CN110415838A - 一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法 - Google Patents

一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110415838A
CN110415838A CN201910713774.1A CN201910713774A CN110415838A CN 110415838 A CN110415838 A CN 110415838A CN 201910713774 A CN201910713774 A CN 201910713774A CN 110415838 A CN110415838 A CN 110415838A
Authority
CN
China
Prior art keywords
rodlike
nuclear fuel
base
fuel element
core
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201910713774.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110415838B (zh
Inventor
李聪
尤
卢俊强
丁阳
丁捷
龚辛
曾奇锋
朱丽兵
苗富足
周欣
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN201910713774.1A priority Critical patent/CN110415838B/zh
Publication of CN110415838A publication Critical patent/CN110415838A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110415838B publication Critical patent/CN110415838B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/17—Means for storage or immobilisation of gases in fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种用于增强安全性的棒状核燃料元件，包括棒状的U3Si2基芯体，所述U3Si2基芯体内开设有中孔，所述U3Si2基芯体外是锆基合金材质的包壳，所述包壳的两端均密封一个端塞，所述U3Si2基芯体与包壳之间是冶金结合层。与现役棒状核燃料元件相比，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。

Description

一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法
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，包括棒状的U3Si2基芯体，所述U3Si2基芯体内开设有中孔，所述U3Si2基芯体外设有锆基合金材质的包壳，所述包壳的两端均密封有一个端塞，所述U3Si2基芯体与包壳之间有冶金结合层。
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(U或添加其它合金元素)和Si粉的方法制备U3Si2基材料的铸锭；
S2、烧制U3Si2基芯体
将铸锭作为原料，加入研磨助剂并采用机械破碎方法获得U3Si2基材料的粉末，采用压制成型方法，由U3Si2基材料的粉末获得55～70％T.D.的素坯，素坯中心预留中孔，素坯经1100～1500℃烧结，获得U3Si2基芯块，加工烧结后的U3Si2基芯块至所需尺寸；
S3、管坯制造
用核级海绵锆和核级纯金属原料配料，通过电弧炉熔炼，并经挤压制备成锆合金管坯；
S4、清洗
将U3Si2基芯块、锆合金管坯分别进行表面清洗，使接触面保持清洁；
S5、焊接
将U3Si2基芯块装配入锆合金管坯，放入电子束焊箱内抽真空至10-4mmHg，然后对上下端面进行电子束焊接，使两者接触面之间的间隙保持真空，得到元件管坯；
S6、热轧
将元件管坯包上保护套，在挤压机上进行热轧，得到锆合金包壳厚度0.3mm～1.0mm、锆合金包壳外径5.0mm～12mm、长度0.5m～5.0m的棒状核燃料元件。
在上述的用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法中，所述步骤S1中的金属粉末为U，所述步骤S3中的核级纯金属原料选用金属Sn、Nb、Fe、Cr。
在上述的用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法中，所述步骤S6中的热轧温度为700℃～900℃，轧制形变量不超过5％。
与现有的技术相比，本发明的特点在于：取消了现役棒状核燃料元件的贮气腔、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。这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，从而提高了棒型核燃料元件的安全性；故而，本发明的棒状核燃料元件具有优良的导热性能，该燃料元件与现役棒状燃料元件相比，在运行时具有更低的燃料中心温度，且减缓PCI问题，能有效提高轻水反应堆的燃料安全性。
附图说明
图1为现役核电站的棒状核燃料元件；
图2为本发明提出的一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的结构示意图；
图3为本发明提出的一种用于增强安全性的棒状核燃料元件中，U3Si2基芯块的制备流程；
图4为本发明提出的一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的截面示意图；
图5为本发明提出的一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的局部剖面图。
图中：1端塞、2包壳、3 U3Si2基芯体、4冶金结合层、5中孔。
具体实施方式
以下实施例仅处于说明性目的，而不是想要限制本发明的范围。
实施例
参照图2-5，一种用于增强安全性的棒状核燃料元件，包括棒状的U3Si2芯体3，U3Si2芯体内开设有中孔5，U3Si2芯体3外设有锆基合金材质的包壳2，包壳2的两端均密封有一个端塞1，U3Si2芯体3与包壳2之间是冶金结合层4。
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铸锭
选择核级富集U235金属粉末和核级纯Si粉为原料混合均匀并压制成块，通过电弧炉熔炼，800℃退火后制备成U3Si2材料的铸锭；
S2、烧制U3Si2芯体
将U3Si2铸锭作为原料，采用机械破碎方法获得U3Si2材料的粉末，采用压制成型方法，加入粘结剂后将U3Si2材料的粉末压制成55～70％T.D.的素坯，素坯中心预留中孔。素坯经1100-1500℃烧结，获得U3Si2芯块。将烧结后的U3Si2芯块加工制成外径8.4mm、高10mm、含内径1mm中孔的U3Si2芯块；
S3、管坯制造
用核级海绵锆和核级纯金属原料(Sn、Fe、Cr等)配料，通过电弧炉熔炼，并经挤压制备成内径8.55mm、外径9.67mm、长4m的锆-4合金管坯；
S4、清洗
将U3Si2芯块和锆-4合金管坯进行机加工和表面清洗，使接触面保持清洁；
S5、焊接
将U3Si2芯块装配入锆-4合金管坯，放入电子束焊箱内抽真空至10-4mmHg，然后对上下端面进行电子束焊接，使两者接触面之间的间隙保持真空，得到元件管坯；
S6、热轧
将元件管坯包上保护套，在挤压机上进行热轧，加热温度800℃，轧制形变量控制在1％，得到外径为9.5mm的燃料元件，锆合金包壳厚度为0.57mm。
本发明实施例中的特点是：
1、在设计方面，取消了现役棒状核燃料元件的贮气腔、压紧弹簧、芯块与包壳之间的间隙；2、在燃料芯块方面，燃料芯体采用中间带孔的U3Si2材料，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；3、元件内部是真空状态而不是填充惰性气体。这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，从而提高了棒型核燃料元件的安全性。
因此，本发明的棒状核燃料元件具有优良的导热性能，该燃料元件与现役棒状燃料元件相比，在运行时具有更低的燃料中心温度，且减缓PCI问题，能有效提高轻水反应堆的燃料安全性。
本发明不局限于上述最佳实施方式，任何人在本发明的启示下都可得出其他各种形式的产品，但不论在其形状或结构上作任何变化，凡是具有与本申请相同或相近似的技术方案，均落在本发明的保护范围之内。

Claims (4)

1.一种用于增强安全性的棒状核燃料元件，包括棒状的U3Si2基芯体(3)，其特征在于，所述U3Si2基芯体(3)内同心开设有中孔(5)，所述U3Si2基芯体(3)外是锆基合金材质的包壳(2)，所述包壳(2)的两端均密封有一个端塞1，所述U3Si2基芯体(3)与包壳(2)之间是冶金结合层(4)。
2.一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，其特征在于，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
将铸锭作为原料，采用机械破碎方法获得U3Si2基材料的粉末，采用压制成型方法，由U3Si2基材料的粉末获得55～70％T.D.的素坯，素坯中心预留中孔(5)，素坯经1100～1500℃烧结，获得U3Si2基芯块(3)，加工烧结后的U3Si2基芯块(3)至所需尺寸；
S3、管坯制造
用核级海绵锆和核级纯金属原料配料，通过电弧炉熔炼，并经挤压制备成锆合金管坯；
S4、清洗
将U3Si2基芯块(3)、锆合金管坯分别进行表面清洗，使接触面保持清洁；
S5、焊接
将U3Si2基芯块(3)装配入锆合金管坯，放入电子束焊箱内抽真空至10-4mmHg，然后对上下端面进行电子束焊接，使两者接触面之间的间隙保持真空，得到元件管坯；
S6、热轧
将元件管坯包上保护套，在挤压机上进行热轧，得到锆合金包壳(2)厚度0.3mm～1.0mm、锆合金包壳外径5.0mm～12mm、长度0.5m～5.0m的棒状核燃料元件。
3.根据权利要求2所述的一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，其特征在于，所述步骤S1中的金属粉末为U或添加其它合金元素，所述步骤S3中的核级纯金属原料选用金属Sn、Nb、Fe、Cr。
4.根据权利要求2所述的一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，其特征在于，所述步骤S6中的热轧温度为700℃～900℃，轧制形变量不超过5％。
CN201910713774.1A 2019-08-02 2019-08-02 一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法 Active CN110415838B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910713774.1A CN110415838B (zh) 2019-08-02 2019-08-02 一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910713774.1A CN110415838B (zh) 2019-08-02 2019-08-02 一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110415838A true CN110415838A (zh) 2019-11-05
CN110415838B CN110415838B (zh) 2022-07-22

Family

ID=68365537

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910713774.1A Active CN110415838B (zh) 2019-08-02 2019-08-02 一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110415838B (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111951991A (zh) * 2020-06-15 2020-11-17 西安交通大学 一种基于3d打印的棒状核燃料元件及其密封成形方法
CN114121307A (zh) * 2021-11-23 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种具有内部缓冲层的复合包壳管及其构成的燃料棒
CN114203314A (zh) * 2021-12-06 2022-03-18 西安交通大学 一种液态金属填充间隙的复合碳化硅包壳核燃料棒
WO2024077759A1 (zh) * 2022-10-14 2024-04-18 中广核研究院有限公司 高导热的核燃料元件

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1251400A (zh) * 1968-06-04 1971-10-27
US20130170603A1 (en) * 2011-12-23 2013-07-04 Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear fuel rod for fast reactor
CN105469838A (zh) * 2015-12-23 2016-04-06 中广核研究院有限公司 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒
CN106078086A (zh) * 2016-06-12 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种核燃料元件包壳锆合金不锈钢复合管及其制备方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1251400A (zh) * 1968-06-04 1971-10-27
US20130170603A1 (en) * 2011-12-23 2013-07-04 Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear fuel rod for fast reactor
CN105469838A (zh) * 2015-12-23 2016-04-06 中广核研究院有限公司 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒
CN106078086A (zh) * 2016-06-12 2016-11-09 上海核工程研究设计院 一种核燃料元件包壳锆合金不锈钢复合管及其制备方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
张翔，刘桂良，刘云明 等: "U3Si2燃料芯块的制备与显微组织研究", 《核动力工程》 *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111951991A (zh) * 2020-06-15 2020-11-17 西安交通大学 一种基于3d打印的棒状核燃料元件及其密封成形方法
CN114121307A (zh) * 2021-11-23 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种具有内部缓冲层的复合包壳管及其构成的燃料棒
CN114203314A (zh) * 2021-12-06 2022-03-18 西安交通大学 一种液态金属填充间隙的复合碳化硅包壳核燃料棒
WO2024077759A1 (zh) * 2022-10-14 2024-04-18 中广核研究院有限公司 高导热的核燃料元件

Also Published As

Publication number Publication date
CN110415838B (zh) 2022-07-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN110415838A (zh) 一种增强安全性的棒状核燃料元件及其制备方法
CN103295652B (zh) 采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒
CN110379525A (zh) 一种耐事故的棒状核燃料元件及其制备方法
EP0155168B1 (en) Composite nuclear fuel element cladding tube
US11942229B2 (en) Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture
EP0155167B1 (en) Cladding tubes for containing nuclear fuel material
RU2546971C2 (ru) Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня
JPH01267493A (ja) 耐酸化性被覆を有する燃料要素
CN114203314B (zh) 一种液态金属填充间隙的复合碳化硅包壳核燃料棒
CN111933310B (zh) 一种高热导的二氧化铀单晶复合燃料芯块及其制备方法
CN106927832A (zh) 一种仿max相事故容错核燃料芯块的制备方法
US3472734A (en) Fuel element for liquid-cooled nuclear reactors
RU89904U1 (ru) Твэл ядерного реактора
CN111276265B (zh) 一种采用铀-氢化钇燃料的棒型燃料元件
Sundaram et al. Nuclear fuels and development of nuclear fuel elements
CN212675929U (zh) 一种内外同时加热的环形燃料包壳试验件
KR19990072604A (ko) 복합부재및이를이용한연료집합체
JPS6362716B2 (zh)
RU180840U1 (ru) Твэл дисперсионного типа
CN111710443B (zh) 一种金刚石复合核燃料芯块及其制备方法
RU2125305C1 (ru) Твэл ядерного реактора
JPH10260280A (ja) 原子炉用ジルコニウム基合金及び燃料被覆管並びに燃料集合体
JP2000121766A (ja) 原子炉用の核燃料要素
JPS6031089A (ja) 核燃料複合被覆管
JPH11295460A (ja) 複合部材及びそれを用いた燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant
CP01 Change in the name or title of a patent holder
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.