CN114424293A - 提高核裂变气体捕获能力的核燃料用二氧化铀芯块及其制备方法 - Google Patents

提高核裂变气体捕获能力的核燃料用二氧化铀芯块及其制备方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种二氧化铀芯块及其制备方法，该二氧化铀芯块含有氧化物添加剂，从而提高用于核燃料的二氧化铀芯块的核裂变气体的吸附性能，同时促进晶粒大小的生长，通过在二氧化铀中添加烧结添加剂La2O3‑Al2O3‑SiO2，从而在二氧化铀芯块的烧结过程中生成液相使物质加速移动以促进晶粒生长，由于液相的蒸气压较低，在烧结过程中挥发较少，因此能够有效发挥添加剂的性能，并且包覆晶界的液相能够有效吸附核裂变气体铯。

Description

提高核裂变气体捕获能力的核燃料用二氧化铀芯块及其制备 方法
技术领域
本发明涉及一种芯块及其制备方法，该芯块含有氧化物添加剂，以促进核燃料用二氧化铀芯块的晶粒大小的生长并提高核裂变气体捕获能力。
背景技术
自1970年以来，人们一直致力于核电站用二氧化铀芯块的研究，以改善其性能。首先，自1970年以来，二氧化铀芯块的开发重点是通过添加氧化物促进晶粒大小的生长，从而防止在正常和转变状态下运转时可能由芯块与包壳相互作用(Pellet CladdingInteraction，PCI)引起的燃料棒破损现象。根据全世界关于添加剂的诸多研究结果，核燃料制造商AREVA(现在的法马通公司)、西屋原子(Westinghouse Atom)公司分别完成了Cr2O3、Cr2O3-Al2O3的开发，目前为了商业发展已经取得或正在取得监管机构的许可。
当包壳与芯块相互接触时，由PCI引起的燃料棒破损现象从30GWD/MTU以上开始发生，此时，芯块向包壳半径方向施加外力引起机械变形并导致断裂。然而，具有作为添加氧化物的结果的大晶粒显微组织的芯块，在引起包壳变形之前会使芯块本身发生塑性变形，从而消除因受热、体积膨胀导致的芯块与包壳之间的相互应力。并且，作为通过核反应生成的各种核裂变气体可以逸出的通道的晶界面积减少，从而降低了核裂变气体向芯块外部逸出的速度。从逸出至二氧化铀芯块外部的核裂变气体与燃料棒的内表面反应形成陶瓷化合物而加速脆性破坏的角度来讲，这是具有能够提高核燃料棒的安全性的重要的大晶粒的芯块所具有的一个特点。如上所述，减少PCI损伤的烧结添加剂的作用基本是增大二氧化铀芯块的晶粒。这是由于在二氧化铀的烧结过程中，氧化物添加剂促进了铀阳离子在烧结温度下的移动，由此，发达的微观组织提高了在核电站熔炉(furnace)燃烧过程中的安全性以及发电站的运行裕度。
此后，由于2011年福岛第一核电站的氢爆炸引发的放射能泄漏事故，以进一步加强安全性的核燃料的性能改善为目标，世界范围内再一次展开了研究。最终，事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel，ATF)的开始以芯块及包壳为开发对象。全球的ATF核燃料开发始于2012年美国能源部的研发投资，作为目前用于得到适当的最终候选物的研究，已发展到在辐照测试之后测试燃料棒(Lead Test Rod,LTR)的单元测试的水平。在迄今为止开发的ATF芯块中，基于二氧化铀的候选物包括：在二氧化铀芯块中分散配置碳化硅晶须(SiC晶须)或金刚石颗粒的复合材料形态、以及在二氧化铀基质内形成金属网的金属微单元形态，所有这些都旨在提高导热率。然而，从制备和炉内燃烧过程中的尺寸稳定性而言，添加有氧化物且具有大晶粒的二氧化铀芯块(含有用于降低PCI破损的添加剂)被认为是可行性最高的ATF芯块的强有力的最终候选物，但目前仍在开发中。
一般而言，在平均粒径大小为40μm(二维测量)以上的芯块中，观察到通过晶粒的生长来提高性能。根据C.Delafoy等人的研究结果(2007年国际轻水堆燃料性能会议论文集)，作为氧化试验的结果，相比于平均晶粒为40μm以上的芯块，平均晶粒大小为20μm左右的芯块减重高达5倍左右。即、可以看出大晶粒芯块具有较高的抗氧化性。
在K.Fuglesang HWR-1161,(2016年)的研究结果中，发表了在实验反应堆(Experimental Reactor)中燃烧后，从具有40μm以上的晶粒的芯块中测得的核裂变气体量显著低于10μm左右的一般芯块。在核反应堆内发生事故时，可以排放到外部的放射源(source term)的允许标准基于美国NRC 10CFR50.67的“事故源项(Accident sourceterm)”时，以禁区边界(Exclusion Area Boundary)为基准不能超过25rem，而大晶粒芯块具有能够减少事故条件下减少这种可泄漏到外部的放射源量的效果。
一般而言，气态的核裂变物质在大气扩散方面可能对外部覆盖量起到重大的影响。因此，橡树岭国家实验室(Oak ridge national Lab.)通过C NF11-19报告了一个积极的结果，可以通过核裂变气体与芯块内部物质的反应形成化合物以阻止大气扩散。由于铯(Cs)是一种典型的核裂变气体，它通过与氧化硅的结合形成Cs2Si4O3化合物而被稳定化，因此为了制备含有大晶粒氧化硅的芯块来捕获核裂变产生的气体，日本进行了添加剂的开发。
日本授权专利第2603382号、第3999843号公开了，以各种比率添加0.01至0.25wt％的Al2O3和SiO2以获得大晶粒，从而获得较高的蠕变速率。日本大阪大学松永博士的2014年博士学位论文“关于与铯/碘及氦氧化物燃料的相互作用的研究”，报告了添加剂Al2O3和SiO2形成的铝硅酸盐(Alu minosilicate)液相捕获铯的结果。最终表明添加剂的作用不只是通过加入添加剂促进晶粒生长，而是可以捕获存在于二氧化铀基质内且具有放射性的核裂变气体。根据T.Matsuda et al.,IAEA-TECDOC-1036(1996年)的报告，Al2O3和SiO2形成的液相远早于二氧化铀烧结温度，由于高蒸汽压而在烧结过程中挥发，因而重量减轻，在松永博士的博士学位论文中也确认了在添加0.025wt％、0.25wt％的Al2O3-SiO2的情况下，平均晶粒都保持在20μm左右(二维测量)。考虑到这一点，在烧结温度和特定烧结气氛下可以促进物质移动以促进晶粒生长，其性能随着能够捕获核反应堆内燃烧时产生的核裂变产物铯的含有SiO2的化合物的挥发而降低。即、即使为了促进更活跃的晶粒生长和吸附裂变物质而增加添加剂含量，Al2O3-SiO2添加剂由于挥发而降低了液相分率，因而添加剂的效果有限。
已知将稀土类金属氧化物添加至通常用作耐火材料的氧化物，能够起到提高耐火材料的玻璃转变温度(Tg)或熔点(Tm)的功能。其原理为，在高温下使存在于玻璃态或液相中的非晶态金属-氧化合物的键合形成高场强(High field strength)以提高非桥连氧原子(Non-Bridging Oxygen,NBO,NBO)的键合力，从而使得相变温度升高。然而，目前尚不清楚对沸点(Tb)起到什么样的影响。
现有技术文献
专利文献
专利文献1：日本授权专利第02603382号(授权日：1997.01.29.)
专利文献2：日本授权专利第03999843号(授权日：2007.08.17.)
非专利文献
非专利文献1：C.Felafoy et al.,WRFPM 2007,San Francisco,USA(2007),p1071.
非专利文献2：K.Fuglesang,OECD HALDEN REACTOR PROJECT,HWR-1161(2016)p14.
非专利文献3：T.Matsuda et al.,IAEA-TECDOC-1036(1996),p9-17.
非专利文献4：T.Matsuda,大阪大学博士学位论文(2014),p30.
发明内容
发明所要解决的问题
本发明的目的在于提供一种含有添加剂的二氧化铀芯块及其制备方法，能够在增大核电站中用作核燃料的二氧化铀中的Si含量的同时，稳定地形成液相以促进晶粒生长，从而能够有效地捕获核裂变物质铯。通过利用微观组织得以改善的芯块，还能够确保核电站熔炉内的燃烧裕度，以应对PCI损伤和核电站事故。
用于解决问题的手段
为了达成上述目的，本发明提供了一种用于核燃料的二氧化铀芯块，其包含二氧化铀和核燃料添加剂，所述添加剂包含氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)。通过添加所述烧结添加剂La2O3-Al2O3-SiO2形成的液相，使铀离子快速移动以促进晶粒生长，并且可涂覆于晶界面，从而提高对核电站熔炉内燃烧时生成的核裂变气体铯的捕获能力。
相对于100重量份的二氧化铀，所述添加剂的总含量可以为0.05至0.15重量份。
相对于100重量份的二氧化铀，所述氧化镧的含量可以为0.005至0.015重量份。
所述添加剂中的氧化铝可以为0.015至0.045重量份。
所述添加剂中的氧化硅可以为0.03至0.09重量份。
所述二氧化铀芯块的晶粒的大小为40μm以上，通过下式1得到的Si元素挥发比率可以小于20％。
式1：
Si元素挥发比率(％)＝(Si元素挥发重量/Si元素添加重量)×100
另外，本发明提供了一种二氧化铀芯块的制备方法，具体地，提供了一种用于核燃料的二氧化铀芯块的制备方法，其包括：(a)准备二氧化铀粉末的步骤；(b)混合氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)以制备添加剂的步骤；(c)将所述添加剂添加到二氧化铀粉末并进行混合以制备混合粉末的步骤；(d)对所述混合粉末进行压缩成型以制备成型体的步骤；以及(e)在还原性气氛的烧结炉内部，对所述成型体进行加热和烧结的步骤。因此，本发明可通过向作为核燃料芯块的二氧化铀粉末添加氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)，并在弱还原性气氛下进行烧结，形成高温稳定的液相，从而能够有效地形成大晶粒。
相对于100重量份的二氧化铀，所述添加剂的总含量可以为0.05至0.15重量份。
相对于100重量份的二氧化铀，所述氧化镧的含量可以为0.005至0.015重量份。
所述添加剂中的氧化铝可以为0.015至0.045重量份。
所述添加剂中的氧化硅可以为0.03至0.09重量份。
所述二氧化铀芯块的晶粒的大小为40μm以上，通过下式1得到的Si元素挥发比率可小于20％。
式1：
Si元素挥发比率(％)＝(Si元素挥发重量/Si元素添加重量)×100
所述(e)步骤在1730℃至1780℃的条件下进行，氢气注入速度可保持在200ml至2,000ml/分钟。
发明的效果
根据上述本发明，具有通过向二氧化铀中添加烧结添加剂La2O3-Al2O3-SiO2增大Si的含量，以提高二氧化铀芯块的铯等核裂变气体的捕获性能的效果。
与此同时，根据本发明，由于芯块烧结时形成的液相使物质加速移动，因此能够促进二氧化铀芯块的晶粒生长，由于液相包覆晶界，因此具有能够有效地吸附核裂变气体铯的效果。
并且，由于上述效果，不仅减少了二氧化铀芯块在烧结过程中的PCI破损，还能够提高应对事故场景的安全裕度。
附图说明
图1为简要示出本发明的一个方式的二氧化铀芯块的制备方法的工艺流程图。
图2为Al2O3-SiO2的二成分系平衡状态图。
图3为La2O3-Al2O3-SiO2的三成分系平衡状态图。
图4为利用能量色散光谱分析法(Energy Dispersive X-ray Spectrosc opy，EDS)对本发明的一个方式的添加5重量份La2O3-Al2O3-SiO2添加剂的二氧化铀芯块示出位于微观组织内的金属元素的分布位置的结果。
图5为用光学显微镜拍摄根据本发明的一个方式制备的La2O3-Al2O3-SiO2、Al2O3-SiO2相对于100重量份的二氧化铀分别添加0.1重量份、0.09重量份的二氧化铀芯块的微观组织的照片(×1,000倍率)。
图6示出了根据本发明的实施例制备的二氧化铀芯块的晶粒大小测量及Si元素定量分析结果。
图7示出了根据本发明的比较例制备的二氧化铀芯块的晶粒大小测量及Si元素的定量分析结果。
具体实施方式
以下对本发明进行详细说明。
本发明提供一种用于核燃料的二氧化铀芯块，包含：二氧化铀；包含氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)的添加剂，相对于100重量份的二氧化铀，所述添加剂的总含量为0.05至0.15重量份，相对于100重量份的二氧化铀，所述氧化镧的含量为0.005至0.015重量份，所述添加剂中的氧化铝为0.015至0.045重量份，所述添加剂中的氧化硅为0.03至0.09重量份。所述添加剂包含氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)，在烧结温度下形成液相以加速铀原子的物质移动，从而促进晶粒生长。并且，在晶界面形成覆膜，从而起到吸附核电站熔炉(fur nace)燃烧过程中产生的核裂变气体的作用。
另外，本发明提供了一种二氧化铀芯块的制备方法，具体地，提供了一种用于核燃料的二氧化铀芯块的制备方法，其包括：(a)混合La2O3、Al2O3、SiO2以制备添加剂的步骤(S11)；(b)向100重量份的二氧化铀粉末添加0.05至0.1重量份的所述添加剂并进行混合以制备混合粉末的步骤(S12)；(c)对所述混合粉末进行压缩成型以制备成型体的步骤(S13)；以及(d)在还原性气氛的烧结炉内部，在1730℃至1780℃的条件下，对所述成型体进行加热和烧结的步骤(S14)。
关于所述添加剂，相对于100重量份的二氧化铀，所述氧化镧的含量为0.005至0.015重量份，所述添加剂中的氧化铝为0.015至0.045重量份，所述添加剂中的氧化硅可以是0.03至0.09重量份。
图1为示出本发明的包含添加剂的二氧化铀芯块的制备方法的工艺图。参见图1，S11步骤是混合用作二氧化铀氧化物的添加剂的步骤，添加剂包含La2O3、Al2O3、SiO3。在S11步骤中氧化物添加剂的比率如图3的La2O3-Al2O3-SiO2平衡三成分系状态图所示，按照液相分率最高的组成范围，以La2O3、Al2O3、SiO3的比率(重量比)添加。
-氧化镧(La2O3)-
氧化镧(La2O3)由于中子吸收率高，因此是一种通常不用作二氧化铀芯块的添加剂的物质。主要溶解在Al2O3与SiO2在1500℃以上形成的铝硅酸盐(Aluminosilicate)液相以提高黏度，基于这种效果，主要用于提高高温使用的耐火材料的转变温度和熔点。虽然至今还没有发表过关于黏度上升从而铝硅酸盐的熔点上升的研究结果，但通过添加La2O3在二氧化铀烧结过程中抑制铝硅酸盐的挥发，不仅能够有效促进晶粒大小生长，还有助于提高对核电站熔炉燃烧过程中的核裂变气体的捕获性能。
为了通过防止铝硅酸盐的挥发来抑制用于捕获核裂变生成气体的Si的挥发，在本发明中，优选地，相对于100重量份的二氧化铀粉末，添加0.005重量份以上的La2O3。然而，在接近烧结温度时，可通过增大促进晶粒大小生长的铝硅酸盐液相的黏度来限制其效果，因此相对于100重量份的二氧化铀，应添加0.015重量份以下的La2O3。
-氧化铝(Al2O3)及氧化硅(SiO2)-
通过图2的Al2O3-SiO2平衡状态图可以确认，Al2O3与SiO2一起从1546℃开始形成液相。这样形成的铝硅酸盐液相在烧结温度范围(1700～1780℃)内促进U4+离子的扩散并促进晶粒生长。针对从1546℃开始形成的铝硅酸盐液相分率而言，在SiO2比Al2O3多2倍以上的比率下急剧增加。因此，将Al2O3:SiO2的比率选定为至少1:2左右可形成高液相分率，从而能够促进晶粒生长。
因此，在本发明中，在相对于100重量份的二氧化铀添加0.005至0.015重量份的La2O3的情况下，相对于100重量份的二氧化铀粉末，优选添加0.015至0.045重量份的Al2O3。并且，相对于100重量份二氧化铀粉末，优选添加0.03至0.09重量份的SiO2。
在本发明的S11步骤中，使用直径(Φ)为5mm的氧化锆球和可三轴旋转混合的Turbula混合机进行均匀混合。在S11步骤中，首先仅混合添加剂，这是由于添加剂系统为多成分系统，因此这样可以使得与作为母粉末的二氧化铀混合时，在母粉末中仍保持添加剂粉末之间的组成比。通过添加所述烧结添加剂La2O3-Al2O3-SiO2得到的液相使铀离子快速移动以促进晶粒生长，并涂覆于晶界面，从而能够提高对核电站熔炉炉内燃烧时生成的核裂变气体铯的捕获能力。
在添加S12步骤中添加的添加剂粉末La2O3-Al2O3-SiO3时，相对于100重量份的二氧化铀粉末，将添加剂含量限定为0.05至0.15重量份。在S12步骤中添加0.05重量份以上的添加量是为了形成充分的液相。另一方面，添加剂的含量不超过0.1重量份的理由是为了最小化添加热中子吸收截面积高的元素导致的中子经济性下降的问题，并且，当含量超过0.1重量份时会抑制晶粒生长。因此，为了使晶粒生长到平均40μm以上，并将具有较高的核裂变物质吸附性的含有SiO2的液相涂覆于晶粒上，将添加量的含量限定为0.05至0.1重量份。使用直径(Φ)为5mm的氧化锆球和Turbula混合机进行4小时的三轴旋转均匀混合。
S13步骤是对混合的添加剂粉末与二氧化铀粉末进行压实的步骤，向成型模具内投入混合好的粉末并以2.5吨/cm2的压力制备成型体。
S14步骤是对制备的成型体进行烧结的步骤，在1700℃至1780℃的范围温度下，以200ml/分钟至2,000ml/分钟的速度注入100％氢气，并烧结3至5小时。在S14步骤以200ml/分钟以上的速度注入100％氢气，这是为了抑制从二氧化铀或耐火材料中释放的微量氧气引起的氧势上升，从而保持还原性烧结气氛。另一方面，速度不超过2,000ml/分钟是为了降低烧结时排出的微量水蒸气在排气口生成冷凝水导致管道堵塞而施加到内部的压力。通过上述工艺可制备具有40μm以上平均晶粒大小的晶粒芯块。
参见图3中La2O3-Al2O3-SiO2平衡3成分系状态图可知，在本烧结工艺中可形成液相。作为一例，如图4所示，为了观察液相，通过确认在相对于100重量份的二氧化铀而过量地含有5重量份的La2O3-Al2O3-SiO2的芯块中，从由包覆二氧化铀晶粒的镧(La)、铝(Al)、硅(Si)元素构成的区域发出来的信号，即可明确地确认，实际形成了包覆着晶界的非晶液相。
通过本发明的添加剂及工艺，随着高效率地形成液相来提高核裂变气体的捕获性能、促进粒子生长、以及在晶界涂覆核裂变物质吸附成分，可制备减少PCI破损并具有卓越的事故安全性的芯块。
以下通过实施例对本发明进行更详细的说明。本领域普通技术人员应知晓这些实施例只是用于例示本发明，本发明的范围不限于这些实施例。
实施例1：二氧化铀(UO2)芯块的制备
按如下表1记载的组成(添加比及重量份)，并使用直径(Φ)为5mm氧化锆球和Turbula混合机对La2O3、Al2O3、SiO2添加剂进行4小时的三维均匀混合。关于混合的所述添加剂，相对于100重量份的二氧化铀粉末添加0.1重量份的所述添加剂，并利用Turbula混合机混合4小时，然后使用3.5吨/cm2压力压实制备成型体。然后，以5℃/分钟的速度将所述成型体的温度提高到1730℃，并在1730℃下烧结4小时。关于烧结气氛，通过250ml/分钟的速度的注入100％氢气，以进行调节。
实施例2至12：
按照与所述实施例1相同的制备方法进行，但利用如下表1记载的组成的添加剂制备二氧化铀(UO2)芯块。
比较例1：
按照与所述实施例1相同的制备方法进行，但利用如下表2记载的不含La2O3的添加剂的组成制备二氧化铀(UO2)芯块。
比较例2至16：
按照与所述实施例1相同的制备方法进行，但利用如下表2记载的添加剂的组成制备二氧化铀(UO2)芯块。
测量例：确认金属元素分布位置
按照与所述实施例1相同的制备方法进行，但为了更加明确地观察液相，利用能量色散光谱分析法(Energy Dispersive X-ray Spectroscopy，EDS)观察添加了5重量份的添加剂La2O3-Al2O3-SiO2的二氧化铀芯块位于微观组织内的金属元素的分布位置，观察结果如图4所示。
参见图4可知，与图3的La2O3-Al2O3-SiO23成分系相同，在本发明中也形成液相。
测量例1：金属元素定量分析(Si抗挥发性的测量)
对所述实施例1至12及比较例1至16所制备的芯块进行烧结后，为了分析Si金属元素的定量，使用了电感耦合等离子体光谱仪(Inductively Coupled PlasmaSpectrometer，ICP)。
通过该分析能够测量烧结前添加的添加剂中的核裂变气体捕获能力优异的氧化硅在烧结过程中挥发后残留于芯块的量。为了以氧化物形态添加的硅氧化物(SiO2)的定量分析而测量了金属硅(Si)的定量。
通过测量在实施例1至12、比较例1至16中制备的二氧化铀芯块中的硅金属元素，可计算出挥发含量、以及如下式1所示的挥发比率(％)，其结果如表1(实施例)、表2(比较例)以及图6(实施例)、图7(比较例)所示。
式1：
Si元素挥发比率(％)＝(Si元素挥发重量/Si元素添加重量)×100
测量例2：晶粒大小的测量
针对所述实施例1和比较例1的芯块，使用显微组织光学显微镜拍摄的照片(×1,000倍率)结果如图5所示，针对所述实施例1至12和比较例1至16制备的芯块测量晶粒大小，整理结果如表1(实施例)和表2(比较例)所示，图示如图6(实施例)和图7(比较例)所示。
表1：
Figure BDA0003558747320000111
表2：
Figure BDA0003558747320000121
测量结果：Si抗挥发性及晶粒大小
-氧化镧(La2O3)-
参见表1(图6)及表2(图7)，通过比较实施例1(晶粒大小：45.5μm，Si挥发比率：13.4％)与比较例1(晶粒大小：21.5μm，Si挥发比率：64.9％)可知，根据是否存在氧化镧(La2O3)，Si抗挥发性提高且晶粒的大小生长。
对比实施例1与实施例3可知，保持氧化铝(Al2O3)与氧化硅(SiO2)含量相同且调整氧化镧(La2O3)的含量时也具有Si抗挥发性提高及晶粒大小生长效果，分别参考实施例5及实施例6可知，存在氧化镧(La2O3)及适当的含量范围对于Si抗挥发性提高及晶粒大小生长是重要因素。
通过比较实施例2、实施例5及比较例2-1、比较例8可知，能够在提高Si抗挥发性的同时，促进晶粒大小生长的氧化镧(La2O3)的最小含量。在相对于100重量份的二氧化铀(UO2)，氧化镧(La2O3)的最小含量达到0.005重量份以上时，Si抗挥发性提高且促进晶粒生长，与之相比，低于0.005重量份的情况下，Si抗挥发性略有改善，但晶粒生长进行缓慢。
通过比较实施例4、实施例6及比较例9-1、比较例9-2可知，在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的氧化镧(La2O3)的最大含量。从通过比较例9-1及比较例9-2制备的芯块的晶粒大小及Si挥发比率结果可知，通过添加过量的氧化镧(La2O3)可降低Si挥发比率，但晶粒大小下降。
-氧化铝(Al2O3)-
通过比较实施例7与比较例10-1、比较例10-2可知，在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的氧化铝(Al2O3)的最小含量。可知，在相对于100重量份的二氧化铀(UO2)，氧化铝(Al2O3)的最小含量达到0.015重量份以上时，在Si抗挥发性提高的同时促进晶粒生长，与之相比，在小于0.015重量份的情况下，虽然Si抗挥发性略有改善，但是晶粒生长缓慢。
通过比较实施例8与比较例11-1、比较例11-2可知，在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的氧化铝(Al2O3)的最大含量。可知，在相对于100重量份的二氧化铀(UO2)，氧化铝(Al2O3)的最大含量超过0.045重量份的情况下，Si抗挥发性略有改善，但晶粒生长缓慢。
-氧化硅(SiO2)-
通过比较实施例9与比较例12可知，在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的氧化硅(SiO2)的最小含量。可知，在相对于100重量份的二氧化铀(UO2)，氧化硅(SiO2)的最小含量达到0.03重量份以上时，在Si抗挥发性提高的同时促进晶粒生长，与之相比，小于0.03重量份的情况下，虽然Si抗挥发性略有改善，但晶粒生长缓慢。
通过比较实施例10与比较例13可知，在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的氧化硅(SiO2)的最大含量。可知，在相对于100重量份的二氧化铀(UO2)，氧化硅(SiO2)的最大含量超过0.09重量份时，虽然Si抗挥发性略有改善，但晶粒生长缓慢。
-添加剂总含量-
通过比较实施例2与比较例2-1、比较例2-2可确认在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的添加剂的最小含量。通过比较例2-1及2-2可知，在相对于100重量份的二氧化铀，添加剂的总含量小于0.05重量份的情况下，由于存在氧化镧(La2O3)，因此Si抗挥发性提高，但可知晶粒的大小不生长。
通过比较实施例4与比较例14至16可知，在Si抗挥发性提高的同时，增加了晶粒大小能够生长的添加剂的最大含量。通过比较例14至16可知，在相对于100重量份的二氧化铀，添加剂的总含量超过0.15重量份的情况下，由于存在氧化镧(La2O3)，从而Si抗挥发性提高，但可知晶粒的大小不生长。以上记载了本发明内容的特定部分，本领域普通技术人员应知晓这些具体技术只是优选实施方式而已，本发明的范围不限于此。因此本发明的实质范围由所附权利要求及其等价物来定义。

Claims (9)

1.一种用于核燃料的二氧化铀芯块，其特征在于，
包含二氧化铀和核燃料添加剂，
所述核燃料添加剂包含氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)。
2.根据权利要求1所述的二氧化铀芯块，其特征在于，
相对于100重量份的所述二氧化铀，所述核燃料添加剂的含量为0.05至0.15重量份。
3.根据权利要求1所述的二氧化铀芯块，其特征在于，
相对于100重量份的所述二氧化铀，所述氧化镧的含量为0.005至0.015重量份，所述氧化铝的含量为0.015至0.045重量份，所述氧化硅的含量为0.03至0.09重量份。
4.根据权利要求1所述的二氧化铀芯块，其特征在于，
所述二氧化铀芯块的晶粒的大小为40μm以上60μm以下，基于下式1得到的Si元素挥发比率小于20％，
式1：
Si元素挥发比率(％)＝(Si元素挥发重量/Si元素添加重量)×100。
5.一种二氧化铀芯块的制备方法，其特征在于，包括：
(a)准备二氧化铀粉末的步骤；
(b)混合氧化镧(La2O3)、氧化铝(Al2O3)、氧化硅(SiO2)以制备添加剂的步骤；
(c)向所述二氧化铀粉末中添加所述添加剂并进行混合以制备混合粉末的步骤；
(d)对所述混合粉末进行压缩成型以制备成型体的步骤；以及
(e)在还原性气氛的烧结炉内部，对所述成型体进行加热和烧结的步骤。
6.根据权利要求5所述的二氧化铀芯块的制备方法，其特征在于，
相对于100重量份的所述二氧化铀，所述添加剂的含量为0.05至0.15重量份。
7.根据权利要求6所述的二氧化铀芯块的制备方法，其特征在于，
相对于100重量份的所述二氧化铀，所述氧化镧的含量为0.005至0.015重量份，所述氧化铝的含量为0.015至0.045重量份，所述氧化硅的含量为0.03至0.09重量份。
8.根据权利要求5所述的二氧化铀芯块的制备方法，其特征在于，
所述(e)步骤在1730℃至1780℃的条件下进行。
9.根据权利要求5所述的二氧化铀芯块的制备方法，其特征在于，
在所述(e)步骤中，氢气注入速度保持在200ml至2,000ml/分钟。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3374178A (en) * 1965-05-03 1968-03-19 Ca Atomic Energy Ltd Doped hypostoichiometric dioxide nuclear fuel composition and method of preparation
JPS473182Y1 (zh) * 1967-12-28 1972-02-02
JPH0731267B2 (ja) * 1989-10-31 1995-04-10 原子燃料工業株式会社 核燃料ペレットの製造法
JP2603382B2 (ja) 1991-03-04 1997-04-23 日本核燃料開発株式会社 核燃料ペレットおよびその製造方法
JPH0829975B2 (ja) * 1993-12-24 1996-03-27 工業技術院長 アルミナ基セラミックス焼結体
JPH07244180A (ja) * 1994-03-09 1995-09-19 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料要素
JP3999843B2 (ja) 1997-04-21 2007-10-31 日本核燃料開発株式会社 核燃料ペレットおよびその製造方法
KR100293482B1 (ko) * 1998-09-08 2001-07-12 이종훈 핵연료소결체의제조방법
DE10115015C1 (de) 2001-03-27 2003-05-15 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur Herstellung eines Kernbrennstoff-Sinterkörpers
EP1482517B1 (en) * 2003-05-28 2009-05-06 Euratom Process for producing nuclear fuel pellets of the mox type
KR101182290B1 (ko) * 2010-02-01 2012-09-14 한전원자력연료 주식회사 니켈 산화물과 알루미늄 산화물을 첨가한 이산화우라늄 소결체의 제조방법
KR101839320B1 (ko) * 2016-02-25 2018-04-27 한전원자력연료 주식회사 큰 결정립을 갖는 우라늄산화물 핵연료 소결체 조성물의 제조 방법
KR102102977B1 (ko) * 2017-09-28 2020-04-22 한전원자력연료 주식회사 이중결정립 조직을 갖는 핵연료 소결체의 제조방법
CN107731318B (zh) 2017-10-27 2019-07-02 中国工程物理研究院材料研究所 一种单晶二氧化铀核燃料芯块的制备方法
WO2019231046A1 (ko) * 2018-05-29 2019-12-05 한전원자력연료 주식회사 핵분열 기체 흡착성이 우수한 이산화우라늄 소결체 및 제조방법
JP2023003182A (ja) * 2021-06-23 2023-01-11 株式会社タダノ クレーン

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