[发明专利]一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法

说明书

本发明公开了一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，涉及核电技术领域，包括以下步骤：S1、制备U₃Si₂基铸锭；S2、烧制U₃Si₂基芯体；S3、管坯制造；S4、清洗；S5、焊接；S6、热轧，本发明的特点在于：取消了现役元件的贮气腔、压紧弹簧、芯块与包壳之间的间隙，燃料芯体采用中间带孔的U₃Si₂基材料(包括U₃Si₂)，芯体中心预留的中孔可储存裂变气体并吸收部分辐照肿胀，元件内部是真空状态而不是填充惰性气体。本发明优点在于：不仅降低燃料芯体的运行温度和堆芯储能，同时减缓了棒状核燃料元件的PCI问题，从而提高了棒状核燃料元件的安全性。

技术领域

本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法。

背景技术

轻水反应堆是核电站的主要堆型，采用棒状核燃料元件。现役棒状核燃料元件由短圆柱状的UO₂燃料芯块、锆合金包壳、端塞、贮气腔压紧弹簧等构成(如图1所示)，燃料芯块与包壳之间留有一定的间隙，燃料元件充填了惰性气体。

日本福岛事故后，对核燃料元件的安全性提出了更高的要求。

UO₂具有高熔点、高化学及辐照稳定等优点而成为了应用最广泛的轻水堆核燃料。然而，UO₂的热导率较低，在800℃时仅为约3.5W·m^-1·K^-1，因此，在反应堆运行时芯块的中心温度很高，在燃料芯块中会储存大量的热量。在事故工况下，在燃料芯块中储存的热量及裂变产物的衰变热会使锆合金包壳的温度迅速升高，继而使锆合金迅速与水蒸气发生氧化放热反应而产生大量热量和氢气，会导致堆芯的熔毁并引发氢气爆炸。因此，提高燃料芯块的热导率，加强其热量导出能力是提升核燃料安全性的重要手段之一。

U₃Si₂燃料中的铀金属密度达11.3gU/cm³，高于UO₂的9.7gU/cm³,热导率也高达15～30W·m^-1·K^-1，而被认为是最有希望在轻水堆中替代UO₂的候选燃料。

因UO₂燃料芯块与锆合金包壳二者的热膨胀不匹配，且UO₂燃料芯块刚度大，在芯块与包壳接触时，芯块不易变形，造成包壳应力较大，在腐蚀性裂变产物如碘的作用下，导致UO₂燃料芯块与锆合金包壳的相互作用(PCI)。PCI是轻水反应堆棒状核燃料元件破损的主要原因之一。另，由于燃料芯块与包壳之间留有一定的间隙，这层间隙阻碍了UO₂燃料芯块中热量的导出。

发明内容

本发明的目的在于为轻水反应堆核电站提供一种可增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法。

为了实现上述目的，本发明采用了如下技术方案：一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，包括以下步骤：

S1、制备U₃Si₂基铸锭

选择电弧熔融金属粉末和Si粉的方法制备U₃Si₂基材料的铸锭；

S2、烧制U₃Si₂基芯体