[发明专利]一种高热导燃料芯块及其制备方法

说明书

本发明提供一种高热导燃料芯块及其制备方法，包括以下步骤：S1、提供一种UOsubgt;2/subgt;单晶；S2、UOsubgt;2/subgt;单晶涂层包覆；S3、粉体预处理：将包覆型UOsubgt;2/subgt;单晶颗粒以及Zr合金粉体进行加热预处理；S4、粉体混合：将步骤S3制备的包覆型UOsubgt;2/subgt;单晶颗粒筛分成粒径大小不同的两组，先将大尺寸UOsubgt;2/subgt;单晶颗粒、Zr合金粉体与烧结剂按照一定的体积比例放入混料罐内，喷洒一定量的粘结剂密封混合，然后将剩余的小尺寸UOsubgt;2/subgt;单晶颗粒与Zr合金粉体混合后一起搅拌均匀；S5、生坯压制；以及S6、高温烧结，即可获得所述高热导燃料芯块。根据本发明提供的一种高热导燃料芯块及其制备方法，可明显改善燃料芯块的热导率，进而提升燃料芯块的安全性。

技术领域

本发明属于核电技术领域，具体涉及一种高热导燃料芯块及其制备方法。

背景技术

二氧化铀(UO₂)是目前商用核反应堆最常用的燃料，具有熔点高(2865℃)、高温稳定性好、与包壳材料和冷却剂化学相容性好、抗辐照能力强，其中氧元素的热中子俘获截面低(0.0002b)等显著优点。但UO₂在高温下的热导率低，使得它在堆内运行过程中产生很高的中心温度和极大的径向温度梯度。这不但会在芯块中产生很大的热应力使燃料芯块容易开裂，而且会促使高燃耗条件下裂变气体的释放和芯块成分的重构。这些因素都会影响燃料元件的安生性，限制其在堆内的服役寿命。此外，过高的燃料芯块温度滞留了大量余热，在冷却剂失效事故时易导致包壳因温度过高而失效。

因此，增强燃料芯块的热导率成为增强燃料芯块性能和安全性的关键技术途径。UO₂的热导率呈现出随晶粒尺寸的增加而增大的趋势，采用单晶代替传统的UO₂芯块，将极大的提高UO₂芯块的导热能力。此外，由于锆合金具有良好的热物理、机械和耐腐蚀、抗辐照性能，广泛应用于燃料元件的包壳材料，采用锆合金做为高热导第二相，可以获得高热导率燃料芯块。此方法对现有二氧化铀-锆(UO₂-Zr)轻水堆燃料体系改动较小，是提升现有反应堆经济性及安全性的一种重要途径。

发明内容

本发明的目的是提供一种高热导燃料芯块及其制备方法，从而解决目前在世界上广泛应用的二氧化铀-锆轻水堆燃料在抵抗严重事故方面存在重大风险的问题。

为了解决上述技术问题，本发明采用以下技术方案：

根据本发明的第一方面，提供一种高热导燃料芯块的制备方法，包括以下步骤：S1、提供一种UO₂单晶；S2、UO₂单晶涂层包覆：将步骤S1制备的UO₂单晶过筛处理，选取一定粒径的UO₂单晶，采用化学气相沉积的方法在UO₂单晶表面涂覆一层金属涂层，得到包覆型UO₂单晶颗粒；S3、粉体预处理：将步骤S2制备的包覆型UO₂单晶颗粒以及Zr合金粉体进行加热预处理；S4、粉体混合：将步骤S3制备的包覆型UO₂单晶颗粒筛分成粒径大小不同的两组，先将大尺寸UO₂单晶颗粒、Zr合金粉体与烧结剂按照一定的体积比例放入混料罐内，喷洒一定量的粘结剂密封混合，然后将剩余的小尺寸UO₂单晶颗粒与Zr合金粉体混合后一起搅拌均匀；S5、生坯压制：将步骤S4混合均匀的粉体按照一定压力条件压制成生坯；以及S6、高温烧结：将步骤S5压制好的生坯在还原性气氛中高温烧结，即可获得所述高热导燃料芯块。

步骤S1中，所述UO₂单晶采用电解法制备。根据该电解法，可采用的原料包括氯化铀酰或氟化铀酰。

优选地，步骤S2中，所述金属涂层的金属选自锆或铌，所述金属涂层的厚度为5～20μm，选取的UO₂单晶颗粒的粒径为100～800μm。