[发明专利]一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法

说明书

本发明公开了一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法。该制备方法主要包括两大步骤，一是制备核壳结构颗粒，即利用放电等离子体烧结（Spark Plasma Sintering,SPS）技术对UO₂粉末进行低温快速预烧，经造粒、球化后得到UO₂小球，再与金属（Mo、Cr、W等之一）微粉进行物理混合的方式，将金属微粉包覆到UO2小球表面，制成金属包覆二氧化铀的核壳结构颗粒；二是制备核燃料芯块，即利用包覆在UO₂小球表面的金属粉末高温液化后，在UO₂小球周围形成类似于细胞膜结构的微胞结构连续相，与UO₂基体形成特殊的金属增强型UO₂核燃料芯块。

技术领域

本发明涉及核燃料领域，具体涉及一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法。

背景技术

二氧化铀(UO₂)具有中子俘获截面低、辐照稳定性，熔点高、对冷却剂水的抗腐蚀性能好，与包壳材料有很好的相容性等优点，是核工业中应用最广泛的核燃料材料，但是其热导率在所有的核燃料材料(金属型、碳化物、氮化物)中是最低的。热导率是核燃料最重要的热物理性能之一，直接决定了核反应堆内燃料系统的性能。燃料芯块热导率越低，反应堆运行时燃料组件的温度就越高，辐照环境下，芯块内热应力和裂变气体的释放量也随之提高，从而导致芯块变形、开裂，缩短燃料组件的使用寿命。此外，燃料芯块的热导率越低，燃料系统的储能就越高，这将大幅降低反应堆运行的安全界限，特别是在发生冷却剂丧失的核事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)时，燃料系统所存储的能量无法迅速释放出去将直接导致燃料系统温度急剧升高，芯块蠕变、坍塌，堆芯熔毁，放射性物质外露，如得不到有效控制将引发严重的核事故。日本福岛核事故后，人们开始认识到传统的二氧化铀热导率低的缺陷已经成为影响核电站运行的重大安全隐患(R.O.Meyer,Nucl.Technol.,2006,155:293)。为了解决这个问题，必须对现有核燃料组成与结构进行优化设计，提高其在设计基准事故情况以及超出设计基准以外事故状态下的安全性，从而减轻反应堆安全系统负担，确保反应堆安全运行。

发明内容

本发明的目的是为了解决上述技术问题，提供一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法，制备出热导率明显优于纯UO₂且耐温和辐照稳定性能优异的金属增强型二氧化铀核燃料芯块，改善反应堆及燃料系统的安全水平。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：

一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法，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15～100目的二氧化铀颗粒，然后再将二氧化铀颗粒研磨球化2～12小时，得到二氧化铀小球；

(3)将二氧化铀小球与金属粉末按体积比1:0.05～0.15的比例进行混合包覆2～8小时，得到金属粉末在二氧化铀小球表面包覆均匀的核壳结构颗粒；

(4)将核壳结构颗粒压制成密度为5.6～6.8g/cm³的金属增强型核燃料芯块素坯；

(5)将金属增强型核燃料芯块素坯通过放电等离子烧结法在氩气或氩氢混合气气氛下进行高温烧结，烧结温度为1600～1900℃后，保温2～8小时，然后冷却即可得到具有微胞结构的金属增强型二氧化铀核燃料芯块。

具体的说，所述步骤(1)中，所述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。