[科普中国]-金属陶瓷核燃料

概况

UO2陶瓷是人们熟知的核燃料，已广泛、成功地应用于水冷堆中。它有许多众所周知的优点，但它有两个主要的缺点：低热导和在热冲击下破碎。因此为了克服UO2陶瓷的上述缺点，就产生了关于UO2的金属陶瓷设计概念，如UO2-不锈钢金属陶瓷板燃料元件，已在几个特小型动力队中成功使用。由于锆-锡合金不仅有良好的综合性能，而且中子吸收载面仅为不锈钢的1/19左右，这类特种小型动力堆也宜采用UO2-Zr-2（或Zr-4）代替UO2-不锈钢。使用金属陶瓷燃料的缺点是必须采用高浓铀。同时，使用UO2-Zr-2金属陶瓷所存在的一个主要问题是，在大约700℃温度下，Zr-2与UO2发生反应，生成Zr-2合金和Zr-U合金反应层，后者辐照稳定性差，其过度扩散还将使金属陶瓷设计概念失效。虽然在核反应堆中使用时不会达到上述反应温度，但压力加工温度要高于此温度。为防止发生这种现象。可在UO2颗粒表面涂敷几微米的第三种材料。2

与单一化的燃料相比，金属陶瓷核燃料（弥散型燃料）有几个突出的优点：①由于燃料颗粒很小，所以裂变产物损伤效应被局限在很小的地域内，因此从辐照损伤观点来看，这种燃料可做成长寿命元件使用；②由于裂变产物被局限在燃料颗粒内或金属基体中，所以裂变气体释放份额极小，相当于增加了一道燃料屏障，因此由弥散型燃料做成的燃料元件更安全可靠；③由于基体金属和燃料相有多种选择，所以弥散型燃料的组合方式是多种多样的。如果选择具有良好机械性能、抗腐蚀性能和热导性能的金属或合金做基体材料，并且有恰当的燃料相含量的话，那么这种金属陶瓷燃料就能基本保留金属或合金的上述优良性能。3

金属陶瓷核燃料设计依据金属陶瓷核燃料辐照理论

金属陶瓷核燃料，就是要把裂变产物损伤限制在UO2颗粒附近基体内，从而使它因辐照产生的性能变化很小。金属陶瓷中的弥散状态，则由UO2颗粒尺寸及其在弥散体中的体积含量而确定下来。一般假设UO2颗粒是等直径的球形，并且均匀分布在金属基体中，其排列方式有两种：一种是简单立方排列；一种是密集堆叠排列，即正四面体排列。前者排列松散，但颗粒间距紧凑，它对于稀疏的燃料颗粒排列是适当的模型；后者排列紧密，但颗粒间距较大。

从金属陶瓷燃料辐照理论出发，在整个燃料使用寿期内，使包围UO2颗粒的未受裂变产物损伤的金属基体始终形成连续的网络。这就要求数据基体的体积份额占优势以及UO2颗粒尺寸应比裂变碎片在UO2中的反冲行程大得多，即UO2颗粒间距要大到使受到裂变产物损伤的基体区域既不相碰，更不重迭。在满足这一要求的前提下，往往可以允许UO2颗粒之间存在低浓度的裂变产物。因为这样来修正关于未受损伤的基体金属形成连续网络的概念，即所谓连续网络，不是以是否存在裂变产物为依据，而是以裂变产物对基体金属的物理和机械性能的有害影响在允许程度以下为依据，即允许有较小的颗粒间距和较大的燃料相体积份额。同时，如果受裂变产物损伤的基体区域中裂变产物含量过高的话，该损伤区将发生局部破坏，因此裂变产物从UO2颗粒中逸出的份额应低于10%。还应把单位体积基体中的平均裂变产物浓度作为金属陶瓷核燃料性能变化的另一个适当度量，这个观点是认为基体局部损伤不受限制。

综上所述，从金属陶瓷核燃料辐照理论出发，在燃料相含量和燃料颗粒尺寸设计中，应同时满足颗粒排列、裂变产物浓度，单位体积基体中的平均裂变产物浓度等要求。4

金属陶瓷核燃料压力加工要求在UO2相含量和颗粒尺寸设计中，除依据金属陶瓷辐照理论外，还要考虑压力加工中的一些因素：

（1） 首先，UO2颗粒愈小，愈容易做到均匀分散，通常要求颗粒尺寸为100～200 μm；

（2） 其次，由于这类燃料元件由热轧加工做成，热轧中，为保证燃料芯体有良好的流动性，防止UO2颗粒嵌入包壳，又要求UO2颗粒直径上限满足80～100 μm；

（3） UO2颗粒尺寸很大或很小时都会使燃料芯体强度急剧下降，为此宜取50～100 μm；

（4） 压力加工要求燃料芯体及其包壳材料间的流动性能差别尽可能小，除使燃料芯体的基体金属与包壳材料相同外（为使其界面冶金结合），还要求燃料相含量不能太高。尽管国外已做出UO2相体积含量达50%的UO2-不锈钢金属陶瓷板元件，但在几个核反应堆中正式使用的UO2-不锈钢金属陶瓷板，其UO2相质量含量均在30%（相当于24.5%体积含量）之内；2相关文献认为，高于40%体积含量的金属陶瓷核燃料难度较大。5

综上所述，从压力加工方面考虑，UO2颗粒直径宜取为100 μm以下。

应用前景与路上核电站相比，金属陶瓷核燃料多用于浮动式核电站的应用，具有较大的经济实用性，核反应堆在正常工况和异常工况下具有更高的可靠性和安全性。具有耐用性高、可靠性好、较低的换料频率，产生更多电能的同时产生更少的乏燃料。6应用于浮动式核反应堆的金属陶瓷核燃料主要分为以下几种：

（1）改良的UO2芯块燃料

通过改进UO2的导热性可以提高UO2芯块的应用性能，添加BeO、SiC等可增加 UO2芯块的热导率 。7BeO 是具有最高热导率的陶瓷材料之一，辐照环境下，即使在 2200 ℃不与 UO2反应，良好的中子慢化特征，在发生 (n，2n) 核反应时释放一个中子，使中子平衡得到改善。添加到UO2中的BeO形成连续网状的结构，可将燃料芯块中心的热量有效的导出。研究人员开发了一种“共烧结”技术制备UO2-BeO芯块，制备芯块的标准过程是使UO2形成小的颗粒，然后一同烧结 。8在烧结前引入BeO粉到颗粒状的UO2，颗粒周围被高热导率BeO包围，BeO从中心导出热量。因此产生同样的热功率，与传统的UO2芯块相比，这种燃料有更低的中心线温度，减少了与包壳的相互作用，减少因不均匀的热膨胀导致的芯块开裂。

（2）UO2-Zr弥散燃料

为了增加UO2燃料的热导率同时提高燃耗，俄罗斯采用毛细管浸渍技术制备 UO2弥散棒状燃料，以改进的低熔点（1063K-1133K）的锆合金为基体，这种棒状燃料可以增加燃料中铀的含量，降低燃料元件芯体内部温度，扩大燃耗和增强燃料元件在运行瞬态的耐受性。9毛细管浸渍技术可以制备高铀含量的燃料，燃料相的体积分数可达55%～65%，基体体积分数为10%～20%，包含15%～30% 的气孔率。通过毛细管浸渍法制备的燃料元件铀含量可达 9～10 g/cm，高的热导率 18～22 WmK，这种燃料用于PWR和BWR时，燃料的温度低至723K～773K，同时内部显著的气孔特征可协调燃料的肿胀。由于毛细管浸渍技术制备的弥散型燃料，具有的高铀装载量、高耐用性，可靠性、增大燃耗，高热导率等特点。这种类型的燃料元件正在考虑用于浮动式反应堆。

（3）UO2-AlSi弥散燃料

UO2-AlSi 燃料的高质量已在核动力破冰船堆芯中得到了检验。俄罗斯正在基于核动力破冰船的燃料元件，制造用于浮动式核电机组和小型反应堆破冰船堆芯采用燃料棒。这种燃料以铝硅合金为基体，UO2弥散在基体中，235U的富集度不超过20%，并且已将这种燃料成功应用在KLT-40C浮动式核反应堆上。10UO2-AlSi 弥散棒状燃料包壳为锆合金，采用双金属共挤压工艺制造。这种燃料元件具有固体金属型燃料的中心温度低、包容裂变产物性能好、抗冲击性好等特点。

（4）U-Zr合金燃料

美国Lightbridge公司正在开发一种应用于轻水堆的改良型U-Zr金属燃料，它能够在比传统UO2燃料高 30% 的功率密度下运行。11这种新燃料可以使压水堆在更高的输出功率下运行并且延长运行周期，从而提高经济性、安全性和燃料性能。这种合金燃料使用富集度高达19.7 wt%的235U。燃料棒沿着其长度方向呈螺旋形结构，这种独特的几何形状与合金热性能的结合，大大提高了向冷却剂的传热。燃料棒的制造过程是粉末冶金同时挤压使燃料棒的三部分之间形成冶金结合，增强了燃料的导热性能。燃料棒独特的十字形结构比标准的圆柱形燃料棒多提高了40%的表面积，这种十字形结构的燃料具有良好的应用前景，是未来浮动式轻水反应堆可选择的燃料。