The invention provides a nuclear fuel cladding tube, which is made of aluminum silicon carbon ceramic material or aluminum silicon carbon ceramic matrix composite material, or the surface coating of the nuclear fuel cladding tube is made of the aluminum silicon carbon ceramic material or aluminum silicon carbon ceramic matrix composite material. Among them, the general structural formula of aluminum silicon carbon ceramic material is (al
【技术实现步骤摘要】
一种核燃料包壳管及其制备方法
本专利技术涉及核能关键结构材料领域,具体涉及一种核燃料包壳管及其制备方法。
技术介绍
核能是一种高效、经济、清洁的能源,经过近70年的发展,第四代核反应堆的研究逐步深入。为提高能量转换效率,核反应堆中堆芯温度将达1000℃以上。核燃料包壳管是堆芯结构中服役环境最苛刻的的重要部件之一,不仅直接与核燃料接触,需要具备良好的耐高温,耐辐照性能,还要在高温高压下与冷却剂,如超临界水,熔融氟盐,铅铋冷却剂等,直接接触,需要耐腐蚀性能优异。因此,核燃料包壳管材料需要耐高温,耐腐蚀,耐氧化,耐中子辐照以及良好的中子辐照稳定性(低辐照肿胀和低辐照脆性)。目前,核燃料包壳元件大多以锆合金作为首选材料,例如低锡锆-4合金、美国西屋公司开发的ZirloTM合金、日本的NDA和MDA合金、法国的M5合金,以及前苏联研制的E635合金等。但是,由于锆合金在反应堆内受到中子辐照后往往塑性降低而变脆,导致出现辐照肿胀甚至扭曲变形,因此使用周期较短,大约仅为1-1.5年,需要经常更换,大大提高了核反应堆的运行成本。更为关键的是,锆合金与水在高温下会发生锆水反应,产生氢气,易引起氢爆,这是日本福岛核事故的重要原因之一。
技术实现思路
针对上述以锆合金作为核燃料包壳元件材料所存在的不足,本专利技术提供了一种核燃料包壳管,具有耐高温、耐腐蚀、耐氧化、耐中子辐照等性能。本专利技术的技术方案为:一种核燃料包壳管,其特征是:所述核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷材料。所述铝硅碳陶瓷材料是具有(A ...
【技术保护点】
1.一种核燃料包壳管,其特征是:所述核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷材料,或者,所述核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷基复合材料;/n所述铝硅碳陶瓷基复合材料以铝硅碳陶瓷材料为基体,其中包含增强相;/n所述铝硅碳陶瓷材料的结构通式为(Al
【技术特征摘要】 【专利技术属性】
1.一种核燃料包壳管,其特征是:所述核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷材料,或者,所述核燃料包壳管选用铝硅碳陶瓷基复合材料;
所述铝硅碳陶瓷基复合材料以铝硅碳陶瓷材料为基体,其中包含增强相;
所述铝硅碳陶瓷材料的结构通式为(Al4C3)n(SiC)m,其中n指代铝硅碳单胞中Al4C3的层数,为自然数;m指代铝硅碳单胞中SiC的层数,为自然数。
2.如权利要求1所述的核燃料包壳管,其特征是:n=1,m=1;或者,n=1,m=2;或者,n=2,m=1。
3.如权利要求1或2所述的核燃料包壳管的制备方法,其特征是:由反应物发生反应生成铝硅碳陶瓷粉体,然后将所述粉体成型为核燃料包壳管形状,最后进行烧结,得到燃料包壳管;或者,
将增强相与反应物混合,所述反应物发生反应会生成铝硅碳陶瓷粉体,混合物反应后生成增强相与铝硅碳陶瓷的复合粉体;然后将所述复合粉体成型为核燃料包壳管形状,最后进行烧结,得到核燃料包壳管。
4.如权利要求3所述的核燃料包壳管的制备方法,其特征是:所述的反应物是金属铝粉与陶瓷先驱体聚碳硅烷;或者,所述的反应物是氧化铝,氧化硅,碳化硅和碳粉;或者,所述的反应物是金属铝粉,硅粉和石墨;或者,所述的反应物是Al4C3和SiC。
5.如权利要求4所述的核燃料包壳管的制备方法,其特征是:所述陶瓷先驱体聚碳硅烷包含异质元素Al、Ti、Zr、Hf、Ta、Y、B、N中的一种或者几种。
技术研发人员:黄庆,邵俊琦,袁钦,王霁,周小兵,何流,都时禹,黄峰,黄政仁,
申请(专利权)人:中国科学院宁波材料技术与工程研究所,
类型:发明
国别省市:浙江;33
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