事故容错热导率增强型UO₂核燃料的研究进展

来源期刊：材料导报2019年第11期

论文作者：程亮 张鹏程

文章页码：1787 - 1792

关键词：轻水堆;事故容错核燃料;二氧化铀;第二相;

摘    要：UO₂+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而,福岛"311"核事故的突发揭露了UO₂+Zr合金燃料体系在事故状态下的重大安全隐患,研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统。对现有核燃料形式进行设计改进,即在UO₂基体中添加一定量高热导第二相,开发热导率增强型UO₂核燃料,此方法对工业体系的改动小,为近期事故容错核燃料的主要研究方向。现阶段,在热导率增强型UO₂核燃料开发历程中,已取得应用性研究进展的候选体系主要为UO₂-SiC、UO₂-BeO、UO₂-金刚石以及UO₂-Mo。其中,在UO₂-SiC和UO₂-金刚石体系中,对SiC以及金刚石与UO₂的界面反应认识还不足,在堆内辐照条件下SiC和金刚石性质的演变对UO₂热物理性能的作用规律尚未明晰。电场辅助快速烧结技术是抑制界面反应、制备UO₂-SiC和UO₂-金刚石的有效途径。在UO₂-BeO体系中,前期大量实验研究和堆内模拟表明BeO与UO₂具有优异的化学相容性以及良好的增强效果,UO₂-BeO被视为具备工业应用前景的燃料体系,然而,铍材料作为战略资源的稀缺性和BeO的剧毒性以及对乏燃料后处理流程的变革是工业化应考量的。在UO₂-Mo体系中,Mo作为金属中最具潜力的添加材料,呈现三维网状分布,展现出优异的热导率增强作用,这种微结构还兼具持留裂变产物的优势;与其他几种添加材料相比,Mo的中子吸收截面较高,添加量应合理调控,相应的基础研究需持续跟进。目前,上述候选燃料体系尚缺乏堆内辐照考核数据。可将高通量制备、机器学习等引入UO₂系核燃料的研制中,以加快热导率增强型UO₂的工业化应用进程。本文归纳了添加第二相的热导率增强型UO₂核燃料的研究进展,分别对制备方法、微观结构、导热性能等进行介绍,分析了热导率增强型UO₂面临的问题并展望了其应用前景,以期为研发轻水堆用事故容错燃料提供参考。