[发明专利]具有中间抗氧化层的陶瓷增强的锆合金核燃料包壳

说明书

政府的支持和资助

本发明是在能源部授予的款项(grant)#DE-NE0000566的政府支持下完成的。政府对本发明具有一定的权利。

背景技术

本发明涉及一种制造在核水反应堆中使用的锆合金包壳的方法，该包壳具有在其上形成的含有陶瓷的涂层，该涂层包括抗氧化层，和特别是涉及锆合金包壳承受其在核水反应堆中所暴露的正常和事故条件下的改进的能力。

相关现有技术说明

在典型的核水反应堆例如加压水反应堆(PWR)、重水反应堆(例如CANDU)或沸水反应堆(BWR)中，反应堆堆芯包括大量的燃料组件，其每个都由多个细长的燃料元件或燃料棒组成。燃料组件在尺寸和设计方面取决于芯的所需尺寸和反应堆的尺寸而变化。燃料棒各含有核燃料裂变材料，例如二氧化铀(UO₂)，二氧化钚(PuO₂)，二氧化钍(ThO₂)，氮化铀(UN)以及硅化铀(U₃Si₂)及其混合物中的至少一种。燃料棒的至少一部分还可以包括中子吸收材料，例如硼或硼化合物，钆或钆化合物，铒或铒化合物等。中子吸收材料可以存在于核燃料芯块的堆垛体形式的芯块之上或之中。也可以使用环形或颗粒形式的燃料。

每个燃料棒具有作为安全壳以容纳裂变材料的包壳。燃料棒以阵列形式集合在一起，其组织起来从而在芯中提供足以支持高的核裂变速率的中子通量，因而以热的形式释放大量的能量。将冷却剂例如水泵送通过反应堆芯从而提取在反应堆芯中产生的热量，用于产生有用功，如电力。

燃料棒上的包壳可以由锆(Zr)组成，并且可以包括多达2重量％的其它金属，例如铌(Nb)、锡(Sn)、铁(Fe)和铬(Cr)。在现有技术中的最近发展已经提供了由含有陶瓷的材料例如碳化硅(SiC)构成的燃料棒包壳。已经表明，SiC显示出在超设计基准事故(例如大于1200℃的温度)中所希望的性能，因此，可以考虑用于核燃料棒包壳的适当材料构建。然而，在由处置或事故或自然现象(如地震)诱发的弯曲过程中，维持裂变气体的不可透过性是困难的，这是由于陶瓷材料整体上天然无弹性。以高通量，经济的方式紧固SiC管上的端塞得到在超过1200℃的温度下的气密密封也是困难的。已尝试使用由包裹有SiC纤维的Zr合金组成的内套筒，但失败了，这是由于在化学气相渗透(CVI)期间在将SiC沉积在SiC纤维之内和之上以将它们保持在一起时所遇到的过度腐蚀。因此，仍然存在与核燃料棒包壳相关的问题，包括在与核水反应堆芯相关联的温度下，例如约800至约1200℃下的Zr管的腐蚀，和在CVI过程中遇到的化学条件，例如含有H₂，Cl₂和HCl的气体。

还已经尝试分别制备碳化硅缠绕体，使其受到CVI，然后将其固定在Zr管上方。不过，这种方法也有问题。例如，Zr管和SiC复合物基体之间的空间形成了包壳层内的附加传热屏障，这可在核燃料遇到的非常高的线性热产生率(通常大于5kw/ft)下导致燃料中心线熔化。因为管的端部未被覆盖，所以有Zr管从SiC复合物套筒滑动的可能(potential)，并提供高温蒸汽和其他气体渗到SiC复合物下方并侵蚀Zr合金管的路径。

每个燃料棒/包壳具有定位在每端的塞子或盖。此外，在燃料棒/包壳中提供压紧(hold down)装置如金属弹簧从而保持核燃料芯块的堆垛体结构。

图1示出了现有技术的设计，它示出了燃料芯块10的堆垛体、锆基包壳12、弹簧压紧装置14和端塞16。端塞之一，即位于最靠近压紧装置14的端塞，通常称为顶端塞。

有必要密封包壳的端塞从而将包含在其中的燃料与反应堆堆芯环境隔离。存在已知的密封技术，其采用各种材料，例如Ti基或Al-Si基的组合物以及钎焊和其它常规方法以密封SiC包壳和端塞。

本发明的一个目的是提供用于使用中间涂覆层制造SiC增强的Zr合金核燃料包壳的方法，该中间涂覆层含有氧化和抗腐蚀材料，例如但不限于Al₂O₃，Cr₂O₃和它们的混合物，以便在CVI过程中防护下方的锆管免于氧化或腐蚀。为了使燃料保持其几何形状和抵抗通过熔化从堆芯损失燃料，需要在由锆合金组成的核燃料包壳的外表面的至少一部分上形成能够承受高温的覆盖物或涂层。

发明内容