CN117894492A - 一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，包括燃料芯块，与燃料芯块夹层式设计的高导热性材料，设置在燃料芯块周围的复合碳化硅包壳，以及燃料芯块—复合碳化硅包壳之间的环形间隙。该燃料棒设计通过使用高导热性材料与燃料芯块夹层式设计，提高芯块传热性能，从而降低由于受辐照碳化硅包壳热导率显著降低而导致的较高燃料温度，避免反应堆运行期间燃料芯块与包壳发生机械相互作用；与燃料芯块夹层式设计的材料具有高热导率，较强力学性能，良好的中子辐照稳定性等优点；燃料棒环形间隙填充氦气，以平衡内外压差，增强间隙导热能力。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆燃料元件设计技术领域，具体涉及一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒。
背景技术
核燃料元件是核动力系统的核心部件，核反应堆运行过程中核燃料会产生大量放射性裂变产物，因此包壳的几何完整性是核动力系统安全最根本的基础。然而，由于核反应堆运行过程中包壳长期处于高温、高压、辐照等恶劣环境下，因此包壳面临着多方面的安全威胁，传统UO2—Zr燃料棒的性能已经难以满足核能发展的安全新需求。
事故容错燃料指与当前燃料体系相比，在堆芯失水事故工况下，燃料元件能在足够长的时间范围内保持几何完整性；在正常运行工况下，能提高燃料系统的燃料性能。ATF芯块材料的主要研究方向包括：(1)UO2复合燃料芯块；(2)铀合金芯块；(3)高密度陶瓷芯块；(4)全陶瓷微封装芯块。ATF包壳材料的主要研究方向包括：(1)以锆合金为主体的带涂层包壳；(2)以FeCrAl和Mo合金为代表的替代性合金包壳；(3)SiC陶瓷包壳。
目前用于商用压水堆的新型燃料体系是以UO2为主要材料的UO2复合材料，研究较多的体系包括向UO2基体中添加Mo、BeO、SiC、金刚石、碳纳米等材料。根据添加相的分布形式，UO2复合材料可以分为弥散型与连续型。将高导热性材料与燃料芯块夹层式设计是一种先进低浓缩铀(LEU)燃料形式，可显著增强核反应堆的传热并降低燃料温度。这些特性可以减少燃料运行过程中裂变气体的释放，降低芯块—包壳机械相互作用(Pellet-CladdingMechanical Interaction，PCMI)的可能性，提高反应堆运行功率，提升反应堆的性能以及安全性。然而，使用非裂变性材料占据燃料体积会造成燃料富集度的提高，因此根据不同反应堆功率要求以及不同燃料富集度，可以改变高导热性材料与燃料芯块的体积比。
金属包壳具有抗氧化腐蚀性能差、耐磨性能差以及会与高温水蒸汽发生剧烈反应等缺点，而作为陶瓷材料的SiC包壳将从材料本质上大幅度降低反应堆正常运行时包壳的磨损与腐蚀失效以及事故中的氢气产量。SiC陶瓷是具有极强共价键的化合物，是化学稳定性极高的陶瓷材料。当前已经发现的SiC种类有两百多种。其中，β相SiC是核级SiC材料的主要成分，为面心立方结构。目前核级SiC材料主要有两种：单质SiC，由化学气相沉积(Chemical Vapor Deposition，CVD)技术制造的高纯度β相SiC，简称CVD；另一种是纤维增强的SiCf/SiC陶瓷基复合材料(Ceramic Matrix Composite，CMC)，简称为CMC。
目前，国际上主要的多层复合SiC包壳主要有两种，第一种多层SiC包壳从内至外分别由CVD、CMC和相对较薄的EBC(Environmental Barrier Coating)三层构成。其中，CVD和EBC均为单质SiC，分别起到包容裂变产物和隔绝冷却剂的作用。第二种多层SiC包壳由内层CMC和外层CVD组成。当前在多种事故容错燃料包壳设计中，CMC/CVD型SiC辐照及高温条件下力学性能、抗腐蚀性能优异，成为事故容错燃料包壳热门选型。
SiC包壳相对于前两类ATF包壳，是对传统金属或合金包壳的革命性改进，因此其工程实现难度也是最大的。目前限制SiC包壳大规模商业运用的因素主要有：1)工业制造技术水平，SiC熔点很高导致烧结性能差，SiC管的成形需要特殊的制造工艺，尤其是CMC材料的制造技术难度更大，此外还存在SiC包壳焊接难等问题；2)SiC作为陶瓷材料的天然脆性，即使包壳采用多层SiC复合的形式，CMC还是难以彻底消除SiC包壳的脆性失效概率。
发明内容
针对上述现有技术存在的问题，本发明的目的是提供一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，解决反应堆运行过程中由于燃料温度过高导致的裂变气体释放增加，以及发生PCMI后包壳破损的问题。本发明使用高导热性材料与燃料芯块夹层式设计，核燃料棒包壳为复合碳化硅包壳，使用氦气填充燃料芯块与包壳之间的间隙，以平衡内外压差，增强间隙导热能力。
为了达到上述目的，本发明通过以下技术方案实现：
一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，包括燃料芯块D、与燃料芯块夹层式设计的高导热性材料C、燃料芯块D—复合碳化硅包壳之间的环形间隙F以及复合碳化硅包壳E；所述高导热性材料C的热导率显著高于燃料芯块热导率，具有较强的力学性能，包括抗蠕变能力以及良好的耐高温腐蚀性能，具有良好的中子辐照稳定性等优点；所述环形间隙F容纳燃料芯块运行过程中产生的裂变气体，并填充一定量的氦气，以平衡内外压差，增强环形间隙导热能力。
所述高导热性材料C厚度可以根据燃料棒不同运行功率以及不同UO2富集度改变。
所述高导热性材料C可以是Mo、BeO、SiC、金刚石等高导热性、中子辐照稳定性良好的材料。
所述复合碳化硅包壳采用双层SiC包壳、三层SiC包壳或采用带金属内衬的复合碳化硅包壳，双层SiC包壳包括CMC型内层SiC包壳和CVD型外层SiC包壳，三层SiC包壳包括从内至外的CVD型SiC包壳、CMC型SiC包壳和相对较薄的EBC型SiC包壳。
燃料芯块D上部通过压紧弹簧B与上端塞A相连，压紧弹簧B可以容纳燃料芯块由于热膨胀和辐照肿胀等效应造成的轴向体积增大。
燃料芯块—复合碳化硅包壳的间隙距离以容纳燃料芯块运行期间发生的辐照肿胀和热膨胀效应造成的燃料体积增大，而避免发生芯块—包壳机械相互作用。
所述燃料芯块D和复合碳化硅包壳E底部通过下端塞G固定。
在反应堆运行过程中由于较高的运行温度，导致燃料芯块D热膨胀效应较大，且由于燃料芯块D发生辐照肿胀、重定位等效应，导致间隙尺寸减小，尽管SiC材料具有良好的辐照稳定性，辐照损伤依然存在，SiC的微观结构随着辐照损伤的积累而发生变化，从而造成宏观物性的变化，主要体现在导热率急剧恶化，进一步导致燃料芯块D温度升高。
在本发明中使用高导热性材料C与燃料芯块D夹层式设计，该材料具有高导热性，其热导率显著高于UO2热导率2.4W·m-1·K-1，具有较强的力学性能，包括抗蠕变能力以及良好的耐高温腐蚀性能，具有良好的中子辐照稳定性等优点，在运行过程中可以增加燃料芯块D的轴向传热能力，从而大大降低燃料芯块D中心温度，减少热膨胀、辐照肿胀效应，增大芯块—包壳间隙距离，避免PCMI作用的发生，提高反应堆运行功率，保证CVD型/EBC型碳化硅外层包壳始终处于受压状态，避免其发生失效，提升反应堆的安全性。然而，使用非裂变性材料占据燃料体积会造成燃料富集度的提高，因此根据不同反应堆功率要求以及不同燃料富集度，可以改变高导热性材料与燃料芯块的体积比。
附图说明
图1为本发明核燃料棒结构示意图。
图2为本发明三层复合碳化硅包壳示意图。
图3为本发明双层复合碳化硅包壳示意图。
图中A—上端塞；B—压紧弹簧；C—高导热性材料；D—燃料芯块；E—复合碳化硅包壳；F—环形间隙；G—下端塞。
具体实施方式
下面结合附图对本发明作进一步详细说明。
如图1、图2和图3所示为本发明一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，包括燃料芯块D、与燃料芯块D夹层式设计的高导热性材料C、燃料芯块—复合碳化硅包壳之间的环形间隙F以及复合碳化硅包壳E，该燃料棒还可包括上端塞A，下端塞G，压紧弹簧B，填充在环形间隙F中的氦气。
高导热性材料C与燃料芯块D采用夹层式设计，该材料具有高导热性，其热导率显著高于UO2热导率2.4W·m-1·K-1，具有较强的力学性能，包括抗蠕变能力以及良好的耐高温腐蚀性能，具有良好的中子辐照稳定性等优点，可以选择Mo、BeO、SiC、金刚石等材料。使用非裂变性材料占据燃料体积会造成燃料富集度的提高，因此根据不同反应堆功率要求以及不同燃料富集度，可以改变高导热性材料与燃料芯块的体积比，例如改变非裂变性材料厚度，改变插入方式等。
燃料芯块—复合碳化硅包壳之间的环形间隙F由燃料棒运行功率决定，保证在运行过程中不发生PCMI作用，维持包壳完整性，且在环形间隙F中填充一定量的氦气，以平衡内外压差，增强间隙导热能力。由于反应堆运行后期高燃耗下，燃料芯块D会释放大量裂变气体，因此初始填充的氦气量根据反应堆运行功率决定，保证燃耗后期燃料棒内压处于正常水平。
压紧弹簧B连接燃料芯块D与上端塞A，可以容纳燃料芯块D由于热膨胀和辐照肿胀等效应造成的轴向体积增大，防止燃料芯块D上部与上端塞A接触，压紧弹簧B尺寸根据燃料轴向体积增大量确定。
燃料包壳采用复合碳化硅包壳，本实例中复合碳化硅包壳E采用双层SiC包壳或三层SiC包壳，双层SiC包壳包括CMC型内层SiC包壳和CVD型外层SiC包壳，三层SiC包壳包括从内至外的CVD型SiC包壳、CMC型SiC包壳和相对较薄的EBC型SiC包壳。本发明也可采用带金属内衬的复合碳化硅包壳等不同复合碳化硅包壳。
CMC型SiC的腐蚀速率要明显高于CVD/EBC型SiC，这主要是因为CMC材料中存在一定的孔隙率，导致冷却剂与材料的接触面积大大增加。因此采用CVD/EBC型碳化硅作为外层与冷却剂直接接触，保证包壳几何完整性。CMC型碳化硅内层包壳能够发生类塑性变形，可以显著减弱运行条件对其应力状态的影响，一定程度上弥补CVD材料的脆性。在辐照损伤的作用下，无论是CVD、EBC还是CMC型SiC包壳热导率都急剧下降，这会引起燃料芯块D温度的大幅上升，因此采用高导热性材料C与燃料芯块D夹层式设计，降低燃料芯块D温度。
燃料芯块D采用传统二氧化铀芯块。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单的推演或替换，都应当视为属于本发明由所提交的权利要求书确定专利保护范围。
Claims (7)
1.一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：包括燃料芯块(D)、与燃料芯块(D)夹层式设计的高导热性材料(C)、燃料芯块—复合碳化硅包壳之间的环形间隙(F)以及复合碳化硅包壳(E)；所述高导热性材料(C)的热导率高于燃料芯块热导率，具有较强的力学性能，包括抗蠕变能力以及良好的耐高温腐蚀性能，具有良好的中子辐照稳定性；所述环形间隙(F)容纳燃料芯块运行过程中产生的裂变气体，并填充一定量的氦气，以平衡内外压差，增强环形间隙导热能力，并容纳燃料芯块运行期间发生的辐照肿胀和热膨胀效应造成的燃料体积增大，而避免发生燃料芯块—复合碳化硅包壳机械相互作用。
2.如权利要求1所述的增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：所述高导热性材料(C)厚度根据燃料棒不同运行功率以及不同UO2富集度改变。
3.如权利要求1所述的增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：所述高导热性材料(C)是Mo、BeO、SiC或金刚石高导热性、中子辐照稳定性良好的材料。
4.如权利要求1所述的增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：所述复合碳化硅包壳(E)采用双层SiC包壳、三层SiC包壳或采用带金属内衬的复合碳化硅包壳，双层SiC包壳包括CMC型内层SiC包壳和CVD型外层SiC包壳，三层SiC包壳包括从内至外的CVD型SiC包壳、CMC型SiC包壳和相对较薄的EBC型SiC包壳。
5.如权利要求1所述的增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：燃料芯块(D)上部通过压紧弹簧(B)与上端塞(A)相连，压紧弹簧(B)能够容纳燃料芯块由于热膨胀和辐照肿胀等效应造成的轴向体积增大。
6.如权利要求1所述的增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：所述燃料芯块(D)和复合碳化硅包壳(E)底部通过下端塞(G)固定。
7.如权利要求1所述的增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒，其特征在于：所述燃料芯块(D)采用二氧化铀芯块。
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
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