核电材料的关键设备.doc

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1、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；%1具有较高的熔点和热导率；%1辐照稳定性好；%1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

2、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U02陶瓷燃料为佳。1.3,陶瓷燃料包括铀、杯等的氧化物、碳化物和氮化物，其中U02是最

3、常用的陶瓷燃料。U02的熔点很高(2865°C),高温稳定性好。辐照时U02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。它与包壳材料钳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

4、材料是将核燃料弥散地分布在非裂变材料中O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，市铀、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

5、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U02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-

6、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，两端用错合金端塞封堵，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1.5.1Sm2O3Sm2O3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

7、性能和抗辐射能力（发表论文是:氧化锣/环氧树脂与聚丙烯酸彩/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：氧化彩/热塑性聚氨酯复合材料的防辐射性能及流变性能）。1.5.1Eu2O3Eu2O3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.1.5.2Gd2O3用来制备芯块或弥散分布核燃料中。

8、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）。轧在多方面有独特优点，从20世纪70年代以来，国际上对以轧作为中子材料进行了多方而的研究，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