第3讲-核燃料

核燃料核燃料的分类和特征UO2作为压水堆核燃料的堆内行为2概述动力堆对于固体燃料的主要要求：(1)良好的核裂变性能维持链式反应(2)良好的热导率传热效率高、安全(3)高熔点可承受高运行温度、安全(4)化学稳定性与冷却剂及包壳材料良好的相容性。(5)足够的力学性能、晶型稳定、抗辐照工作中不破损主要的核燃料：可裂变(需高能中子)易裂变天然材料U-238,Th-232U-235转换材料Pu-239,U-23323592U23392U23994Pu3核燃料的分类固体燃料金属型、陶瓷型、弥散型燃料目前常用核燃料，根据堆型不同形式不同液体燃料溶液(或悬浮液)、液态金属和熔盐其设计特点是：将燃料、冷却剂和慢化剂溶合在一起，在早期反应堆发展初期被研究，未发展为实用动力燃料。4固体核燃料金属型直接使用纯铀金属导热性好，但使用温度低于450oC，主要用于实验堆、英国气冷堆陶瓷型氧化物陶瓷、碳化物陶瓷陶瓷型燃料多为氧化物(如最常见的二氧化铀UO2)、碳化物UC、氮化物UN等，它们具有高的工作温度，但密度低、导热性能差、易脆化，一般来说，与与冷却剂及包壳材料的相容性好。弥散型燃料将燃料颗粒弥散分布在导热性好的基体中目的：改善燃料性能，克服陶瓷型燃料的导热和延性不足方法：(1)将陶瓷燃料(UO2)粉末或金属间化合物粉末等弥散在金属基体内，或(2)用热解碳和碳化硅包覆氧化物或碳化物的涂层颗粒燃料，再将这些颗粒燃料弥散在石墨体内用途：作为高温堆燃料，如高温气冷堆的燃料5金属型燃料纯金属铀铀是一种致密的、具有中等硬度的银白色金属，熔点1133℃，在熔点以下有三种同素异构体优点：密度高（18g/cm3），导热率高（相对于UO2），工艺性能好，易于加工成型缺点：相变、各向异性、辐照肿胀、化学稳定性差铀合金为了改善纯铀的特性g相合金：U-Zr,U-Mo,U-Nb,快冷得到立方g相a相合金：保持a结构并具有细小而混乱的晶粒组织，抗辐照，典型合金有U-1.5%Nb-5%Zr、U-2%Zr、U-0.3%Cr、U-1.5%Mo等。金属间化合物：U3Si是具有一定压缩延性的金属间化合物，其耐蚀性远高于金属铀，在燃料芯块中心予留孔洞就可以适应大多数情况下辐照引起的尺寸变化。6纯铀金属的物理性能ag667℃667～774℃774～1133℃正交晶系四方晶系立方晶系a=0.2854nma=1.0579nma=0.3524nmb=0.5869nm晶体结构c=0.4956nmc=0.5656nm相变时的体积变化(％)ag1.150.71密度(g/cm3)19.1218.8118.06导热率(W/m?)30.28(316℃)38.08(760℃)[100]36.4×10-6[010]-9.4×10-6热膨胀系(℃-1)(42.8℃)[001]34.2×10-67弥散型核燃料弥散型燃料是将UO2或UC等陶瓷核燃料颗粒均匀地和非裂变基体材料(金属、非金属或陶瓷)混合后，经粉末冶金法压制后烧结而成。基体特性要求：中子吸收截面小，抗辐照能力强；导热率高，热膨胀系数低，并与燃料颗粒的热膨胀系数相当；在运行温度范围内无相变，并应有足够的蠕变强度和韧性；对燃料、燃料包壳和冷却剂的相容性好。可作为基体相的材料:(PWR常用Zr－2)金属材料铝、锆、钼和不锈钢等；非金属和陶瓷材料如石墨、氧化铝、二氧化锆等。8弥散型燃料的特点弥散型核燃料成本较低，物理和机械性能较好，燃耗也较高，并且燃料类型可以多样化，有利于开扩核燃料的应用范围辐照损伤只限于弥散相附近，对基体的影响较小，当燃耗逐渐加深时，燃料元件的肿胀小，因而提高了燃料元件的寿命。以金属相为基体的弥散型燃料有较高的导热率；金属基体有良好韧性，加工性能好，如不锈钢基体的核燃料可轧制成板状高功率密度元件，已用于美国军用装配式动力堆。但是，由于弥散型核燃料中的裂变物质含量低，故需采用高浓度铀原料。9Pu(钚)类核燃料Pu是最重要的一种可裂变人造同位素燃料，它能在反应堆中制造。如果钚也用做核燃料的话，那么反应堆燃料的储备量将能增加几个数量级。然而，由于钚性能和加工上的一些缺点，尚处于研究发展阶段。纯金属钚的特点不适合作为核燃料熔点低，仅640℃；从室温到熔点有六种同素异构体，结构变化复杂；导热系数仅为铀的1/6左右；线膨胀系数大，各向异性十分明显；力学性能属脆性；化学稳定性很差，极易氧化，并易与H2和CO2作用。钚多以氧化物PuO2、氮化物、碳化物状态应用，也可以与UO2混合（(U,Pu)O2）使用，氧化钚的熔点高，化学稳定性好，制备较容易，现多用于快中子堆。钚的碳化物(U,Pu)C有较高的导热率，是有希望的核燃料。陶瓷型核燃料燃料的特性芯块的制造技术要求陶瓷型核燃料主要是二氧化铀(UO2)、碳化铀(UC)及氮化铀(UN)，其中二氧化铀是应用最广、研究最深入的一种。11UO2燃料的性质压水堆主要是用二氧化铀瓷型核燃料，优良特性：1.熔点高:2865℃2.fcc结构(CaF2结构)，在熔点下无晶型转变，各向同性，抗辐照稳定性好。3.与水和包壳材料的相容性好。4.热中子俘获截面极低(＜0.0002barn)；与金属铀相比的不足1.密度较低,10.9g/cm32.导热率仅为金属铀的十几分之一，温度梯度大3.质脆且硬，由于大温度梯度造成的热应力而开裂。可见，陶瓷二氧化铀虽有不足之处；但其优良特性仍是主导的一面，目前动力堆广泛用它作为核燃料。O/U比状态图UO2的晶体结构12U、Pu及其氧化物的性能UO2UPuPuO2熔点(℃)286511336402300晶体结构面心立方正方－四方－六方6种立方密度(g/cm3)10.9819.12(a)19．8211.464.33(499℃)27.34(93℃)4.2~5.474.65(200℃)2.60(1093℃)30.28(316℃)2.68(1000℃)2.16(1699℃)35.05(538℃)导热率(W/m℃)4.33(2204℃)38.08(760℃)11.02[100]36.45110.4(24~2799℃)[010]-9.4热膨胀系数(10-6/℃)[001]34.2273.40(32℃)116.39(93℃)316.10(732℃)171.66(538℃)376.81(1732℃)194.27(649℃)比热(J/Kg℃)494.04(2232℃)在水中的耐腐蚀性良好很差与包壳材料的相容性良好与包壳发生反应13ADU（铀酸胺盐(NH4)U2O7）流程AUC（三碳酸铀酰胺(NH4)4[UO2(CO3)3]）流程IDR流程UO2粉末制备ADU法工艺流程图14(1)UO2粉末压制成型将松散的粉末压制成具有一定形状、尺寸、密度和强度的坯块(2)烧结将粉末压制成的坯块通过高温烧成陶瓷影响UO2高温烧结的因素有：粉末性质：颗粒尺寸、形状、多孔性、比表面积、粉末密度、O/U等。压制参数：粘接剂、润滑剂添加物及坯块密度烧结气氛：水冷堆用UO2芯块生产中均用高温氢气氛烧结，可有效去除超化学计算量的过剩氧，使O／U接近2.00。UO2芯块制备15芯块制造对性能的影响二氧化铀燃料的制造对其热学、力学、化学性质以及堆内行为和裂变产物行为等有较大的影响，主要有：烧结密度，以理论密度的百分数（％T·D）来表示孔隙率，包括开口孔率和闭口孔率晶格中过剩的氧原子数量UO2芯块的质量要求：密度95±1.5%理论密度开口孔1%O/U原子比2.000~2.015晶粒度5～25微米总含氢量2mg/guO/U比状态图16燃料组件制造燃料组件制造芯块柱两端各有一块Al2O3。隔离芯块，以阻止轴向传热．上端有贮气空腔，用压紧弹簧将芯块定位。充入一定量的氦气，两端密封，予充2～3MPa的氦气。燃料组件的组装UF6UO2粉末转换压坯烧结研磨UO2芯块锆管切削端面焊第一端塞装入芯块和弹簧焊第二端塞充He焊封燃料棒锆棒切削端面第一端塞第二端塞CRD导向管加工端面焊接端塞装配燃料组件组装骨架组件因科镍板冲孔热处理栅格板机加、焊接上下管座不锈钢板17UO2燃料在反应堆内产生热能，由于氧化物导热性能差，燃料棒内沿径向的温差大，形成大的温度梯度燃料棒中心温度高达2000oC外缘温度只有500~600oC热应力导致燃料表面出现裂纹随燃耗的加深，将出现芯块变形开裂，导致包壳变形裂变产物的气体析出，使燃料棒内压升高体积肿胀固体裂变产物的析出，腐蚀包壳管UO2燃料的辐照特性18燃料、包壳的变形燃料芯块变形损坏示意图燃料包壳的竹节变形示意图燃料芯块包壳19UO2受辐照后的行为芯块开裂(UO2能受ΔT=100℃/cm，而燃料温度梯度达103~1040℃/cm)重结晶芯块密实化辐照肿胀裂变产物析出熔点降低U、O等元素径向迁移20UO2辐照后的组织变化正常工况下组织变化发生熔化后的组织变化21UO2燃料随燃耗加深的表现组织均匀的新燃料燃耗～100MWD/tU裂纹的产生与消失重新结晶燃料开始密实U/O元素径向重新分布释放出被吸收的气体燃耗～104MWD/tU密实化完毕辐照肿胀开始燃料－包壳相互作用由于裂变气体释放，燃料棒内压开始上升燃耗～106MWD/tU肿胀固态裂变物质析出内压进一步升高包壳管内壁腐蚀裂变率降低22组织变化完全塑性区,温度1400℃,强度显著降低。脆性区，温度~1200℃，处于塑性—脆性转变温度以下，因热应力呈脆性断裂。半脆性区，温度1200~1400℃，有一定塑性，是由完全脆性到完全塑性的过渡区。③柱状晶区②等轴晶区①不变晶区中心区空洞温度约在1800℃、大的温度梯度下，晶粒开始定向长大，形成窄而长的柱晶；气孔沿温度梯度的方向向高温端迁移，大的气孔在高温侧蒸发，在低温侧凝聚，使气孔向高温端传输，结果是柱晶区晶粒致密化，而在芯块中心形成空洞。23芯块开裂燃料棒内由温度梯度而产生的热应力将使第一区裂开，第三区在低应力作用下容易流动，因而不会开裂。如果停堆时该区已经形成裂纹，将使下次堆运行中使裂纹重新愈合。芯块在运行初期的开裂使芯块外径增加，芯块与包壳间隙减小。随着燃耗的增加，芯块与包壳相接触，发生机械相互作用，这种接触应力引起芯块内产生新的裂纹，并使包壳管承受应力，使包壳管外径局部增大。芯块开裂部位往往是包壳管内应力集中部位，也是造成燃料棒破损的原因。重新结晶UO2芯块低的热导率使芯块内存在很大的径向温度梯度，当反应堆达到运行功率后，很快引起微观组织的变化，也就是说，原始烧结组织状态将随时间的延长而变化。24密实化是燃料寿命早期出现的一种组织改变辐照点阵缺陷增多，使燃料物质元素(铀、钚、氧)移动速度加快，重结晶或烧结体的孔隙封闭，结果是芯块密度增加、半径和长度减小。在热中子堆和快中子堆的氧化物燃料中都有发生。表现为包壳管在冷却剂作用下发生倒塌，甚至包壳管被压扁，当燃耗值超过一定时，密实趋势缓和。芯块密实化对安全的影响燃料棒芯块长度缩短，使包壳局部减少芯块支撑，包壳管可能被冷却剂压扁，因应变集中而破损，造成裂变产物的泄漏；芯块长度减小，线功率增加，使芯块温度提高；芯块半径减少，间隙加大，间隙导热率下降，这也使芯块温度上升，从而影响燃料棒的安全性。芯块密实化密实化造成包壳坍塌25芯块密实化的主要原因芯块密实化与内部孔隙的关系芯块中小于1微米的孔隙在辐照过程中明显减少或消失，即使在不发生晶粒长大的不变晶区也会发生密实现象，这说明小于1微米的孔隙减少或消失是造成密度增加和体积收缩的主要原因；而大于5微米的孔隙体积几乎不变，在基体中大于5微米的孔隙是制备辐照尺寸稳定芯块的关键。26减少芯块密实化的措施从芯块制造角度减少密实化问题的措施提高芯块的初始密度，使芯块密度达94%T.D以上时，孔隙减少，密实量也显著减少。研制辐照尺寸稳定的芯块，如添加造孔剂，得到大于5微米(最好为20微米左右)孔