1、第五章,反应堆用材料（2） 5.2 二氧化铀燃料,内容提要,燃料的分类 金属型燃料,陶瓷型燃料,弥散体型,MOX燃料 板状燃料元件,小球燃料,振动密实燃料 二氧化铀的性能 二氧化铀燃料的制造 二氧化铀燃料的堆内行为,核燃料,在反应堆中使用的易裂变物质和可转换物质称为核燃料。核燃料中必须包含有易裂变的核素，当它们在反应堆内工作时，可以维持链式反应，并释放裂变能。,可以用作核燃料的核素有铀-233、铀-235、钚-239，其中只有铀-235是天然存在的，天然铀中仅含0.714%的铀-235，其余为约占99.28%的铀-238和约占0.006%的铀-234。铀-233和钚-239是在反应堆中通过钍-
2、232和铀-238俘获中子后嬗变得到的。其核反应过程如下：,理想的核燃料需具备以下特点,燃料中易裂变原子密度高，即材料中应含有高浓度的裂变（或增殖）原子，其它组合元素中不应有中子吸收截面大的原子。 导热性能好，即可以有高的功率密度（每单位堆芯体积的热功率高），或高的比功率（每单位质量燃料的热功率高），燃料能承受高的热流而不产生过大的温度梯度，并能使燃料中心温度保持在熔点以下。 熔点高，熔点以下没有相变，不会因为相变而导致熔点以下的密度、形状、尺寸及其它变化。 低的热膨胀系数，以保持燃料元件的尺寸稳定。 具有化学稳定性，与包壳材料相容，与冷却剂不发生化学反应。 辐照稳定性好，即在强辐照下不会因肿
3、胀、开裂和蠕变等引起变形而失效；机械性能（强度、韧性等）也不应在辐照下有很大的变化。 材料的物理和力学性能好，易于加工，并能经济地生产。,燃料的分类,固体燃料可以分为金属型、陶瓷型和弥散体型。 1 金属型燃料 （1）金属铀从室温到熔点有三个同素异构体，分别为、相。优点是裂变原子密度高；导热性能好；加工性能好。缺点是熔点低（1133），有相变，辐照稳定性差 ，几何变形严重，化学性质活泼与水，空气，氢气在常温下反应。,金属钚-缺乏实用价值,由于熔点低（640） 熔点以下有六种同素异构形式:、 、）， 化学稳定性不好， 并且生物学上有毒性。,金属铀,相：室温到668，属正交晶系， 密度为19.06M
4、g/m3； 相：668到774，属四方晶系， 密度为18.81Mg/m3，相变时体积增大1.15% ； 相：774到熔点1133，属BCC晶系，密度为18.06Mg/m3，从相到相体积增加0.71%。,金属铀,熔点较低 （1133） 在熔点下随温度变化而引起相变， 而且相（正交晶系）各向异性，三个轴向上的热膨胀系数不同，a向最大（3910-6/）、c向次之（27.610-6/）、b向为负（-6.310-6/） 相变和热膨胀会造成温度循环下的严重扭曲； 金属铀辐照稳定性差，辐照引起的尺寸变化，几何变形严重，它的堆内寿命短。,几何尺寸变化的因素,在450以下，变形主要由相的各向异性所引起； 大于4
5、50，变形主要源于辐照肿胀，体积增大，密度减小 。 因此堆内寿命(堆龄）只有几千MWd/tu,金属铀不能用于水堆,金属铀有很强的化学活性，即使在常温下也能与空气、水、氢气发生反应。 早期的英国、法国反应堆曾采用它作反应堆燃料，用二氧化碳气体冷却 。,铀合金,加入适量铜，可以稳定相； 加入钼、锆、铌可以稳定相。 含铀量60%的锆-铀合金曾用于希平港动力反应堆， U-ZrH用于脉冲堆， 铀- 锆合金仍是一种有希望的金属燃料。美国的快堆一体化燃料循环研究就是用金属型的铀-钚-10%锆合金作钠冷快中子堆燃料的。 铀-钼合金也得到很大的重视，开展了深入的研究工作。,2 陶瓷型燃料,铀、钚、钍与非金属元素
6、（氧、碳、氮等）的化合物组成了陶瓷型核燃料。由于这些燃料有很高的熔点，无相变，与包壳和冷却剂相容性好，辐照稳定性好等有利条件，动力堆普遍采用这类材料作核燃料。 陶瓷型核燃料有氧化物型、碳化物型及氮化物型。氧化物型应用最普遍。各种的性能对比参见表5-3。,表5-3 各种核燃料的性能对比,3 弥散型燃料,弥散型燃料是将含有易裂变核素的化合物加工成粉末或颗粒，均匀地散布在非裂变材料中形成的。含有易裂变核素的燃料颗粒为燃料相，非裂变材料为基体相。 一般所用的基体材料与包壳材料为同类材料因此导热性能大大改善。 弥散型燃料具有熔点高、与包壳相容性好、抗腐蚀、抗辐照、导热性能好等优点。 弥散性燃料主要用于实
7、验堆，也用于动力堆和生产堆做燃料,板状元件,板状元件是一种弥散体燃料。它是一种“三明志”的结构，两边是金属（铝）包壳，中间是燃料颗粒弥散在金属（铝）基体中。弥散体燃料颗粒可以是氧化物，也可以是硅化物。如CARR堆燃料芯体是由U3Si2弥散在铝基体中形成的。这种燃料克服了导热性能差的缺点，也对燃料的抗肿胀性能有所提高。由于它一般使用铝合金为包壳，不能用于动力堆，是用于研究堆的。现在也有用锆合金作包壳的用于动力堆。,C A R R 燃 料 组 件 制 造 工 艺 图 解,芯体组坯,燃料板轧制,燃料板滚压,燃料组件 整体加工,4 其他形式燃料,还有一些燃料。如小球燃料是一种用于高温气冷堆的燃料。裂变
8、燃料或增值燃料用溶胶凝胶法制成小颗粒，外面再包复上多层复合材料，如多孔碳（储气）、氧化硅（防止裂变产物逃逸），最后一层是高温热解碳（做包壳）。,清华的10MW的高温气冷堆的燃料元件为球形，直径60mm，由50mm的燃料区和5mm厚的外壳组成。燃料颗粒均匀弥散在石墨基体中。石墨基体是慢化剂和结构材料。全堆需27000多个燃料球，每个燃料球里有8300个燃料颗粒。,另一种燃料是在研究中的快堆燃料。它是由瑞士的珀尔雪利研究所研究的。它直接由后处理产生的铀的硝酸盐，通过溶胶凝胶法制成不同大小的颗粒，装入包壳，振动密实，得到所要求的燃料装量，用于快堆。,5.2.1 二氧化铀燃料的性能,优点：a. 熔点高
9、，晶体结构为面心立方（FCC），各向同性，并且从室温到熔点没有相变。b. 高温稳定性和辐照稳定性好。c. 化学稳定性好，与高温水不起作用，与包壳相容性好。d. 在1000以下能包容大多数裂变气体。e. 有适中的裂变原子密度，非裂变组合元素氧的热中子俘获截面低（0.002靶恩）。 缺点：a. 导热系数小，使芯块的温度梯度过大。b. 机械强度低、脆，在反应堆条件下易裂，且加工成型困难,1 二氧化铀的物理性能 （1）晶体结构 （2）密度 （3）熔点 （4）导热率 （5） 热膨胀 （6）蒸汽压,二氧化铀的晶体结构,二氧化铀的晶体结构,图5-14 铀氧系平衡图,2）密度二氧化铀的理论密度是10.97 M
10、gm-3。压水堆烧结芯块的密度为理论密度的93-95%。 （3）熔点 熔点是286040。无论是亚化学剂量的还是过化学剂量的二氧化铀的熔点都比正化学剂量的二氧化铀的熔点低（参见图5-14）。 （4）热导率 随温度上升，二氧化铀的热导率急剧下降，室温下为8.4W/mK，在1727（2000K）时达最小值（2.0W/mK）而后又稍有上升（参见图3-2）。 燃料的孔隙率增加，密度下降，导热率也下降。此外，氧/铀比，杂质，晶粒度都会影响导热率。氧/铀比越高，导热率越小；晶粒越大，热导率越大。 （5） 热膨胀二氧化铀的热膨胀系数为10.810-6/。 由于UO2在2450以上显著地蒸发，故高温热膨胀数据
11、只是定性的。 （6）蒸汽压UO2的汽化现象比较复杂，因为它与O/U比，以及气氛中的氧分压等因素有关，具有一定氧/铀比的固态UO2的汽化机制至少在2000K以下主要是升华，蒸汽压可参见表5-4。,2 力学性能UO2在常温下是脆性陶瓷体，断裂强度约为110MPa，在韧脆转变温度（1400）以上，随着温度升高，强度急剧降低，同时出现塑性。 1)断裂强度二氧化铀在脆性范围内的断裂强度与密度、晶粒度、温度有关。f = 1701-2.62（1-D）1/2 G-0.047exp（-1590/RT） （4-2） 式中 f断裂强度（MPa）；D密度；G晶粒尺寸（m）；T绝对温度；R气体常数（8.134J/Mol
12、K）。,2)压缩强度晶粒尺度在0-20m的二氧化铀的压缩强度在420到980Mpa之间。3) 弹性模量与温度、气孔率有关。室温时约为2.1-2.3105MPa,随温度增加，该值呈直线下降，系数为3.0910-2/K；随气孔率增加，弹性模量减小。关系式如下：EP = E0（1-2.62P） （4-3）式中： P为气孔率，E0为室温时理论密度的UO2的弹性模量，为2.26105MPa。4)高温蠕变高温时的变形可用机制来描述。二氧化铀的高温蠕变可用下式来表示： = （A1/G2）exp（-Q1/RT） + A24.5exp（-Q2/RT）+CF （4-4）式中：A1、A2、C为常数与裂变率有关； Q
13、1、Q2 是蠕变激活能 ；是稳定蠕变速率；是施加的应力；G是晶粒尺寸；R是气体常数；T是温度；F是裂变率。,二氧化铀的机械性能,图4-3 UO2断裂应力、应变与温度的关系,3 化学性能 1）从三氧化铀UO3和八氧化三铀U3O8通过氢还原生成二氧化铀 ； 2）二氧化铀与大多数反应堆冷却剂几乎不起作用； 3）在大气中二氧化铀可选择吸附其中的水； 4）二氧化铀芯块在300的去氧水中仍有很好的抗腐蚀性能； 二氧化铀在去氧的水蒸汽中，直到高温也十分稳定； 5） 二氧化铀与氢到极高温也不发生作用； 6） 二氧化铀与包壳材料的相容性非常好； 7) 二氧化铀的颗粒尺寸小于0.5微米时可以自燃。,二氧化铀与包壳
14、材料的相容性,与铝在500有点作用，生成UAl2和UAl3； 与锆在600有点作用，使锆变脆； 与不锈钢，即使长时间暴露在1400下也不反应。,4 二氧化铀燃料的制造,（1） 芯块制备压水堆二氧化铀粉末和燃料芯块的生产流程如下，参见图4-4。铀矿石 U3O8 UF6UF6（浓集235U） UO2粉末。UO2粉末球磨筛分混合冷压成形烧结研磨检验清洗芯块。,图4-4 UO2粉末生产流程,3） IDR-干法转化流程是以H2、H2O、NH3与UF6直接气相反应生成UO2粉末的DC（Dry Conversion）流程。ADU流程和AUC流程都具有流程长、废水处理量大的缺点，而DC流程具有流程短、生产量大
15、、产生的和要处理的废液少，铀的直接回收率高，尾气中的HF有可能回收利用，对环境污染小的优点。但干法只适用于UF6转化，不适用于处理返料。 总的反应为：,（2） 燃料棒典型的水堆燃料棒见图5-16 ，它由锆合金包壳、端塞、芯块、隔热芯块、弹簧等组成。切成定长的锆合金包壳管内装入UO2芯块，芯块柱的两端再装入Al2O3隔热芯块（防止轴向传热），上端留有贮气空腔，用压紧弹簧将芯块定位，焊上端塞，端塞之一留有充气孔，充入一定压力的氦气（压水堆燃料棒预充压2MPa），然后堵焊密封。,燃料棒,图5-16 燃料棒,燃料棒的质量控制 a. 外观及尺寸检查：包括燃料棒的长度、外径、垂直度、贮气空腔长度、芯块柱长
16、度和表面刻痕划伤等。 b. 焊接质量检查：主要检查焊缝表面状况；X射线法检查气孔和夹杂的分布、排列情况；氦气找漏法测定泄漏率；金相法测量焊接熔深，并对焊缝进行内压爆破试验和抗腐蚀试验。 c. 富集度检查： 主要为防止其它富集度的UO2芯块装入。,（3）燃料组件压水堆燃料组件骨架是由控制棒导向管和与之固定的定位格架及上下管座组成。先把若干个定位格架固定在平台上，导向管按给定的数目插入定位格架的给定格子里，并机械连接或点焊，然后将燃料棒插入各定位格架的格子中，再将上下管座用铆接或点焊的方法与导向管连接固定，组装成nn的燃料组件。 如秦山一期的组件为1515排列其中有20根控制棒导向管，204根燃料
17、棒，一根中子通量测量管。,秦山核电厂151521；外形尺寸为199.3199.3mm，8层因科镍定位格架。 204根元件棒。燃料棒长3210mm，活性段长2900mm包壳直径为100.03mm,壁厚0.70.04mm,材料为Zr-4。芯块直径8.430.02mm，高度100.5mm,双碟形（深度0.35mm）。 铀5 加浓度为2.40,2.6725和3.00。预充压1.96MPa。燃耗至30000MWd/tU。大亚湾核电厂1717的AFA-2G组件，燃耗为33000MWd/tU。燃料棒直径9.5mm，长度3859mm。 从2002年使用AFA-3G组件，组件的平均卸料燃耗45000MWd/tU
18、，接近50000MWd/tU的国际水平。从AFA-2G至AFA-3G的主要改进是燃料富集度提高至4.45，采用Gd2O3-UO2可燃毒物芯块，包壳采用了M-5合金（Zr-1%Nb-0.12%O）,加大导向管壁厚，降低上下管座的压降，增加3组带有搅混翼的中间跨距的中间格架，从而提高了包壳管的抗腐蚀、抗辐照、抗弯曲性能和热工水力裕量。目前法国又有新开发（1999年）的ALLIANCE组件，所有材料（导向管、包壳管、格架）均用M5合金，燃耗70000MWd/tU。,5.2.2 二氧化铀燃料的堆内行为,UO2燃料在反应堆内产生热能，由于二氧化铀导热性能差，燃料棒内沿径向的温差较大，芯块中心温度高达20
19、00以上，而外缘温度只有500-600，形成大的温度梯度。运行初期，芯块就由于热应力大而开裂，随着燃耗的加深，还将出现燃料密实化，裂变产物析出，肿胀，裂变气体释放等。,表4-4 辐照下二氧化铀燃料中发生的现象,（1） 芯块开裂 燃料芯块内的温度梯度可达103-104/厘米，当热应力超过燃料的断裂强度时，芯块将产生裂纹。这个现象与UO2芯块的塑性行为有关，处于1200以下的UO2燃料为脆性区；处于1200-1400，为半塑性区，破坏前有一定塑性变形；在1400以上的为塑性区。热应力在外区切向和轴向的为拉伸应力,它超过了燃料的拉伸断裂强度，因而开裂；而在燃料中心区，热应力是压应力，燃料的压缩强度比
20、拉伸强度大一个量级,所以内区不产生裂纹。此外，内侧燃料在塑性-脆性转变温度以上,因而在断裂前能承受相当大的塑性变形。数值估计如下：,热应力相对半径按下式变化：应力为正是拉伸状态。相对半径 以内的燃料受压，在这之外切向应力是拉伸应力。最大的应力发生在外表面，为：UO2的断裂应力大约是150MPa。线功率约为50瓦/厘米时,燃料元件棒的外表面就可达到断裂应力。所以呈脆性的外区燃料大范围地开裂显然是不可免的。,芯块开裂变形,燃料开裂的最重要后果之一是将燃料-包壳间隙的体积移向燃料内部,在开裂的表面之间形成间隙。燃料开裂时, 裂纹处的切向应力消失,裂纹的两个表面由于受到裂开后的楔形燃料内部的切向拉应力而被稍稍分开。因为燃料几乎是不可压缩的,所以在裂纹开放的同时,楔形燃料块就沿径向向外移动。 在反应停堆以后，燃料冷下来，中心比周围收缩得多些，并产生出新的径向裂纹，当堆运行时，这些裂纹会愈合而消失。在重力作用下，芯块会成为砂漏状，参见图4-7。往往是包壳管内应力集中的部位，也是造成燃料棒破损的原因之一。,辐照后的燃料元件横截面像,辐照后燃料的纵剖面,
