CN116635951A - 熔融金属填充硅碳化物燃料包壳管及均匀分布制造方法 - Google Patents

Abstract

提供燃料棒设计和技术以将核燃料芯块(130)封装在核燃料棒(105)中。所公开的燃料棒中的管状包壳(110)包括硅碳化物和金属填料结构(120)，该金属填料结构由在核燃料芯块的核反应期间熔融的金属形成并且位于管状包壳内部以包括填充在核燃料芯块和管状包壳的内侧壁之间的间隙中的金属管，并构造为在核燃料芯块的一端处包括封闭金属端盖(120A)，以在管状包壳内部的一端和金属填料结构的封闭金属端盖之间留出空间作为储存器(150)。

Description

熔融金属填充硅碳化物燃料包壳管及均匀分布制造方法

本专利文件要求享有2020年10月23日在美国专利和商标局提交的美国专利申请第17/079,328号的权益和优先权。前述专利申请的全部内容通过引用作为本申请的公开内容的部分被合并。

技术领域

本专利文件涉及用于容纳诸如燃料芯块的核燃料材料的管。

背景技术

许多核反应堆使用裂变材料作为燃料，以经由核裂变链式反应产生能量。燃料通常容纳在坚固的物理容器中，诸如能够承受高工作温度和强中子辐射环境的燃料棒内部。燃料结构需要在反应堆芯内在一段时间(例如，几年)内保持其形状和完整性，从而防止裂变产物泄漏到反应堆冷却剂中。其他结构(诸如热交换器、喷嘴、鼻锥、流道插件或相关部件)也需要高温性能、耐腐蚀性和特定的非平面几何形状，其中高维度精度很重要。

发明内容

该专利文件公开了用于提供改进的导热率和封装核燃料材料(诸如燃料芯块)的装置、系统和方法。

在一个方面，公开了一种被配置为封装核燃料芯块堆的装置。该装置包括：管状包壳，其被构造成具有拥有一长度、内部截面形状和外部截面形状的中空内部以将核燃料芯块容纳在管状包壳内部，其中管状包壳包括硅碳化物；以及金属填料结构，其由在核燃料芯块的核反应期间熔融的金属形成并且位于管状包壳内部以包括填充在核燃料芯块和管状包壳的内部侧壁之间的间隙中的金属管，并且被构造为在核燃料芯块的一端处包括封闭金属端盖，以在管状包壳内部的一端和金属填料结构的封闭金属端盖之间留出空间作为位于管状包壳材料的所述一端和金属填料结构的封闭金属端盖之间的储存器，从而在核芯块的核反应期间积聚来自核燃料芯块的裂变气体。

以下特征可以包括在各种组合中。包壳材料为单片硅碳化物。包壳材料为CMC。储存器包括弹簧或垫片。内部截面形状和外部截面形状为圆形。核燃料芯块包括U₃Si₂、UN或UO₂。核燃料芯块和管状包壳的内侧壁之间的间隙具有在约50μm和约150μm之间的厚度。金属可以是锡(Sn)。通过由于在泄漏的位置处金属填料结构与冷却剂的化学反应形成用金属氧化物填充微裂纹的金属氧化物，管状包壳和金属填料被配置为阻止冷却剂因为微裂纹泄漏通过管状包壳而进入管状包壳。

另一方面，可以实现所公开的技术以提供一种用于将核燃料芯块封装在核反应堆内部的方法。该方法包括：将核燃料芯块放在管状包壳内的中空内部空间内部，该管状包壳被构造为包括SiC以将核燃料芯块容纳在管状包壳内部，并且在核燃料芯块与管状包壳的内侧壁和管状包壳的一个内端之间具有连续间隙；以及形成金属填料结构，金属填料结构由在管状包壳内部的核燃料芯块的核反应期间熔融的金属形成并构造为包括填充在核燃料芯块和管状包壳的内侧壁之间的间隙中以在核反应期间对管状包壳的内部提供密封的金属管，并且被构造为在核燃料芯块的一端处包括封闭金属端盖以在管状包壳的内部的一端与金属填料结构的封闭金属端盖之间留出空间作为用于在核燃料芯块的核反应期间积聚来自核燃料芯块的裂变气体的储存器。

在附图、说明书和权利要求中更详细地描述了以上和其他方面及其实现方式。

附图说明

图1A示出了根据一些示例实施方式的示例性核燃料组件。

图1B描绘了根据一些示例实施方式的具有一个或更多个核燃料芯块的锡回填硅碳化物(SiC)管的示例。

图2描绘了具有包括一个或更多个燃料芯块的燃料芯块堆的锡回填SiC管的另一示例。

图3示出了根据一些示例实施方式的具有和不具有锡的SiC包壳的x射线计算机断层摄影(XCT)图像。

图4示出了Sn的一些物理性质。

图5示出了29种元素及其在各种各样的时间段内的相关裂变产额。

图6描绘了根据一些示例实施方式的用于测试锡回填包壳的质量的装置。

图7示出了具有钼(Mo)芯块和锡接合的SiC管的2D x射线扫描的示例。

具体实施方式

所公开的装置和技术通过用诸如熔融锡的熔融金属填充硅碳化物核燃料包壳管来显著改善核燃料芯块和包壳管壁之间的热传导。其他非金属(碳或硅)的使用也可以是可能的。然而，使用熔融锡是硅碳化物包壳所独有的，因为熔融锡将不利地腐蚀常见的金属包壳(诸如锆合金)。所公开的装置具有在包括核反应堆包壳、热储存和提取部件、热回收系统部件、核废料处理和储存的领域中的用途。

核反应堆中使用的核燃料材料通常容纳在能够承受高工作温度和强中子辐射环境的燃料棒中。燃料结构需要在反应堆芯内在长时间段内保持其形状和完整性，从而防止裂变产物泄漏到反应堆的反应堆冷却剂中。图1A示出了核反应堆中使用的由一束燃料棒101形成的核燃料棒组件100的示例。每个棒具有中空内部以包含核燃料芯块103(诸如含铀芯块)，并且垫片格栅用于将棒容纳在组件中。反应堆被设计为在操作中容纳许多核燃料棒组件。一些燃料棒使用锆包壳，但本文件中的燃料棒使用SiC陶瓷基体复合材料(CMC)以提高性能。

硅碳化物(SiC)可以用于裂变和聚变应用，并且最近被认为是用于轻水反应堆的事故容错燃料包壳的候选材料。高纯度结晶SiC是在中子辐照下稳定的材料，直至40dpa及更高(这是对于典型轻水反应堆(LWR)燃料寿命的照射的许多倍)，仅经历最小的膨胀和强度变化。此外，与锆合金相比，SiC在高温下保持其机械性质并且与蒸汽反应缓慢，从而在冷却剂丧失(LOCA)和其他潜在事故条件下提供提高的水冷反应堆的安全性。然而，单独的各种单片SiC材料往往表现出低断裂韧性，并且此类材料不适用于核包壳应用，在核包壳应用中，燃料安全壳(containment)是必不可少的并且必须保持可冷却的几何形状，尤其是在瞬态或非正常状态下。使用坚固的硅碳化物纤维(其增强SiC基体以形成SiC-SiC复合材料)，工程复合结构可以用于解决这种单片SiC材料的这种脆性行为。与单片SiC相比，这些复合材料具有改善的断裂韧性、假延性，并且进行更平稳的失效过程。高纯度、耐辐射的硅碳化物复合材料通常使用化学气相渗透(CVI)制造。虽然CVI为核应用提供了必要的纯度，但要达到非常低的孔隙率水平(<5％)仍具有挑战性。因此，单独的复合材料可能不足以在燃料包壳内包含一种或更多种裂变气体。最终，基于SiC的包壳结构(其被优化以将坚韧的SiC-SiC复合材料与单片SiC层组合，其中致密的单片SiC用作不可渗透的裂变气体屏障并提供改善的耐腐蚀性)是最有希望的设计以实现完全基于SiC的事故容错燃料包壳设计。此外，可以使用所公开的使用锡作为包壳和燃料芯块之间的熔融间隙填料的技术来实现额外的保护。

在各种核反应堆应用中，除了在核反应引起的高温下提供期望的强度或韧性外，还希望基于SiC的燃料包壳满足一系列材料性质要求和性能要求，在辐照下表现出稳定性，并且与其他核包壳材料(诸如锆合金)相比具有减少的氧化。这些要求主要是由硅碳化物结构与锆合金管相比的性质差异以及这些差异对性能产生的影响所驱动的。具体地，基于SiC的包壳的性质在很大程度上取决于所使用的加工路线，特别是对于任何纤维增强复合材料层。此外，虽然SiC-SiC复合材料经历假延性断裂而不是脆性故障，但在此过程期间发生广泛的微裂纹，从而可以导致气密性损失。这种微裂纹发生在0.1％的应变水平范围内的应变下，在该应变水平下，锆合金包壳还不会表现出任何塑性变形。因此，需要注意基于SiC的包壳设计的表征和仔细开发以减轻微裂纹并确保气密性。另一个考虑是，虽然硅碳化物具有比锆合金低的辐射导热率，但它确实具有在LWR工作温度下不会像锆合金那样经历辐射引起的蠕变(creep)的优点，这将延迟芯块包壳的机械相互作用和相关应力。

因此，实现可控的包壳管圆度、粗糙度和直线度对于通过包壳的可预测热传递是非常重要的。对于给定的线性热速率，基于SiC的包壳的较低导热率导致通过包壳的较高温度梯度。由于热膨胀和辐射引起的温度依赖性膨胀，这些温度梯度会导致显著的应力。这些应力(和相应的故障概率)可以通过减小包壳壁厚度来降低，这反过来又降低了温度梯度。此外，包壳架构(复合材料和单片SiC层的组合)可以在正常操作条件和事故情况期间通过包壳厚度显著影响应力分布。通过精心设计，可以降低包壳结构内关键层上的应力。然而，存在与长燃料包壳管的壁厚度减小和专门设计的管结构的生产相关的制造和处理挑战。

在轻水反应堆中实现基于SiC的事故容错包壳管将不仅需要优化结构的设计和开发一致的可扩展的制造方法，这还将需要对所生产的材料有透彻的理解和表征。在其他性能指标中，必须测量机械和热性能，并且必须评估渗透性。业界已经接受了有限的测试标准集合(ASTMC28.07陶瓷基体复合材料子组)，并且有必要开发额外的表征工具。

2018年10月12日提交的题为“连结和密封加压陶瓷结构(JOINING AND SEALINGPRESSURIZED CERAMIC STRUCTURES)”的PCT申请PCT/US2018/055704以及2017年8月8日提交的题为“工程SIC-SIC复合材料和单片SIC分层结构(ENGINEERED SIC-SIC COMPOSITEAND MONOLITHIC SIC LAYERED STRUCTURES)”的PCT申请PCT/US20l7/045990包括与本专利文件中公开的技术相关的技术信息并通过引用其全文作为本专利文件的公开内容的部分而被合并。

目前，LWR包壳包含高压氦气以提供核燃料和包壳之间的热传递。燃料芯块周围的高压氦气的热传导远低于诸如锡(Sn)的液态金属。在一些实现方式中，所公开的锡填充的SiC包壳管可以被构造成提供燃料和包壳之间的导热率的约200倍的改进。所公开技术的更高效率使燃料温度降低了约500摄氏度(C或℃)，这为事故预防提供了更大的裕度。更高的效率还提高了燃料利用率并减少了浪费。锡填充的SiC包壳管具有减轻SiC包壳中的微裂纹的优点，这通过形成锡氧化物限制了冷却剂进入包壳中以及燃料与泄漏的冷却剂相互作用。在泄漏后有足够的熔融锡可用的情况下，锡通过回填泄漏位置提供SiC包壳的自我修复。

轻水反应堆(LWR)的正常工作包壳温度约为343摄氏度(C)。该工作温度使锡或锡共晶成为合适的熔融金属，因为锡具有232C的熔点，因此在LWR工作温度下处于液相。

锡填充的SiC包壳还通过消除压力密封、弹簧部件和包壳内表面的制造后平滑化而使制造更容易并降低成本。平滑的内表面对于燃料芯块的安全装载来说是期望的。包含用锡回填的燃料芯块的包壳管确保燃料芯块在使用(预辐照)前运输更安全。辐照后的优势包括由于锡回填棒的导热率增加，燃料棒的冷却比He填充的燃料棒更快。例如，所公开装置的实验结果表明，与氦气的约0.2瓦特每米开尔文(W/mK)相比，锡填充燃料棒的导热率提高到约60W/mK。

除了锡之外，具有低熔点的各种其他金属也可以用于实现所公开的技术。例如，可以使用诸如铅(Pb)或铋(Bi)等在周期表中位于Sn附近的金属。在用于反应堆应用的各种燃料杆(fuel rodlet)设计中，锡在杆裂缝的情况下具有另一种性质，锡具有额外的优势，即锡可以与水反应形成稳定的锡氧化物SnO₂，它不溶于水并且可以用于阻止泄漏。液态金属(例如Sn)回填通过提供内部密封防止水进入来增强SiC陶瓷基体复合材料(CMC)管的防水性。如果包壳形成小孔，该小孔开始通过SiC包壳泄漏冷却剂或水，则Sn与冷却剂/水反应以在泄漏位置形成锡氧化物。锡氧化物具有高于1600C的熔点，其高于锡或包壳的温度。锡氧化物有效地自我修复或填充泄漏，从而保护铀硅化物芯块不与冷却剂接触。使用所公开的锡回填消除了对高压He回填的需要，这简化了密封工艺。Sn回填还使芯块在运输和储存期间稳定。

所公开的Sn回填的优点包括：Sn是比He更好的热导体，包括燃料芯块和Sn回填的燃料棒没有初始内部压力(不同于目前的高压He回填)，密封包壳管的末端比使用He时更容易，在操作中，Sn回填降低了气体泄漏的可能性，泄漏将由于Sn的快速氧化而愈合，Sn回填的包壳管具有比传统高压He回填管更简化的内部结构，因为不需要高压气体密封，Sn回填管中不需要弹簧，改进了燃料芯块装载，熔融Sn在操作系统中用作润滑剂，并且由于Sn在运输温度下是固体并且芯块将被保护，因此易于运输。

图1B描绘了根据一些示例实施方式的具有燃料芯块130的锡回填SiC管的示例105。燃料管105包括由硅碳化物(SiC)陶瓷基体复合材料(CMC)、单片SiC、包括SiC的其他材料或其他高温陶瓷或材料制成的管状包壳110。管状包壳110内的内部空间填充有核燃料芯块130，燃料芯块130的体积或尺寸小于管状包壳110的内部尺寸，以在管状包壳110的内侧壁之间形成间隙。在一些燃料管设计中，该罐间隙可以为约50μm至约150μm。燃料芯块130和管状包壳110内部之间的间隙填充有合适的金属填料结构120(诸如锡(Sn))，以在管状包壳110的内壁上提供密封界面，以填充管状包壳110中的裂纹并提供燃料芯块130与SiC管状包壳之间的接合。金属填料结构120形成如图所示的管状结构以包括在核燃料芯块130的顶部并与管状包壳110的顶部内端间隔开的封闭管状端120A，从而围住内部空间作为储存器150，储存器150允许在操作期间积累裂变气体。储存器150包括用于气体的开放体积并且可以包括弹簧和/或诸如SiC垫片(spacer)的垫片。来自燃料芯块的裂变气体通过熔融锡扩散并积聚在储存器150中直到包壳管内部压力平衡。当裂变气体在液态锡中积聚并形成气泡时，气泡将上浮到储存器中。

图2描绘了具有燃料芯块的锡回填SiC管的另一示例200。外层为SiC包壳，管的两端由两个密封模块密封，并且在左边的一侧内部形成内部储存器。在包壳内部是燃料芯块堆，其中锡(Sn)在低于232C的Sn熔点的温度下将燃料芯块堆接合到SiC包壳。封装的燃料芯块堆机械稳定，并由SiC包壳和Sn接合支撑。

图3示出了根据一些示例实施方式的具有和不具有Sn的SiC CMC包壳的x射线计算机断层摄影(XCT)图像。310处的图像示出了XCT图像，其示出了SiC包壳325和钼(Mo)燃料芯块335，其中包壳回填有He 330而没有Sn。320处的图像示出了XCT图像，其示出了SiC CMC包壳325和钼(Mo)燃料芯块335，其中包壳回填有Sn 340而没有He。342处示出了Sn填充SiCCMC包壳中的空隙的示例位置。通过Sn填充SiC CMC中的空隙，导热率增强，如果存在通过SiC包壳的微裂纹泄漏，则通过由于在泄漏位置Sn与冷却剂的反应而形成填充微裂纹的Sn氧化物来阻止水进入。注意，342仅标识了Sn填充空隙的两个位置，但图像中沿着包壳的长度还有许多其他位置。

图4示出了Sn的一些性质。Sn的熔点和沸点与LWR兼容。

图5示出了29种元素及其在各种各样的时间段(包括1年、10年、100年和1000年)的相关裂变产额。具有低裂变产额的元素是用在LWR中的稳定元素。Sn具有非常低的裂变产额，使其成为回填核燃料芯块管的合适候选。

在一实现方式中，使用钼(Mo)芯块并且熔融金属完全填充燃料芯块和单片SiC包壳管的内表面之间的间隙。

基于HSC模拟的焓(H)、熵(S)和热容量(C)，没有发生液态锡引起的腐蚀/反应或SiC包壳管的腐蚀。HSC模拟证实，至少直至1500C，不与二氧化铀(UO₂)发生液态锡引起的腐蚀/反应。HSC模拟证实，至少直至1500C，不与U₃Si₂发生液态锡引起的腐蚀/反应，从而使锡与U₃Si₂燃料兼容。

大多数裂变产物不会与Sn发生化学反应。碘(I)将根据以下反应与Sn反应：Sn+I₂(g)＝SnI₂，但由于裂变气体中存在大量铯(Cs)，因此形成CsI而不是SnI₂。因此，I与所公开的技术兼容。

如上所述，在燃料堆上方包括开放空间的储存器积聚裂变气体。裂变气体将经由压力梯度向上扩散穿过Sn，直到达到平衡。裂变气体不会显著影响热传导。

氙-135(¹³⁵Xe)的产生有几条路径。在第一路径中，中子被¹³⁵Xe捕获，变成稳定的¹³⁶Xe，其具有2.65E6 Barn的高截面。在第二路径中，β衰变成¹³⁵Cs，其具有9.17小时的半衰期。如果燃料管填充有He，则第一路径占主导地位。如果管填充有液态锡，则¹³⁵Xe将在储存器处冒泡到顶部，从而使¹³⁵Xe捕获中子的机会减少，第二路径占主导地位。中子控制将有所不同。使用锡，可以避免¹³⁵Xe引起的低中子密度问题。

图6描绘了根据一些示例实施方式的用于测试锡回填包壳的质量的设置。腔室610被加热元件650围绕。阀616和621控制连接到腔室的真空620或连接到腔室的压缩氩气615。腔室610内部是SiC管625，管625内部是Mo芯块635和Sn 630。石墨640在SiC管625的底部。热电偶645测量SiC管625内部的温度。

执行以下步骤以制造具有Mo燃料芯块和Sn接合的SiC包壳管。在第一步中，通过打开阀621并关闭阀616而在腔室610上抽真空。接着，加热元件650将腔室和内容物加热到高于350C的温度以允许Sn熔化。接着，对腔室加压以将液态锡推入Mo燃料芯块和SiC管的内壁之间的间隙。

检查包括检查Sn氧化，包括调节真空等级、将H₂添加到Ar作为O₂吸收剂、以及检查Sn质量。检查还包括检查Sn回填均匀性。

图7示出了具有Mo芯块和Sn接合的SiC管的2D x射线扫描的示例。在图7的示例中，管为单片SiC，具有8.20mm的内径。存在五个Mo芯块，每个具有7.76mm的直径。使用图6的设置抽的真空为60mTorr，使用80psi N₂，热电偶处的温度为500C(底部)，压力前的持续时间为30分钟，压力持续时间直到热电偶读取室温。2-D x射线扫描表明间隙填充有Sn，并且具有25微米的间隙均匀性。

在一些示例实施方式中，可以使用以下制造步骤来制造具有燃料芯块和金属接合的SiC管：1)将燃料芯块装入密封的包壳管的一端，在芯块和包壳管内径之间具有锡颗粒或条带；2)在裂变气体储存器区域中在芯块上方添加更多的锡，使锡的总体积等于总间隙体积；3)将管放入真空/压力腔室，将包壳管抽至10mTorr左右的真空等级；4)将管加热到锡熔点(230C)以上的温度，使间隙中和顶部上的锡都将熔化；5)停止抽真空并从顶部施加氩气压力以将锡液体向下推以填充间隙；以及6)冷却并让锡凝固。在一些示例实施方式中，芯块是钼芯块并且金属是锡。

虽然本专利文件包含许多细节，但这些不应被解释为对任何发明或可能要求保护的范围的限制，而是作为对特定发明的特定实施方式可能特定的特征的描述。本专利文件中在单独实施方式的上下文中描述的某些特征也可以在单个实施方式中组合实现。相反，在单个实施方式的上下文中描述的各种特征也可以在多个实施方式中单独地或以任何合适的子组合来实现。此外，尽管特征可能在上面被描述为在某些组合中起作用，甚至最初也如此要求，但在一些情况下，可以从组合中删除要求保护的组合中的一个或更多个特征，并且要求保护的组合可以涉及子组合或子组合的变型。

类似地，虽然在附图中以特定顺序描述了操作，但这不应理解为要求以所示的特定顺序或以连续的顺序执行此类操作，或者不应被理解为要求执行所有示出的操作以实现期望的结果。此外，本专利文件中描述的实施方式中各种部件的分离不应理解为所有实施方式都需要这样分离。

仅描述了几个实现方式和示例，并且可以基于本专利文件中描述和示出的内容做出其他实现方式的增强和变型。

Claims (20)

1.一种配置为封装核燃料芯块的装置，包括：

管状包壳，其被构造成具有拥有一长度、内部截面形状和外部截面形状的中空内部以将核燃料芯块容纳在所述管状包壳内部，其中所述管状包壳包括硅碳化物；以及

金属填料结构，由在所述核燃料芯块的核反应期间熔融的金属形成，所述金属填料结构位于所述管状包壳内部以包括填充在所述核燃料芯块和所述管状包壳的内部侧壁之间的间隙中的金属管，并且被构造为在所述核燃料芯块的一端处包括封闭金属端盖，以在所述管状包壳的所述内部的一端与所述金属填料结构的所述封闭金属端盖之间留出空间作为位于所述管状包壳的所述一端和所述金属填料结构的所述封闭金属端盖之间的储存器，从而在所述核芯块的核反应期间积聚来自所述核燃料芯块的裂变气体。

2.根据权利要求1所述的装置，其中通过由于在泄漏的位置处所述金属填料结构与冷却剂的化学反应而形成用金属氧化物填充微裂纹的所述金属氧化物，所述管状包壳和所述金属填料被配置为阻止冷却剂因为微裂纹泄漏通过所述管状包壳而进入所述管状包壳。

3.根据权利要求1所述的装置，其中所述管状包壳包括单片硅碳化物。

4.根据权利要求1所述的装置，其中所述管状包壳包括一种或更多种硅碳化物陶瓷基体复合材料。

5.根据权利要求1所述的装置，还包括位于所述储存器内部的弹簧或垫片。

6.根据权利要求1所述的装置，其中所述管状包壳和所述金属填料结构被配置为适合于包含所述核燃料芯块，所述核燃料芯块包括：U₃Si₂、UN或UO₂。

7.根据权利要求1所述的装置，其中所述金属填料结构被构造为使得由所述金属填料结构填充的所述间隙具有在约50μm和约150μm之间的厚度。

8.根据权利要求1所述的装置，其中用于形成所述金属填料结构的所述金属包括锡(Sn)。

9.根据权利要求1所述的装置，其中用于形成所述金属填料结构的所述金属包括不同于锡(Sn)的金属。

10.根据权利要求1所述的装置，其中用于形成所述金属填料结构的所述金属包括铅(Pb)。

11.根据权利要求1所述的装置，其中用于形成所述金属填料结构的所述金属包括铋(Bi)。

12.根据权利要求1所述的装置，其中用于形成所述金属填料结构的所述金属包括在周期表中位于Sn附近的金属。

13.一种用于封装核燃料芯块的方法，包括：

将核燃料芯块放在管状包壳内的中空内部空间内部，所述管状包壳被构造为包括SiC以将所述核燃料芯块容纳在所述管状包壳内部，并且在所述核燃料芯块与所述管状包壳的内侧壁和所述管状包壳的一个内端之间具有间隙；以及

形成金属填料结构，所述金属填料结构在所述管状包壳内部的所述核燃料芯块的核反应期间熔融并构造为包括填充在所述核燃料芯块和所述管状包壳的所述内侧壁之间的所述间隙中的金属管以在所述核反应期间对所述管状包壳的内部提供密封，并且被构造为在所述核燃料芯块的一端处包括封闭金属端盖以在所述管状包壳的所述内侧壁的一端与所述金属填料结构的所述封闭金属端盖之间留出空间作为用于在所述核燃料芯块的核反应期间积聚来自所述核燃料芯块的裂变气体的储存器。

14.根据权利要求13所述的方法，其中当发生通过所述硅碳化物包壳的微裂纹泄漏时，通过由于在泄漏的位置处所述金属填料结构与冷却剂的化学反应而形成填充所述微裂纹的金属氧化物而阻止水进入。

15.根据权利要求13所述的方法，其中所述管状包壳包括单片硅碳化物。

16.根据权利要求13所述的方法，其中所述管状包壳包括一种或更多种硅碳化物陶瓷基体复合材料。

17.根据权利要求13所述的方法，其中所述金属填料结构包括锡(Sn)。

18.根据权利要求13所述的方法，其中所述金属填料结构包括在周期表中位于锡(Sn)附近的金属。

19.根据权利要求13所述的方法，其中所述核燃料芯块包括：U₃Si₂、UN或UO₂。

20.根据权利要求13所述的方法，其中所述金属填料结构具有约50μm和约150μm之间的厚度。