[发明专利]一种碳化硅复合材料增强锆包壳管

说明书

本发明属于新型核包壳材料制造技术领域，具体涉及一种碳化硅复合材料增强锆包壳管。包括内层锆管、中间碳化硅界面层、外层SiC_f/SiC复合材料层。包壳管长度为3.8‑4m。内层锆管内径为7.5±0.02mm、外径为8.3±0.02mm。中间碳化硅界面层包覆在内层锆管外周，厚度为60‑80μm。外层SiC_f/SiC复合材料层包覆在中间碳化硅界面层外周，外径为9.5±0.02mm。充分发挥碳化硅和锆两种材料的优势，使其满足新一代耐事故燃料包壳的要求，进一步提高反应堆事故条件下的安全性。

技术领域

本发明属于新型核包壳材料制造技术领域，具体涉及一种碳化硅复合材料增强锆包壳管。

背景技术

目前，所有的商用轻水反应堆燃料包壳都是以Zr为基体的合金。这一族材料经过50多年的研究和应用，核燃料的性能以及此类燃料包壳的可靠性均有大幅度的提升。然而，随着²³⁵U富集度的进一步增加，或者由于其它方面的变化使得燃料中裂变产物的量进一步升高，这就要求研发具有更为优良的抗辐照损伤和耐腐蚀性能的其它材料。同时，也要求此类材料在发生严重事故的条件下，其性能恶化的程度能够进一步降低。

相对于锆合金材料，SiC_f/SiC复合材料应用于包壳材料具有以下方面的优势：(1)耐温性好，作为包壳材料在核反应堆环境中能长期在800℃环境下使用，短期可承受1200℃的高温，提高了反应堆的安全性；(2)慢化吸收比佳，寄生热中子吸收横截面较锆合金降低15％以上，采用同样的铀235燃料(浓缩度5％)时，燃料燃耗可以由60000MWD/tU提高到70000MWD/tU；(3)硬度高，可以有效减少由于冷却剂中碎片和格栅导致的磨损，延长燃料棒使用寿命和反应堆正常工作时间。正因为具有这些特点，SiC_f/SiC复合材料燃料包壳在核能系统领域具有广阔的应用前景。

目前SiC_f/SiC复合材料还存在诸多的挑战包括包壳径向温度梯度所引起的不同程度的体积膨胀、包壳管的脆性断裂、热冲击断裂和辐照肿胀等。其腐蚀过程中产生的氧化硅会溶解在冷却剂中，目前的核电厂系统中缺乏该除杂装置，但由于SiC的氧化速率较小，故而该问题相较于上述提到的其他问题并不突出。在工程应用方面，SiC_f/SiC复合材料包壳管的制备加工以及连接密封等难题依然有待解决。这些需要经过长时间的技术突破和工程验证，无法满足当前反应堆条件对包壳材料的需求。

用于第四代反应堆研发的某些包壳技术也可以用于第三代反应堆，Zr/SiC复合材料包壳就是其中之一。为了加速包壳材料的发展，依旧使用锆作为包壳管内衬层，即使外部SiC陶瓷基体开裂，锆层也能使包壳管保持完整和密封。核裂变产生的产物或重金属反应会与SiC内层产生不良反应，这会给技术应用带来一定风险，使用Zr内层可以避免这个风险，同时锆内层的使用也为UO₂燃料提供了一个已知的化学环境。与此同时内部使用锆材料可以通过焊接的方式来进行端塞连接。这一材料的应用能够满足轻水反应堆对更高安全性、更高性能以及更高经济性的要求，因此，Zr/SiC复合材料包壳的研发有着重要的意义。

发明内容

本发明的目的在于提供一种碳化硅复合材料增强锆包壳管，充分发挥碳化硅和锆两种材料的优势，使其满足新一代耐事故燃料包壳的要求，进一步提高反应堆事故条件下的安全性。

为达到上述目的，本发明所采取的技术方案为：

一种碳化硅复合材料增强锆包壳管，包括内层锆管、中间碳化硅界面层、外层SiC_f/SiC复合材料层。

包壳管长度为3.8-4m。

内层锆管内径为7.5±0.02mm、外径为8.3±0.02mm。

中间碳化硅界面层包覆在内层锆管外周，厚度为60-80μm。