CN85101317A - 核燃料棒 - Google Patents

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Abstract

包括锆基合金制成的管状包壳的核燃料棒,包壳内表面上分布有占其面积百分之1~40,厚度为0.01至5微米的镍金属或镍基锆合金薄膜。这层漫布的膜为氢化物从核燃料棒内迁移出来提供了多处场所。

Description

本发明涉及核燃料棒。
在由核反应堆系统生产电能的过程中,核反应堆为蒸汽的生成和其后的发电提供热量。核反应堆中有核燃料棒,它包含有二氧化铀或铀和二氧化钚的混合物芯块这样的核燃料。这些燃料是其中包含燃料芯块的管状金属外壳或包壳,金属外壳或包壳必须保持完整,以防止任何向壳内或壳外的漏泄。在1981年纽约会议出版物第53~61页杰·蒂·埃·罗伯茨的“核电力系统中的结构材料”(J·T·A·Roberts,“Structural    Materials    in    Nuclear    Power    Systems,”中对一些传统的轻水反应堆(LWR)燃料棒的构造和支撑结构曾做过论述。在此引用了这些参考文献。
目前,传统的包壳是锆基合金的,如锆锡-2、锆锡-4和含铌(重量)为百分之2.5的铌合金。也有人提出过其它类型包壳的建议。这些建议包括锆基材料的包壳、包壳内壁的用以防止有燃料棒的反应堆在运行期间因核燃料的逸出而侵蚀包壳的各种涂层和阻挡层。作为这种覆盖全部包壳面的涂层或阻挡层的例子,第4022662号美国专利说明书中提出了一种由不锈钢、铜、铜合金、镍或镍合金等组成的单独金属衬里的包壳。这种衬里介于包壳和燃料之间。在包壳和金属衬里之间还有铬或铬合金的扩散阻挡层。在第4045288号美国专利说明书中对复合燃料块包壳做过论述,这种包壳有一锆或锆合金的衬底,该衬底中有由铌、铝、铜、镍、不锈钢和铁所形成的占壁厚百分之1~4的金属阻挡层和扩散在金属阻挡层内表面上的不锈钢、锆或锆合金内层。第4093756号和第4137131号美国专利说明书对金属膜例如锆或锆合金上的镍的无极喷镀过程做过论述。参考后来被放弃而采用1976年9月23日提出的第725824系列号续申请的1974年11月11日提出的第522769系列号较早的相关未决申请。该较早申请涉及到的复合包壳由锆基外层和内表面上的铜、镍、铁或铁合金组成。
这些以及其它的专利已就与包壳材料有关的问题进行过论述并提出了解决办法。
目前存在于核燃料棒包壳中的一个特殊问题是在包壳内表面形成氢化物结疤,它能导致包壳的最后断裂或穿孔。如第4022662号美国专利说明书中就上述问题所论述的那样,包壳和残存在密封棒中的水或其它含氢杂质之间的缓慢作用产生氢气。在一定情况下,包壳内表面的局部氢化可形成一大块氢化物结疤,它可使包壳破坏。当包壳内表面上的氧化锆膜(可能是有意地也可能是无意地形成的)在极少数区域(通常是一块)被擦伤或以其它任何方式被损坏(相当于一个局部氢化点)时,会形成局部氢化物结疤。
防止氢化物结疤的工作包括用真空脱气消除氢化物的形成,但这种方法昂贵而且有困难,第4279700号美国专利说明书中所述的在燃料棒顶部使用吸气器即属此种方法。对燃料芯块的彻底烘干和干贮藏以除去全部水分是另一种昂贵和困难的方法。
本发明的目的在于提供一种经济和有效的防止生成氢化物结疤的燃料棒包壳。
因此,本发明属于一种燃料棒,这种燃料棒包括锆合金组成的管状包壳,该包壳中装有核燃料,包壳带有终端密封装置以将该核燃料密封在该包壳中。本发明的特征是上述管状包壳的内表面百分之1~40的面积上布有镍金属或镍基锆合金薄膜,以便为氢化物从核燃料棒内部迁移提供上述薄膜的多处场所。
薄膜厚度要求从0.01至5微米,最好是厚度为0.01至2.5微米的镍金属。
为使本发明更清楚易懂,下面参照附图说明实施例。
图1是含有许多二氧化铀芯块的燃料棒的纵向断面图。
图2是沿Ⅱ-Ⅱ线剖视的图1的燃料棒的放大了的横向断面图。
图3是图1中所示燃料棒的局部放大图,其中的燃料棒已移去,以露出断续的并且大致均匀分布的镍膜。
参照图1,用于核反应堆燃料组合件中的燃料棒1包括一细长的管状锆基金属包壳3,其顶端插塞5和底端插塞7构成了一个密闭容器9,经过压缩和烧结的燃料芯块11排列在密闭容器9中,并靠弹簧13或用其它加偏压的方法将燃料芯块压紧在底部插塞7上。核燃料芯块11的初始直径略小于锆基金属包壳3的内径,以便得到余隙空间。图2中表示出了这个余隙空间15,图2是沿图1中的Ⅱ-Ⅱ线剖视的放大了的燃料块横向断面图。
如图2所示,并未对燃料芯块11的径向位置加以控制,实际上各个芯块11与包壳内表面21以点或线相接触。在使用中,由于包壳材料的变形和燃料芯块11的膨胀而使余隙空间15缩小,余隙空间15往往会在燃料棒1的内部区域大部分或基本上全部消失。容器9中通常充满氦气,而有意造成或者是由燃料棒中的含氧元件形成的氧化锆保护膜17附着在包层3的内表面21上。
锆基金属管状包壳在其金属包壳的内表面有一层镍金属薄膜,它为氢化物迁移到包壳提供了多处场所。如图3所示,核燃料棒1包括锆基金属包壳3,包壳3中包含燃料芯块,内表面21上有一层镍金属薄膜,最好尽可能多地破坏或者置换包壳3上的氧化锆膜17。为了更好地表示镍膜27,图中移去了核燃料芯块。
镍膜27只断续地占金属包壳3的内表面21面积的大约百分之1~40,为了给氢化物向包壳3的迁移提供场所,最好使镍膜占内表面21面积的大约百分之10~20。若全部镍膜少于上述内表面的大约百分之一,则不能为氢化物沿包壳的长度方向迁移提供足够的场所,而若全部镍膜大于上述内表面的百分之四十,则除去浪费镍以外,还往往会不必要地吸收中子并减少燃料棒的能量输出效率。
在这里,名词镍“膜”是用来形容喷镀在内表面上的镍,因为喷镀镍的厚度非常薄。内表面上镍膜的厚度为0.01至5微米,最好是0.01至2.5微米。使用小于0.01微米的薄膜,不能提供足够的镍以实现氢化物的充分迁移。使用大于5微米的膜,除经济效益差以外,不必要地过量提供的镍还会从燃料中吸收中子,从而降底核燃料棒的效率。
镍膜可用镍或涂镍小球对包壳的内表面进行喷丸硬化的方法来形成,也可将直径约为包壳内径大小的软镍球穿过管状包壳而形成,或者用可在包壳内表面造成镍薄膜的其它方法来形成,同时最好在形成膜的区域将氧化锆膜破坏或者置换。例如,用镍-锆基合金丸可类似地形成镍-锆基合金膜。
为了确保氢化物向包壳迁移,镍薄膜27应当破坏或置换氧化锆膜17,并且应当尽可能均匀分布在整个内表面21上。虽然镍层沿包壳内表面的完全均匀分布是不可能的,但镍膜应这样分布,即沿着内表面的覆盖应有大致均匀的面积百分比,以便能为氢化物的迁移提供与燃料棒中的氢源无关的足够的场所。
目前,核燃料棒的金属包壳是锆基合金的,如锆锡合金-2或锆锡合金-4。此外,也可将锆膜与锆合金的内表面大致均匀地结合,形成复合包壳。通常,燃料芯块是由二氧化铀或二氧化铀与二氧化钚混合组成。在理想的情况下,燃料棒也可能含有可燃吸收体,如硼,这种可燃吸收体可以与核燃料芯块混合,也可以包在燃料芯块之外。
除了防止锆基包壳上的氢化物结疤之外,镍膜也可以用于在燃料棒顶部做低廉的吸气剂。

Claims (5)

1、核燃料棒,包括锆合金制成的管状包壳,该包壳内部装有核燃料,包壳上有终端密封装置以便将该核燃料密封在该包壳中,这种核燃料棒的特征是:该管状包壳的内表面上镀有占该内表面面积百分之1~40的镍金属或镍基锆合金薄膜,以便为氢化物从核燃料棒的内部迁移提供该薄膜的多处场所。
2、根据权利要求1所述的核燃料棒,其特征是薄膜厚度为0.01至5微米。
3、根据权利要求2所述的核燃料棒,其特征是薄膜是镍金属的,其厚度为0.01至2.5微米。
4、根据权利要求1至3中的任何一项所述的核燃料棒,其特征是薄膜镀在占内表面百分之10~20的面积上。
5、根据权利要求1至4中的任何一项所述的核燃料棒,其特征是薄膜在沿燃料棒的内表面的长度方向上大致是均匀分布的。
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Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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CN105492839A (zh) * 2013-05-02 2016-04-13 工业热有限公司 产生热量的装置和方法
CN107731316A (zh) * 2017-11-21 2018-02-23 清华大学天津高端装备研究院 一种陶瓷纳米涂层核燃料包壳
CN109863565A (zh) * 2016-09-06 2019-06-07 西屋电器瑞典股份有限公司 燃料组件
CN112424874A (zh) * 2018-07-05 2021-02-26 法玛通公司 核燃料组件制造方法、核燃料组件制造工厂及扩展该工厂的方法
CN113409963A (zh) * 2021-06-17 2021-09-17 中国核动力研究设计院 一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒及燃料组件

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103151085A (zh) * 2007-03-29 2013-06-12 西屋电气有限责任公司 外部包括与水性反应堆冷却剂接触的可燃抑制剂的核燃料覆层
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CN109863565A (zh) * 2016-09-06 2019-06-07 西屋电器瑞典股份有限公司 燃料组件
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