CN112750538A - 一种碳化硅复合材料增强锆包壳管 - Google Patents

一种碳化硅复合材料增强锆包壳管 Download PDF

Info

Publication number
CN112750538A
CN112750538A CN202011625339.2A CN202011625339A CN112750538A CN 112750538 A CN112750538 A CN 112750538A CN 202011625339 A CN202011625339 A CN 202011625339A CN 112750538 A CN112750538 A CN 112750538A
Authority
CN
China
Prior art keywords
silicon carbide
zirconium
layer
tube
sic
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.)
Pending
Application number
CN202011625339.2A
Other languages
English (en)
Inventor
卢永恒
冯海宁
单宏祎
郭洪
杜艳华
贺进明
田广丰
孟莹
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.)
China North Nuclear Fuel Co Ltd
Original Assignee
China North Nuclear Fuel 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 China North Nuclear Fuel Co Ltd filed Critical China North Nuclear Fuel Co Ltd
Priority to CN202011625339.2A priority Critical patent/CN112750538A/zh
Publication of CN112750538A publication Critical patent/CN112750538A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • 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
    • 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)
  • Metallurgy (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Laminated Bodies (AREA)

Abstract

本发明属于新型核包壳材料制造技术领域，具体涉及一种碳化硅复合材料增强锆包壳管。包括内层锆管、中间碳化硅界面层、外层SiCf/SiC复合材料层。包壳管长度为3.8‑4m。内层锆管内径为7.5±0.02mm、外径为8.3±0.02mm。中间碳化硅界面层包覆在内层锆管外周，厚度为60‑80μm。外层SiCf/SiC复合材料层包覆在中间碳化硅界面层外周，外径为9.5±0.02mm。充分发挥碳化硅和锆两种材料的优势，使其满足新一代耐事故燃料包壳的要求，进一步提高反应堆事故条件下的安全性。

Description

一种碳化硅复合材料增强锆包壳管
技术领域
本发明属于新型核包壳材料制造技术领域，具体涉及一种碳化硅复合材料增强锆包壳管。
背景技术
目前，所有的商用轻水反应堆燃料包壳都是以Zr为基体的合金。这一族材料经过50多年的研究和应用，核燃料的性能以及此类燃料包壳的可靠性均有大幅度的提升。然而，随着235U富集度的进一步增加，或者由于其它方面的变化使得燃料中裂变产物的量进一步升高，这就要求研发具有更为优良的抗辐照损伤和耐腐蚀性能的其它材料。同时，也要求此类材料在发生严重事故的条件下，其性能恶化的程度能够进一步降低。
相对于锆合金材料，SiCf/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60000MWD/tU提高到70000MWD/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，SiCf/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。
目前SiCf/SiC复合材料还存在诸多的挑战包括包壳径向温度梯度所引起的不同程度的体积膨胀、包壳管的脆性断裂、热冲击断裂和辐照肿胀等。其腐蚀过程中产生的氧化硅会溶解在冷却剂中，目前的核电厂系统中缺乏该除杂装置，但由于SiC的氧化速率较小，故而该问题相较于上述提到的其他问题并不突出。在工程应用方面，SiCf/SiC复合材料包壳管的制备加工以及连接密封等难题依然有待解决。这些需要经过长时间的技术突破和工程验证，无法满足当前反应堆条件对包壳材料的需求。
用于第四代反应堆研发的某些包壳技术也可以用于第三代反应堆，Zr/SiC复合材料包壳就是其中之一。为了加速包壳材料的发展，依旧使用锆作为包壳管内衬层，即使外部SiC陶瓷基体开裂，锆层也能使包壳管保持完整和密封。核裂变产生的产物或重金属反应会与SiC内层产生不良反应，这会给技术应用带来一定风险，使用Zr内层可以避免这个风险，同时锆内层的使用也为UO2燃料提供了一个已知的化学环境。与此同时内部使用锆材料可以通过焊接的方式来进行端塞连接。这一材料的应用能够满足轻水反应堆对更高安全性、更高性能以及更高经济性的要求，因此，Zr/SiC复合材料包壳的研发有着重要的意义。
发明内容
本发明的目的在于提供一种碳化硅复合材料增强锆包壳管，充分发挥碳化硅和锆两种材料的优势，使其满足新一代耐事故燃料包壳的要求，进一步提高反应堆事故条件下的安全性。
为达到上述目的，本发明所采取的技术方案为：
一种碳化硅复合材料增强锆包壳管，包括内层锆管、中间碳化硅界面层、外层SiCf/SiC复合材料层。
包壳管长度为3.8-4m。
内层锆管内径为7.5±0.02mm、外径为8.3±0.02mm。
中间碳化硅界面层包覆在内层锆管外周，厚度为60-80μm。
外层SiCf/SiC复合材料层包覆在中间碳化硅界面层外周，外径为9.5±0.02mm。
首先将内层锆管外表面打磨去除氧化层，通过磁控溅射的方法在其外表面制备中间碳化硅界面层，然后在外周采用编织的方法包覆SiCf/SiC复合材料预制体，通过PIP工艺多次循环使外层致密化形成外层SiCf/SiC复合材料层，最后对包壳管外周进行精细磨削至设计尺寸，获得满足尺寸要求的碳化硅复合材料增强锆包壳管。
本发明所取得的有益效果为：
本发明提供了一种碳化硅包覆锆管的复合包壳，充分发挥碳化硅和锆两种材料的优势，使其满足新一代耐事故燃料包壳的要求，进一步提高反应堆事故条件下的安全性。
附图说明
图1为碳化硅复合材料增强锆包壳管示意图；
图中：1、内层锆管；2、中间碳化硅界面层；3、外层SiCf/SiC复合材料层。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。
碳化硅包覆锆管的复合包壳结构设计，包括结构组成、各组成部分尺寸、各部分结合方式。
设计的复合包壳由3层组成，分别为内层锆管1、中间碳化硅界面层2、外层SiCf/SiC复合材料层3。
包壳管长度为3.8-4m，内层锆管内径为7.5±0.02mm、外径8.3±0.02mm，中间碳化硅界面层包覆在内层锆管外周，厚度为60-80μm，外层SiCf/SiC复合材料层包覆在中间碳化硅界面层外周，复合包壳外径为9.5±0.02mm。
首先将锆管外表面打磨去除氧化层，通过磁控溅射的方法在其外表面制备中间碳化硅界面层，然后在包壳管外周采用编织的方法包覆SiCf/SiC复合材料预制体，通过PIP工艺多次循环使外层致密化形成SiCf/SiC复合材料，最后对复合包壳外周进行精细磨削至设计尺寸，获得满足尺寸要求的碳化硅包覆锆管的复合包壳。
本发明公开了一种碳化硅复合材料增强锆包壳管的结构设计，设计的复合包壳由3层组成，分别为内层锆管、中间碳化硅界面层、外层SiCf/SiC复合材料层。充分发挥碳化硅和锆两种材料的优势，使其满足新一代耐事故燃料包壳的要求，进一步提高反应堆事故条件下的安全性。

Claims (6)

1.一种碳化硅复合材料增强锆包壳管，其特征在于：包括内层锆管、中间碳化硅界面层、外层SiCf/SiC复合材料层。
2.根据权利要求1所述的碳化硅复合材料增强锆包壳管，其特征在于：包壳管长度为3.8-4m。
3.根据权利要求1所述的碳化硅复合材料增强锆包壳管，其特征在于：内层锆管内径为7.5±0.02mm、外径为8.3±0.02mm。
4.根据权利要求1所述的碳化硅复合材料增强锆包壳管，其特征在于：中间碳化硅界面层包覆在内层锆管外周，厚度为60-80μm。
5.根据权利要求1所述的碳化硅复合材料增强锆包壳管，其特征在于：外层SiCf/SiC复合材料层包覆在中间碳化硅界面层外周，外径为9.5±0.02mm。
6.根据权利要求1所述的碳化硅复合材料增强锆包壳管，其特征在于：首先将内层锆管外表面打磨去除氧化层，通过磁控溅射的方法在其外表面制备中间碳化硅界面层，然后在外周采用编织的方法包覆SiCf/SiC复合材料预制体，通过PIP工艺多次循环使外层致密化形成外层SiCf/SiC复合材料层，最后对包壳管外周进行精细磨削至设计尺寸，获得满足尺寸要求的碳化硅复合材料增强锆包壳管。
CN202011625339.2A 2020-12-31 2020-12-31 一种碳化硅复合材料增强锆包壳管 Pending CN112750538A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011625339.2A CN112750538A (zh) 2020-12-31 2020-12-31 一种碳化硅复合材料增强锆包壳管

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202011625339.2A CN112750538A (zh) 2020-12-31 2020-12-31 一种碳化硅复合材料增强锆包壳管

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN112750538A true CN112750538A (zh) 2021-05-04

Family

ID=75650516

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202011625339.2A Pending CN112750538A (zh) 2020-12-31 2020-12-31 一种碳化硅复合材料增强锆包壳管

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112750538A (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115745639A (zh) * 2022-10-13 2023-03-07 广东核电合营有限公司 金属增强碳化硅包壳管及其制造方法

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103295652A (zh) * 2012-02-24 2013-09-11 上海核工程研究设计院 采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒
CN103469185A (zh) * 2013-09-09 2013-12-25 中国原子能科学研究院 锆合金基体表面碳化硅涂层材料的制备方法
CN103511764A (zh) * 2012-12-26 2014-01-15 伦慧东 纤维增强阻燃抗静电薄壁钢塑复合管及其成型工艺
CN105405474A (zh) * 2015-11-02 2016-03-16 西北工业大学 具备抗裂纹扩展能力的核燃料包壳管的结构及制备方法
CN108409348A (zh) * 2018-03-19 2018-08-17 中南大学 一种纤维表面沉积界面层的设备及其方法
US20180254114A1 (en) * 2017-03-06 2018-09-06 Westinghouse Electric Company, Llc Method of manufacturing a reinforced nuclear fuel cladding using an intermediate thermal deposition layer
CN109467450A (zh) * 2018-12-13 2019-03-15 湖南博翔新材料有限公司 一种含Ti3SiC2界面层的SiCf/SiC复合材料的制备方法
CN109608217A (zh) * 2018-12-13 2019-04-12 湖南博翔新材料有限公司 一种含MAX相界面层的SiCf/SiC复合材料的制备方法
WO2020093246A1 (zh) * 2018-11-06 2020-05-14 中广核研究院有限公司 核燃料组件的管材及燃料包壳
CN111185686A (zh) * 2020-01-10 2020-05-22 西北工业大学 一种采用Zr合金端塞原位连接SiC/SiC核包壳管的方法

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103295652A (zh) * 2012-02-24 2013-09-11 上海核工程研究设计院 采用陶瓷包壳金属芯块的核燃料棒
CN103511764A (zh) * 2012-12-26 2014-01-15 伦慧东 纤维增强阻燃抗静电薄壁钢塑复合管及其成型工艺
CN103469185A (zh) * 2013-09-09 2013-12-25 中国原子能科学研究院 锆合金基体表面碳化硅涂层材料的制备方法
CN105405474A (zh) * 2015-11-02 2016-03-16 西北工业大学 具备抗裂纹扩展能力的核燃料包壳管的结构及制备方法
US20180254114A1 (en) * 2017-03-06 2018-09-06 Westinghouse Electric Company, Llc Method of manufacturing a reinforced nuclear fuel cladding using an intermediate thermal deposition layer
CN108409348A (zh) * 2018-03-19 2018-08-17 中南大学 一种纤维表面沉积界面层的设备及其方法
WO2020093246A1 (zh) * 2018-11-06 2020-05-14 中广核研究院有限公司 核燃料组件的管材及燃料包壳
CN109467450A (zh) * 2018-12-13 2019-03-15 湖南博翔新材料有限公司 一种含Ti3SiC2界面层的SiCf/SiC复合材料的制备方法
CN109608217A (zh) * 2018-12-13 2019-04-12 湖南博翔新材料有限公司 一种含MAX相界面层的SiCf/SiC复合材料的制备方法
CN111185686A (zh) * 2020-01-10 2020-05-22 西北工业大学 一种采用Zr合金端塞原位连接SiC/SiC核包壳管的方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115745639A (zh) * 2022-10-13 2023-03-07 广东核电合营有限公司 金属增强碳化硅包壳管及其制造方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Chen et al. Recent studies on potential accident-tolerant fuel-cladding systems in light water reactors
Barrett et al. Advanced LWR nuclear fuel cladding system development trade-off study
US10032528B2 (en) Fully ceramic micro-encapsulated (FCM) fuel for CANDUs and other reactors
JP4763699B2 (ja) 原子力発電所における燃料格納容器障壁等に使用される多層セラミックチューブ
US20120314831A1 (en) Light Water Reactor TRISO Particle-Metal-Matrix Composite Fuel
CN112750538A (zh) 一种碳化硅复合材料增强锆包壳管
CN102766778A (zh) 核电站燃料包壳用锆合金
Edsinger et al. LWR pellet-cladding interactions: Materials solutions to SCC
Sundaram et al. Nuclear fuels and development of nuclear fuel elements
CN113012827A (zh) 一种抗水腐蚀氮化铀复合燃料芯块
Sinha et al. Carbon based materials–applications in high temperature nuclear reactors
JPS6362716B2 (zh)
Feinroth Silicon Carbide TRIPLEXTM Fuel Clad and SiC Channel Boxes for Accident Resistance and Durability
JP3424452B2 (ja) 燃料集合体とそれに用いる燃料チャンネルボックス及びその製造方法
Liu et al. The Research on Accident Tolerant Fuel in CGN
RU744U1 (ru) Тепловыделяющий элемент ядерного реактора
Khlifa Double coated cladding for advanced accident tolerant fuel-overwiew
Anderson Broad aspects of absorber materials selection for reactor control
Halfinger et al. Binary Metal Ceramic Tubes for Accident Tolerant LWR Fuel Cladding
JPH11295460A (ja) 複合部材及びそれを用いた燃料集合体
CN117894492A (zh) 一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒
CN112992390A (zh) 一种高安全性的硅化铀复合燃料芯块
Farina et al. Current status of Zirconium alloys for fission cladding
Aihara et al. Suggested failure probability calculation method for Japanese high-quality high-temperature gas-cooled reactor (HTGR) fuel
Castle Preliminary Investigation of Zircaloy-4 as a Research Reactor Cladding Material

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
RJ01 Rejection of invention patent application after publication
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20210504