耐事故燃料研究進展

張鵬卷

（中核建中核燃料元件有限公司，四川 宜賓 644000）

耐事故燃料研究進展

張鵬卷

（中核建中核燃料元件有限公司，四川 宜賓 644000）

2011年日本福島核電事故使人們意識到了現有UO2－Zr核燃料系統的缺陷，尤其在反應堆能動安全系統失效后越發明顯。此后提出了耐事故燃料 （ATF），它是為提高燃料元件抵御嚴重事故能力而開發的新一代燃料系統。ATF技術是近50年以來核燃料領域的一次重大技術革命，是超高安全核能系統的未來，在國際核能界已掀起一股科技研發熱潮，正深刻改變著核能科技的發展方向。該論文主要從燃料包殼與芯塊工藝方向介紹了近幾年國際上對新型ATF燃料的研究進展。

ATF；燃料包殼；芯塊工藝；研究進展

二氧化鈾芯塊作為核燃料的不足之處是鈾密度低，導熱性能差，容易引起堆芯局部過熱和影響熱量向冷卻劑的傳導。在超過360℃的高溫水中鋯包殼會嚴重腐蝕而破損；失水事故（LOCA）時，堆芯聚集大量的熱量和燃料本身的衰變熱會使處在水蒸汽介質中的鋯包殼發生劇烈的水合反應，生成氧化鋯和氫氣，極有可能發生爆炸。

任何一種新型燃料的設計與研發必須要滿足安全與經濟的需要。而ATF燃料在安全性方面的設計則考慮的更加全面，其安全性能在正常運行、運行瞬態、設計預測事故和不能順利處理事故方面都要優于UO2－Zr核燃料。重點是在長時間斷電、失水事故和引入反應性事故中燃料性能良好，提高了核電廠安全性能。

1 新型ATF燃料

1．1 ATF燃料包殼

耐事故燃料包殼作為核電站的第二道安全屏障，其作用是阻止裂變產物逸散和避免燃料受冷卻劑腐蝕及有效地導出熱能。近年來ATF燃料的包殼發展方向主要有SiC復合材料，不銹鋼 （鐵素體、奧氏體、Ni－Cr鋼）和表面改性燃料包殼等。

1．1．1 SiC復合材料包殼

SiC－SiC纖維復合材料有良好的耐高溫、抗輻照性能且活性低。與當前鋯合金相比，它能降低中子吸收截面，且在高溫蒸汽的抗氧化方面表現出了良好的特性［1，2］，這些優異特性使SiC－SiC纖維復合材料成為ATF燃料包殼的首選材料。SiC管由化學蒸汽沉積 （CVD）或化學蒸汽滲透 （CVI）工藝制備，分為三層：內外層均為SiC層，中間層為SiC纖維復合材料。由內到外各層作用分別為保證氣密性，防止裂變氣體外泄；增加包殼強度，提升力學性能；具有一定的延展性和良好的耐腐蝕性能。中間的復合材料層又由SiC纖維、裂解碳界面和SiC基體組成。

SiC包殼與水活性低，反應緩慢。與傳統鋯合金包殼相比，可把產生氫氣的風險降低幾千倍［2］，可避免因冷卻系統失效致使氫爆事故的發生。在非事故工況下也具有老化慢、耐蝕性能好，使用壽期長等特點。

1．1．2 不銹鋼包殼

在傳統奧氏體不銹鋼中添加微量合金元素Ti、Nb或Zr和Y，經合金熔煉、鑄造、鍛造、熱處理等一系列工藝過程得到的新型奧氏體不銹鋼材料在700℃下抗拉強度達到300MPa，屈服強度達到110MPa，在提高合金力學性能和腐蝕性能的同時大大提高了抗輻照腫脹性能，具有耐高溫、耐腐蝕和抗輻照腫脹的優異性能［3］。

摻雜微量鉬、釔、鈦和碳的FeCrAl合金具有良好的抗氧化性能。用于燃料包殼的FeCrAl合金包括壩塔爾合金APMT，ODS合金PM2000和耐熱鉻鎳鐵合金MA956，其中氧化物彌散強化 （ODS）合金可提高高溫下的抗蠕變性能。此外，FeCrAl合金的氧化率要低于鋯合金［4］，不會從冷卻劑中吸收氫。作為包殼材料，其主要不足是熔點較低，在1 200℃的蒸汽中添加20%的Cr2O3可形成輻射防護屏。現階段最主要的問題是缺少更多的實驗數據用以闡述FeCrAl合金的熱物理性能和輻射蠕變行為。

1．1．3 表面改性燃料包殼

主要特點是節約成本。此外，鋯基合金包殼改性有較高的熔點和中子有效利用率，但是一個主要的問題是膨脹系數的匹配，這關系著熱循環中涂層的分層。表面改性必須要阻止因包殼蠕變引起的直徑變化，同時也要抵抗因鋯合金輻照增長而引起的軸向長度的變化［5］。由此，鋯基合金與包殼材質的界面性質將成為重要的技術問題，因為與鋯基相比涂層不會提高表面改性的高溫強度，而局部氧化彌散強化（ODS）處理可彌補涂層的不足提高包殼強度［6］。兩種表面改性技術的聯合使用可提高鋯基燃料包殼的抗氧化性能和高溫強度。

（1）涂層技術

現行的涂層技術有等離子噴鍍、化學／物理氣相沉積和激光熔覆，其中激光熔覆被認為是最行之有效的方法。為了發展3D激光涂層技術，有必要系統的了解激光束功率、惰性氣體流量和包殼管冷卻等要點。鋯基合金表面涂Cr實驗［7］表明，Zr－4包殼管表面沒有裂紋、氧化和變形現象出現；Cr與Zr－4包殼粘黏緊密，不會輕易剝落；在1 200℃的高溫下放置2 000sCr涂層沒有分裂和明顯的氧化，而在未涂Cr層的Zr－4包殼管表面形成了較厚的ZrO2。國內也有許多專家學者在做類似涂層研究，如在鋯基表面涂覆Al2O3等。

（2）ODS技術

局部ODS技術是為了提高鋯基合金在高溫下的強度。連續波二極管激光器利用激光束掃描技術 （LBS）使Y2O3粉末分散在Zr－4合金表面形成ODS層，其性能由激光功率、掃描速度和重疊距離控制。為了防止氧化，惰性氣體Ar連續噴吹至融化區［6］。融化區快速冷卻形成馬氏體結構，ODS層平均厚度0．4mm，約為Zr－4管厚的20%，Y2O3粉末均勻分布在反應區。在500℃下有ODS層的合金強度提高了65%［6］。此外，在ODS區域無空穴及裂紋出現。

1．2 ATF燃料芯塊工藝

1．2．1 高密度 U3Si2燃料

在鈾硅的眾多化合物中，鈾含量較高的U3Si2和U3Si因其較好的熱物理性能而成為從經濟和安全性方面代替UO2的材料。但試驗表明U3Si在輻照條件下腫脹太大，且在900℃以上水解為U3Si2和固溶體U，而U3Si2的密度、單位體積鈾含量和熱導率均比UO2大且性能優良［8］。

U3Si2燃料采用傳統的粉末冶金技術制備。可燒結細粉填入潤滑陰模，上下沖頭雙邊壓實，壓力范圍124～156MPa，壓力太高會使芯塊在脫模時有分層趨勢，超過一定范圍，生坯密度和強度并不一定與壓力正相關。U3Si2的燒結在混有40×10－6O2的Ar氣氛中進行，結果表明最佳生坯密度為60%～65%TD，成型壓力為124MPa。測量燒結密度和微觀結構后發現密度與晶粒尺寸分布、生坯密度、最大燒結溫度及其時間等參數有關。添加Ta粉的實驗也表明Ta在燒結過程中作為有效的吸氧劑減小了U3Si2燃料間相互作用，促進了U3Si2燃料密實化［8］。由于UF6到U3Si2的轉換較困難，所以擴大這種粉冶工藝對經濟性將是一個挑戰。

1．2．2 微細胞 UO2芯塊

韓國原子能研究所設計的微細胞UO2芯塊旨在提高高放和腐蝕性裂變產物 （尤其是不穩定的Cs和I）的貯存能力。利用多重化學阱固定Cs和I減少其擴散［9］。圖1為所有UO2顆粒被薄壁包覆的微細胞UO2芯塊示意圖。薄壁材料可阻擋裂變產物的逸出，根據壁材料的不同，分為陶瓷和金屬兩種。

圖1 微細胞UO2芯塊示意圖Fig．1 Micro cell UO2pellet map

（1）陶瓷微細胞UO2芯塊

用傳統的液相燒結技術制備。UO2粉末中加入添加劑壓成生坯，然后在高溫下燒結，添加的壁材料形成液相，滲透到晶粒邊緣且包覆UO2晶粒形成微細胞。

壁材質在化學上必須是親Cs和I的，以便能將其俘獲形成穩定的化合物。由于Cs和I能形成CsI的沉淀，且裂變產物中Cs的量約是I的10倍，所以對Cs有強親和力的材料整體效果不錯［9］。同時在長期輻照條件下壁的不溶性在保持芯塊微觀結構方面也是要重點考慮的。選擇SiO2基混合氧化物為壁材料。根據熱力學計算，添加一些其他元素 （如TiO2）或其組合（如TiO2－Al2O3），能夠在燒結階段形成液相，同時在輻照階段也能與Cs和I相作用。

（2）金屬微細胞UO2芯塊

用熱導較大的壁材料能夠提高微細胞UO2芯塊熱導率，降低燃料的溫度。該芯塊的應用不僅能降低裂變產物的擴散，也能減小熱膨脹產生的應力。使用含少量金屬相 ［＜6%（vol）］W 的 UO2－W 混合燃料，形成包覆UO2顆粒的連續 W通道。與常規UO2燃料相比，熱擴散率能提高80%。同樣采用液相燒結技術制備，氧化物和金屬的混合相包覆UO2晶粒，晶界的其余氧化相在退火階段還原為金屬。制造過程中一個主要的問題是如何最小化在退火還原階段形成的晶界孔隙。

在建筑電氣工程智能化設計中，可以對供配電情況進行有效的監控，并根據用戶實際要求對供用電進行適當的調整，為基于智能化技術的建筑供配電自動化控制系統。通過該系統可以實時掌握系統中電氣設備的運行情況，及時發現并處理其運行中存在的安全隱患，一方面保障電氣設備運行安全，降低運行成本，另一方面提高電能資源的利用率。同時，智能化技術還實現了遠程控制，工作人員可以對開關進行遠程調控，并對電量參數進行調整。這樣就可以大幅度降低配電站值守需要的人力資源投入。在具體管理工作中，工作人員通過遠程操控在用戶的電能使用信息傳輸到網絡平臺上，用戶只需登錄網絡平臺就可以查詢自己的用電信息，提升了用電信息的透明度。

類似的還有摻雜5% （vol）Mo和Cr的UO2芯塊。詳細的微觀結構見圖2，檢測表明，壁厚約為5μm時會形成無裂紋的合格芯塊［10］。

與常規UO2相比，金屬微細胞芯塊熱導率明顯上升。當細胞尺寸和壁體積確定時，細胞在熱擴散方向延伸時熱導率增加更加明顯。如果壁體積和長寬比確定時，細胞尺寸變化對熱導率幾乎沒有影響。

1．2．3 全陶瓷微囊燃料 （FCM）

該燃料設計理念由美國橡樹嶺國家實驗室（ORNL）提出，旨在提高燃料中裂變產物的滯留能力。用于下一代核電項目，制備出高質量包覆式燃料。其顯著優點是包覆顆粒SiC殼的存在是阻止裂變產物釋放的強有力障礙。顆粒經壓實密集，具有高熱導性。但是如何制備穩定的高密度包覆燃料是發展全陶瓷微囊燃料的一個難題。

圖2 摻雜5vol%Mo和5vol%Cr的UO2芯塊光學微觀結構Fig．2 Microstructures of UO2－5vol%Mo and UO2－5vol%Cr pellets

下一步計劃是研究能提高鈾密度的UN燃料。自然，UN燃料制備的關鍵是如何制備出高純度、燒結性能好的UN粉末。早在2007年中國核動力設計研究院就有老師開展了以二氧化鈾粉末為基體，高純度碳黑為主要原材料，采用碳熱還原－氮化的方法探究了氮化鈾粉末的合成工藝，初步確定了UO2＋C＋N2體系中適當的碳鈾摩爾比為2．3～2．4。也指出高純度碳黑更有利于生坯的成型；反應后期高溫通氫是降低產物碳含量的有效手段［11］。中國原子能科學研究院也有專家團隊于2013年提出了工藝較為簡單、易于控制的UN燃料制備方法。大致步驟包括：1）純金屬鈾塊表面凈化處理；2）于150～300℃時氫化，真空脫氫，循環氫化－脫氫若干次，得到金屬鈾粉末；3）在200～600℃的溫度范圍內氮化，得到U2N3粉末；4）最后在模具中脫氮，并在1 450～1 620℃下燒結1～2h，冷卻，得到密度高達98．9%TD的UN陶瓷芯塊［12］。據悉，他們也在嘗試安全性能更高，設計與制備工藝更為復雜的UN＋U3Si2復合燃料芯塊。

1．2．4 U－Mo金屬燃料

U－Mo合金是近期廣受關注的金屬燃料之一，它具有良好的抗輻照腫脹能力、γ相穩定及后處理工藝簡單等優點，是發展低濃鈾燃料研究的熱點。有關分析表示若能在U－Mo金屬燃料的制備中形成一定的孔隙，便可起到容納裂變氣體以進一步提高其抗輻照腫脹性能的作用。利用冷等靜壓－真空固相燒結的粉末冶金方法制備的低密度U－10%Mo合金燃料，探明了燒結工藝對產品密度的影響規律［13］。經分析，樣品在1 100℃下燒結時密度隨燒結時間的延長而提高，因此可通過改變燒結時間控制其孔隙率。

由太平洋西北國家實驗室 （PNNL）牽頭設計發展的U－Mo環形金屬燃料如圖3所示。特點是有較高的線性熱效率、功率密度和燃耗，由添加的抗腐蝕元素與U－Mo金屬燃料共擠壓形成［14］。PNNL研究設計的三重共擠壓燃料體系是由U－Mo環形燃料、Nb抗腐蝕層和FeCrAl合金的耐事故包殼組成。在U－Mo燃料表層使用抗腐蝕涂層減緩腐蝕，涂層材料包括Nb、Al、Cr和V等微量元素的不同組合。

圖3 三重共擠壓U－Mo燃料體系Fig．3 Triple co－extrusion U－Mo fuel system

1．2．5 混合燃料

先進的壓水堆混合燃料基于彌散性燃料元件的研制，PuO2粉末的添加使該新型燃料類似于MOX燃料。燃料部分保留適度的孔隙以容納燃料腫脹和滯留釋放的氣體裂變產物。主要特點有：

1）較高的熱導率。

2）燃料包殼間形成的冶金鍵可降低反應溫度，同時提高燃料元件性能。

3）比其他燃料包殼鈾含量高25%～50%，能夠補償使用不銹鋼包殼時出現的中子特性較差和鈾富集度降低的情形。

混合燃料元件的制備采用毛細滲透工藝。燃料和基體粉末裝入包殼管，然后加熱到500℃，高于基體合金的熔點。基體熔化，在毛細作用下滲透到燃料各組分間隙形成能夠提高燃料熱導率的冶金鍵。粗顆粒構成的骨架結構使燃料在長度方向上均勻分布。該類燃料的優點是鈾含量高 （比常規UO2燃料高25%～50%），燃料溫度低 （＜500℃），燃耗加深 ［100MW·d／kg（U）］以及可適用于瞬態條件［15］。

2 結束語

耐事故燃料是繼日本福島核事故之后發展起來的新型核燃料，旨在提高燃料在事故工況下的抵抗能力，保證核電廠安全運行。國外許多國家已開展相關設計研究，國內也已設立ATF重大科研專項，并由中國廣核集團有限公司牽頭，聯合中國科學院、中國工程物理研究院、中國核工業集團公司等業內主要企事業單位以及清華大學、西安交通大學等高校，組織起一支國家級研發團隊和產業聯盟，致力于突破ATF技術難關。ATF技術具有巨大的潛力和優勢，過去5年的研究結果表明，采用ATF技術研制的新型核燃料有望于2022年前后在商用堆中測試并推廣。由于起步晚，存在技術設計難、材料性能不穩定及制備工藝復雜等諸多問題，所以前期發展相對緩慢，是個緩慢探索的過程，后續還需要大量試驗驗證優化。

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Study Progress on the Accident Tolerant Fuel

ZHANG Peng－juan
（China Jian Zhong Nuclear Fuel Co．，Yi bin，Si Chuan Prov．，644000，China）

The Japanese Fukushima nuclear accident in 2011makes people aware of the defects of the existing UO2－Zr fuel system，especially after the reactor dynamic safety system failure．Then the accident tolerant fuel（ATF）is put forward．It is a new generation of fuel system to improve the fuel element ability to withstand severe accidents．Nearly 50years，ATF technology is a major technological revolution in the field of nuclear fuel，and it is also the future of the high security of nuclear power system．In the international nuclear energy field，an upsurge of scientific research and development has been set off，and the direction of nuclear science and technology development has been profoundly changed．The article mainly introduces，from the fuel cladding and pellet technology aspects，the international new research progress of ATF fuel in recent years．

ATF；Fuel cladding；pellet process；research progress

TL27 Article character：A Article ID：1674－1617 （2017）03－0425－06

TL27

A

1674－1617 （2017）03－0425－05

10．12058／zghd．2017．03．425

2017－06－09

張鵬卷 （1988—），男，甘肅天水人，學士，現主要從事粉末冶金工作 （E－mail：zhangpjoq＠163．com）。

（責任編輯：白佳）