fsiffi构成的主要壳体/由SiC纤维Fsic构成的主壳体/包壳Go界面的发展。核燃料Cnu膨胀并肿胀，由FSi。制得的主壳体的成分圈挤压包壳。
权利要求
1.一种核燃料销，其包括金属核燃料材料的线性元件(Cnu)和包壳(Go)，所述金属核燃料材料基于铀和/或钚，所述包壳包含Fe和Cr或含有至少这两种元素的合金，其特征在于其还包括围绕所述线性核燃料元件设置的主壳体，所述壳体包括由SiC制得的纱线或纤维(Fsic)。
2.根据权利要求
1所述的核燃料销，其特征在于所述包壳还包括用于排放加热产物的中空部分和分离所述中空部分与所述线性金属核燃料元件的贮存器。
3.根据权利要求
2所述的核燃料销，其特征在于所述贮存器包括由耐熔融锕类元素的腐蚀的材料制得的环带(An)。
4.根据权利要求
3所述的核燃料销，其特征在于所述环带由钽(Ta)制得。
5.根据权利要求
1至4中任一项所述的核燃料销，其特征在于构成所述纤维的SiC为立方β同素异形体。
6.根据权利要求
1至5中任一项所述的核燃料销，其特征在于所述壳体还包括游离Si填料。
7.根据权利要求
1至6中任一项所述的核燃料销，其特征在于所述主壳体包括含有SiC纱线或纤维的条带。
8.根据权利要求
1至7中任一项所述的核燃料销，其特征在于所述主壳体包括围绕所述线性金属燃料材料元件缠绕的一系列厚度的SiC纤维。
9.根据权利要求
1至7中任一项所述的核燃料销，其特征在于其还包括插入所述线性核燃料元件与所述主壳体之间的二氧化硅或石英纤维的主要壳体。
10.根据权利要求
8和9所述的核燃料销，其特征在于所述主要壳体包括围绕所述线性金属燃料材料元件缠绕的一系列厚度的二氧化硅或石英纤维。
11.一种用于制造根据权利要求
1至10中任一项所述的金属核燃料销的方法，其特征在于其包括通过编织或编结SiC纤维而围绕所述线性金属核燃料元件制备主壳体。
12.一种用于制造根据权利要求
1至10中任一项所述的金属核燃料销的方法，其特征在于其包括用围绕所述线性金属核燃料元件缠绕的SiC纤维的条带制备主壳体。
13.根据权利要求
11和12中任一项所述的用于制造核燃料销的方法，其特征在于其还包括所述线性金属核燃料元件的表面氧化的在先步骤。
14.根据权利要求
11至13中任一项所述的用于制造核燃料销的方法，其特征在于其还包括用包含基于传导材料的软钎焊粉末的粘合剂涂布所述线性元件的在先步骤。
15.根据权利要求
11至14中任一项所述的用于制造核燃料销的方法，其特征在于其还包括在所述线性金属核燃料元件与所述主壳体之间制备主要壳体，所述主要壳体包含二氧化硅或石英纤维。
专利摘要
本发明涉及一种核燃料销，其包括由金属核燃料材料制得的线性元件(CNu)和包壳(Go)，所述金属核燃料材料由铀和/或钚组成，所述包壳包含Fe和Cr或含有至少这两种元素的合金，所述销的特征在于其进一步包括围绕所述线性核燃料元件设置的主壳体，所述壳体包括由SiC制得的线或纤维(FSiC)。本发明还涉及一种用于制备根据本发明的核燃料销的方法。
文档编号G21C3/07GKCN103155045SQ201180047973
公开日2013年6月12日 申请日期2011年10月4日
发明者F·马佐迪耶 申请人:原子能和能源替代品委员会导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan