[发明专利]核燃料包壳管及其制备方法

说明书

本发明公开了一种核燃料包壳管及其制备方法，其管壁由内到外依次为第一纤维增强陶瓷基复合材料层、第二纤维增强陶瓷基复合材料层和陶瓷层，第一纤维增强陶瓷基复合材料层由第一纤维预制体和填充于第一纤维预制体孔隙内的第一陶瓷基体组成；第二纤维增强陶瓷基复合材料层由第二纤维预制体和填充于第二纤维预制体孔隙内的第二陶瓷基体组成；第一纤维预制体由浸有树脂胶的纤维布卷绕成管后经固化‑碳化而成，第二纤维预制体由浸有树脂胶的多束纤维束编织且缠绕于纤维布卷绕管的圆周上后经固化‑碳化而成。陶瓷层由化学气相沉积工艺制备。该成型方法可批量成型细长纤维增强陶瓷基复合材料管状构件、且长度不受限制、工艺可行性强、设备要求低。

技术领域

本发明属于核燃料保护材料领域，尤其涉及一种核燃料包壳管及其制备方法。

背景技术

人类的生存和发展离不开能源，随着社会生产力的发展，人类对能源的需求迅速增长。核能作为一种清洁、高效的能源，被认为是最终解决人类能源问题的主要途径。根据核反应堆的运行方式，可以将核能分为聚变反应堆和裂变反应堆。就目前而言，聚变反应堆的仍处于概念设计与实验验证阶段，而裂变堆已经成功取得了广泛应用。裂变堆中，核燃料氧化铀是盛装在包壳管中，核燃料在包壳管中发生核反应从而释放出热量。包壳管外侧为轻水冷却介质，轻水冷却介质通过循环带走包壳管中的核反应释放出的热量，并最终转化成电能。

包壳材料工作在高温、高压和辐照条件下，运行工况非常苛刻，要求材料具有小的中子吸收截面、高的导热系数、强度高、韧性好、耐腐蚀、抗辐照、热稳定性好等。核能的先进性、安全可靠性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。锆合金是目前第二代和三代核反应堆广泛应用的包壳材料，但由于锆合金硬度相对较低，易磨损，长期使用还会因吸氢反应而脆化，在450℃以上会发生相变，1093℃以上会与水发生锆水反应。特别是严重事故工况下发生的锆水反应会产生大量的氢气，并在特定条件下发生爆燃或爆炸，2011 年3 月12日日本福岛第一核电站发生的事故主要由于海啸导致起冷却作用的海水未进入堆芯，锆合金燃料包壳管在高温下与水发生锆水反应，产生大量的氢气，并引发氢爆。核电安全是核能发展的第一要素，人们一直希望找到一种能比锆合金更为安全的核燃料包壳管，而SiC/SiC复合材料包壳管是可能的选择之一，相关的研究成为近几年材料研究的热点。

相对于锆合金材料，SiC/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60000 MWD/tU 提高到70000 MWD/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/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。

裂变堆中，包壳管的尺寸要求为：长度3.8m，外径8～10mm，壁厚≤1.0mm。如果采用SiC/SiC 复合材料替代现有的锆合金用于核燃料包壳管，首先需要解决的就是SiC/SiC 复合材料包壳管的的成型和制备问题。由于SiC/SiC复合材料硬度高、塑性差，不能像锆合金那样采用拉拔工艺制备如此尺寸的SiC/SiC复合材料管状构件，而且如此长度的SiC/SiC复合材料管状构件也无法由SiC/SiC复合材料棒材加工成型。由此可见，制备能够满足尺寸要求的SiC/SiC复合材料核燃料包壳管难度较大。

发明内容

本发明要解决的技术问题是克服现有技术的不足，提供一种细长纤维增强陶瓷基复合材料基核燃料包壳管，还相应提供一种适于细长纤维增强陶瓷基复合材料管状构件批量成型、长度不受限制、工艺可行性强、设备要求低的核燃料包壳管的制备方法。

为解决上述技术问题，本发明采用以下技术方案：