[发明专利]一种核燃料包壳管及其制备方法

说明书

本发明提供了一种核燃料包壳管，该核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷材料或者铝硅碳陶瓷基复合材料构成，或者，该核燃料包壳管的表面涂层选用所述铝硅碳陶瓷材料或者铝硅碳陶瓷基复合材料构成。其中，铝硅碳陶瓷材料的结构通式为(Al₄C₃)_n(SiC)_m，其中n指代铝硅碳单胞中Al₄C₃的层数，为自然数；m指代铝硅碳单胞中SiC的层数，为自然数。该核燃料包壳管能够满足第四代裂变反应堆核能系统中结构元件关于耐高温、耐腐蚀、耐氧化、耐中子辐照以及良好的中子辐照稳定性等的性能要求，具有良好的应用前景。

技术领域

本发明涉及核能关键结构材料领域，具体涉及一种核燃料包壳管及其制备方法。

背景技术

核能是一种高效、经济、清洁的能源，经过近70年的发展，第四代核反应堆的研究逐步深入。为提高能量转换效率，核反应堆中堆芯温度将达1000℃以上。

核燃料包壳管是堆芯结构中服役环境最苛刻的的重要部件之一，不仅直接与核燃料接触，需要具备良好的耐高温，耐辐照性能，还要在高温高压下与冷却剂，如超临界水，熔融氟盐，铅铋冷却剂等，直接接触，需要耐腐蚀性能优异。因此，核燃料包壳管材料需要耐高温，耐腐蚀，耐氧化，耐中子辐照以及良好的中子辐照稳定性(低辐照肿胀和低辐照脆性)。目前，核燃料包壳元件大多以锆合金作为首选材料，例如低锡锆-4合金、美国西屋公司开发的Zirlo^TM合金、日本的NDA和MDA合金、法国的M5合金，以及苏联研制的E635合金等。但是，由于锆合金在反应堆内受到中子辐照后往往塑性降低而变脆，导致出现辐照肿胀甚至扭曲变形，因此使用周期较短，大约仅为1-1.5年，需要经常更换，大大提高了核反应堆的运行成本。更为关键的是，锆合金与水在高温下会发生锆水反应，产生氢气，易引起氢爆，这是日本福岛核事故的重要原因之一。

发明内容

针对上述以锆合金作为核燃料包壳元件材料所存在的不足，本发明提供了一种核燃料包壳管，具有耐高温、耐腐蚀、耐氧化、耐中子辐照等性能。

本发明的技术方案为：一种核燃料包壳管，其特征是：所述核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷材料。

所述铝硅碳陶瓷材料是具有(Al₄C₃)_n(SiC)_m结构组成的铝硅碳相材料，呈层状结构，其结构通式为(Al₄C₃)_n(SiC)_m，其中n指代铝硅碳单胞中Al₄C₃的层数，为自然数；m指代铝硅碳单胞中SiC的层数，为自然数。例如，当n＝1，m＝1时，硅碳陶瓷材料由一层Al₄C₃与一层SiC交替堆垛构成，其结构通式为Al₄SiC₄；当n＝2，m＝1时，铝硅碳陶瓷材料由两层Al₄C₃与一层SiC交替堆垛构成，其结构通式为Al₈SiC₇；当n＝1，m＝2时，铝硅碳陶瓷材料由一层Al₄C₃与两层SiC交替堆垛构成，其结构通式为Al₄Si₂C₅。

本发明还提供一种制备上述核燃料包壳管的方法，由反应物发生反应生成铝硅碳陶瓷粉体，然后将所述粉体成型为核燃料包壳管形状，最后进行烧结，得到燃料包壳管。

所述的反应物可以是金属铝粉与陶瓷先驱体聚碳硅烷，这些反应物发生反应生成铝硅碳陶瓷粉体。其中，所述陶瓷先驱体聚碳硅烷可以包含异质元素，例如Al、Ti、Zr、Hf、Ta、Y、B、N等。

所述的反应物可以是氧化铝，氧化硅，碳化硅和碳粉，这些反应物发生反应生成铝硅碳陶瓷粉体。