[发明专利]一种氧化铍增强型二氧化铀核燃料的快速制备方法

说明书

本发明公开了一种氧化铍增强型二氧化铀核燃料的快速制备方法，利用SPS低温快速预烧造粒、球化、包覆工艺得到BeO包覆UO₂（UO₂/BeO）核壳结构颗粒，再将该核壳结构颗粒进行SPS快速烧结，得到UO₂/BeO复合核燃料芯块。该制备方法快速高效，且制备而成的氧化铍增强型二氧化铀核燃料可解决现有UO₂燃料芯块的热导率低的问题。

技术领域

本发明涉及核燃料领域，具体涉及一种氧化铍增强型二氧化铀核燃料的快速制备方法。

背景技术

二氧化铀（UO₂）是目前使用最广泛的裂变反应堆核燃料材料，具有很多核燃料应用领域非常理想的性能，比如热中子俘获截面小、抗辐照性能好、高温稳定性好、与包壳材料相容性好等。然而，UO₂存在热导率低的缺陷，这一缺陷不仅是限制核电站反应堆运行性能的重要因素，更严重的是，经研究发现，燃料芯块热导率低，散热能力差已经成为引发重大核事故的关键因素之一。

正常工况下，由于UO₂热导率很低，热量转移的效率很低，导致芯块中心线温度很高，从而降低了反应堆运行的最高温度安全阈值，使高温下芯块内部的温度梯度存在显著差异，进而导致了晶粒迅速长大、芯块开裂、裂变产物扩散、释放更多裂变气体等一系列的负面作用，最终影响反应堆整体运行的稳定性，缩短了燃料组件使用寿命，提高了核电站运行与维护成本（Ortega, L.H., et al., Journal of Nuclear Materials, 2016. 471:116-121）。同时，由于UO₂热导率很低，反应堆运行的最高温度安全阈值也相对较低，反应堆运行过程中更容易发生故障和事故。在事故工况下，反应堆冷却系统一旦失效，堆芯温度将会迅速升高，在不受控状态下，锆合金包壳管和水发生剧烈的氧化放热反应、释放大量氢气、燃料芯块膨胀，开裂，变形、锆管损毁、燃料棒熔毁、氢爆、压力容器爆炸等一系列危险核事故状况都有可能发生，最终导致非常严重的后果（R.O. Meyer, Nuclear Technology,2006, 155: 293）。为了进一步强化核电站安全，将各种严重的核事故消灭在萌芽状态，提高传统UO₂燃料芯块的热导率是最有效的手段。

发明内容

本发明的目的是为了解决上述技术问题，提供一种氧化铍增强型二氧化铀核燃料的快速制备方法，该制备方法快速高效，且制备而成的氧化铍增强型二氧化铀核燃料可解决现有UO₂燃料芯块的热导率低的问题。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：

一种氧化铍增强型二氧化铀核燃料的快速制备方法，包括以下步骤：

（1）将二氧化铀粉末通过放电等离子烧结法进行低温快速预烧，低温快速预烧过程中，以50~200℃/min的升温速率升温至600~800℃后，保温1~10min，得到二氧化铀预烧坯；

（2）将二氧化铀预烧坯进行破碎、过筛后得到粒径为15~100目的二氧化铀颗粒；然后将二氧化铀颗粒研磨球化2~12小时，得到二氧化铀小球；

（3）将二氧化铀小球装入混合包覆设备中，添加与二氧化铀小球体积比为0.05~0.15：1的氧化铍粉末，进行混合包覆0.5~4小时，得到氧化铍在二氧化铀小球表面包覆均匀的二氧化铀/氧化铍核壳结构颗粒；

（4）将二氧化铀/氧化铍核壳结构颗粒通过放电等离子烧结法在氩气气氛下进行快速致密化烧结，烧结过程中以50~400℃/min升温速率升温到1100~1500℃后，保温1~15min，然后冷却即可得到氧化铍增强型二氧化铀核燃料。

具体的说，所述步骤（1）中二氧化铀粉末的粒径为50nm~200μm。

具体的说，所述步骤（1）中得到的二氧化铀预烧坯密度为5.0~6.5g/cm³。