[发明专利]一种氧化铍改进型二氧化铀核燃料的制备方法

说明书

本发明公开了一种氧化铍改进型二氧化铀核燃料的制备方法，该制备方法采用球化及包覆技术使BeO微粉非常均匀的包覆在UO₂颗粒表面，再经过成形以后BeO会非常均匀的分散在UO₂基体中，最后经过较长时间的高温烧结，BeO在UO₂颗粒间隙局部熔融，相互连通，形成三维网络结构，最终得到BeO分布均匀，且与UO₂基体形成互穿网络结构的BeO改进型UO₂核燃料，三维网络结构的BeO增强相为热传导提供快速通道，使BeO/UO₂复合芯块的热导率得到最大限度的提升，三维网络结构的UO₂基体与BeO交织，在高温辐照环境下可以很好的支撑和约束BeO增强相，使芯块的高温稳定性和抗辐照性能得到更好的保证。

技术领域

本发明涉及核燃料领域，具体涉及一种氧化铍改进型二氧化铀核燃料的制备方法。

背景技术

二氧化铀(UO₂)具有熔点高、裂变气体容留能力强、辐照稳定性好等优点，是目前核电站首选的核燃料材料。但是UO₂的热导率很低，并且通过声子传热，在高温辐照环境下其热导率会急剧下降，直接导致了UO₂燃料芯块中心线温度和截面温度梯度都很高。这个现象直接导致燃料芯块和包壳管在高温下相互作用的热应力显著增大，芯块发生开裂、移位、蠕变等现象，同时也使气态裂变产物生产和释放的现象加剧，核燃料的燃耗深度不够，从而大大限制了反应堆的运行性能。更为重要的是，对于传统UO₂燃料芯块，在事故工况下，当反应堆冷却系统失效时，燃料芯块自身的散热问题变的很严重，燃料棒热量无法散去，堆芯温度在短时间内急剧升高，锆包壳管在高温下的氧化放热和释氢反应加剧，如不能及时控制住，引发反应堆燃料组件氢爆、堆芯熔毁、压力壳爆炸的严重核事故的概率很大，世界历史上几次严重的核事故均与UO₂燃料芯块过低的热导率有直接关系。为了确保核电站的安全运行，将各种严重的核事故消灭在萌芽状态，燃料芯块的热导率问题急需得到改善。

发明内容

本发明的目的是为了解决上述技术问题，提供一种氧化铍改进型二氧化铀核燃料的制备方法，该制备方法采用粉末冶金工艺制备具有互穿网络结构的氧化铍(BeO)改进型UO₂核燃料，在保证了UO₂良好的高温和辐照稳定性的同时，显著改善UO₂燃料芯块在高温及辐照环境下的热导率。

为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：

一种氧化铍改进型二氧化铀核燃料的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：

(1)将二氧化铀粉末与润滑剂按质量比1:0.001～0.005的比例进行混合，混合6～24h后得到二氧化铀混合物粉末；

(2)将二氧化铀混合物粉末压制成密度为5.0～6.5g/cm³的二氧化铀预压坯，再将二氧化铀预压坯经破碎、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4～10小时，得到二氧化铀小球；

(3)将二氧化铀小球与氧化铍粉末按体积比1:0.05～0.15的比例进行混合包覆0.5～4小时，得到氧化铍在二氧化铀小球表面包覆均匀的二氧化铀/氧化铍核壳结构颗粒；

(4)将二氧化铀/氧化铍核壳结构颗粒压制成密度为5.5～6.5g/cm³的二氧化铀/氧化铍改进型核燃料芯块素坯；

(5)将二氧化铀/氧化铍改进型核燃料芯块素坯在氩气或氩氢混合气气氛下先后进行低温脱脂和高温烧结，脱脂温度400～800℃，保温时间0.5～6小时，烧结温度1600～1800℃，保温时间2～6小时，冷却后得到具有互穿网络结构的氧化铍改进型二氧化铀核燃料。

具体的说，所述步骤(1)中，所述二氧化铀粉末的粒径为100nm～200μm。