核反应堆燃料元件用复合包壳管材及其制备方法技术

本发明专利技术提供了一种核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，包括以下步骤：提供含

【技术实现步骤摘要】
核反应堆燃料元件用复合包壳管材及其制备方法、燃料棒


[0001]本专利技术涉及核电

、
以及复合材料制备
，具体涉及一种核反应堆燃料元件用复合包壳管材及其制备方法
。

技术介绍

[0002]水冷核电厂用燃料元件采用棒状结构，燃料芯块以及裂变产物被密封在锆合金包壳内，包壳的主要作用是：包容
UO2燃料芯块产生的放射性裂变产物，把铀裂变产生的热传给水冷却介质并提供结构支撑
。
氚是核电厂在运行过程中产生的一种放射性物质，是核电厂向环境中排放较大的核素之一
。
氚的半衰期较长（
12.33
年），易进入人体内而对人体造成内照射
。
因此，核电厂必须严格控制氚的排放
。
在水冷核电厂，氚的主要来源是燃料芯体中裂变物质铀的三元裂变，三元裂变产生的氚通过包壳向反应堆一回路冷却剂的渗透是一个持续的过程
。
因此，燃料元件的包壳是核电厂控制氚排放的第一道屏障
。
[0003]在近
300℃
的正常工况下，锆合金在水介质中有足够的耐腐蚀性能
。
然而，当温度高于
400℃
时，锆合金在水和蒸汽中的耐腐蚀性能迅速下降
。
[0004]为了增强核燃料元件抗冷却剂丧失事故
(LOCA)
的能力，国际核工业界提出了耐事故燃料（
Accident Tolerant Fuel
，
ATF<br/>）的概念，这就需要有更耐腐蚀
/
抗高温氧化
、
以及更高热强性的材料作为
ATF
燃料元件的包壳材料
。
由于
FeCrAl
合金的耐高温水介质的腐蚀性能显著优于现役锆合金，并且其热强性优于锆合金，因此，
FeCrAl
合金是
ATF
燃料元件的候选包壳材料
。
[0005]然而，氚在
FeCrAl
合金中的渗透率比在锆合金中的大1个数量级，如果将现役核燃料元件的锆合金包壳更换为
FeCrAl
合金包壳，则燃料芯体中的氚就会大量渗透到一回路冷却剂中，使氚排放超过环境保护的规定限值
。
因此，氚的渗透流出是
FeCrAl
合金用于核燃料元件包壳需解决的关键问题
。

技术实现思路

[0006]本专利技术的目的在于提供一种双层结构的复合包壳管材的制备方法，获得的管材用于核反应堆燃料元件的包壳
。
本专利技术还提供一种核反应堆燃料元件用复合包壳管材，其内壁是致密氧化物层，外壁是耐热合金层
。
本专利技术还提供一种燃料棒
。
[0007]BeO
具有低的热中子吸收截面
、
高熔点，以及良好的高温化学稳定性
、
高温热稳定性和辐照稳定性，尤其是，氚在
BeO
中的渗透率比在
Al2O3中低1个数量级，而且，室温下
BeO
的热导率是
Al2O3的7倍，高温下
BeO
的热导率是
Al2O3的2倍以上，因此，从阻氚渗透以及导热功能的角度，
BeO
比
Al2O3更适合作为复合包壳管材内壁的氧化物层
。
[0008]如果采用喷涂技术，将
BeO
涂敷在耐热合金表面构筑双层结构的复合材料，由于
BeO
与合金基体之间的线热膨胀系数差异较大，
BeO
层与合金基体之间存在热失配，在冷热循环作用下
BeO
层极易脱落
。
[0009]比较
Fe、Cr、Al、Mo、Be
的埃林厄姆（
Ellingham
）图，发现
BeO
的标准生成自由能的位
置最低，
Al2O3次之，即，由
Fe、Cr、Al、Mo、Be
组元构成的合金在高温氧化性介质中会发生组元
Be
的选择性氧化
。
也就是说，把含
Be
的
FeCrAl
铁素体合金在氧化性介质中进行高温处理，其表面会生成具有良好阻氚
/
导热性能的
BeO
，获得氧化物层与耐热合金层结合牢固的双层结构复合材料
。
[0010]本专利技术发现，含
Be
的
FeCrAl
铁素体合金经高温氧化处理，合金表面形成稳定氧化物层的组成物相包括
α
‑
Al2O3和
BeO。
本专利技术分析表明，在
BeO
份额不变的情况下，细小
BeO
粒子会明显提高氧化物层的阻氚效果，而沿氧化物层厚度方向成串分布的
BeO
粒子则会明显减弱氧化物层的阻氚效果，即，细小
BeO
粒子在氧化物层中呈弥散分布这一组织特征，使得氧化物层具有最佳阻氚渗透的效果
。
本专利技术还发现，在
1000℃
以上氧化处理易出现成串分布的
BeO
粒子，若降低氧化处理的温度，不但能获得细小的
BeO
粒子，而且细小
BeO
粒子在氧化物层中呈现弥散分布；前述含
Be
的
FeCrAl
铁素体耐热合金在
1100℃
以上保温处理，合金基体的晶粒会明显长大，这将造成合金韧性的下降
。
因此，为了获得弥散分布的细小
BeO
粒子并确保铁素体耐热合金的韧性不会明显下降，氧化处理的温度应控制在
1000℃
以下
。
然而，在
950℃
以下的高温氧化，合金表面的氧化物中会出现
γ
‑
Al2O3，
γ
‑
Al2O3是稳定性差的介稳相，
γ
‑
Al2O3转化为
α
‑
Al2O3时发生体积收缩，而且，
γ
‑
Al2O3的阻氚效果不如
α
‑
Al2O3。
为此，旨在生成含
Be
氧化物的高温处理采用分段加热的方式，氧化处理
+
保温固化处理，氧化处理的温度低于保温固化处理的温度
。
氧化处理能够在管材内表面形成均匀的氧化物层并且生成的细小
BeO
粒子呈弥散分布
。
后续的保温固化处理能够使稳定性较差的
γ
‑
Al2O3转化为稳定的
α
‑
Al2O3，并能够愈合
α
‑
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【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.
一种核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：提供含
Be
的
FeCrAl
铁素体耐热合金管材；在所述合金管材内通入氧化性介质进行氧化处理，使所述合金管材在内表面形成氧化物层，所述氧化物层包括
BeO、
α
‑
Al2O3和
γ
‑
Al2O3；将所述合金管材在保护性气氛条件下进行保温固化处理，使所述氧化物层中的
γ
‑
Al2O3转变为
α
‑
Al2O3，获得内壁是致密氧化物层的复合包壳管材
。2.
根据权利要求1所述的核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，其特征在于，所述致密氧化物层的基体为
Al2O3，
BeO
作为第二相粒子弥散分布在所述致密氧化物层的基体中，分布位置包括
Al2O3晶粒的晶界
。3.
根据权利要求1或2所述的核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，其特征在于，所述氧化处理的温度为
830℃
‑
890℃
，所述保温固化处理的温度为
980℃
‑
1200℃。4.
根据权利要求1或2所述的核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，其特征在于，所述氧化性介质包括氧气或水蒸气中的至少一种，在所述氧化处理过程中，所述氧化性介质处于流动状态
。5.
根据权利要求1或2所述的核反应堆燃料元件用复合包壳管材的制备方法，其特征在...

【专利技术属性】
技术研发人员：李聪，王勇，肖学山，李强，林基伟，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院股份有限公司，
类型：发明
国别省市：