包含易裂變核素、在核反應爐內可以實現自持核裂變鏈式反應的材料。核燃料在反應堆內使用時,應滿足以下的要求:①與包殼材料相容,與冷卻劑無強烈的化學作用;②具有較高的熔點和熱導率;③輻照穩定性好;④製造容易,再處理簡單。根據不同的堆型,可以選用不同類型的核燃料:金屬(包括合金)燃料,陶瓷燃料,彌散體燃料和流體(液態)燃料等(見表)。

核燃料的類型

  金屬燃料 鈾是目前普遍使用的核燃料。天然鈾中隻含0.7%的U,其餘為238U。天然鈾的這個濃度正好能使核反應堆實現自持核裂變鏈式反應,因而成為最早的核燃料,目前仍在使用。但核電站(特別是核潛艇)用的反應堆要求結構緊湊和高的功率密度,一般要用235U含量大於0.7%的濃縮鈾。這可以通過氣體擴散法或離心法來獲得。金屬鈾在堆內使用的主要缺點為:有同質異晶轉變;熔點低;存在尺寸不穩定性;最常見的是核裂變產物使其體積膨脹(稱為腫脹);加工時形成的織構使鈾棒在輻照時沿軸向伸長(稱為輻照生長),雖然不伴隨體積變化,但伸長量有時可達原長的4倍。此外,輻照還使金屬鈾的蠕變速度增加(50~100倍)。這些問題通過鈾的合金化雖有所改善,但遠不如采用UO2陶瓷燃料為佳。

  钚(239Pu)是人工易裂變材料,臨界質量比鈾小,在有水的情況下,650克的钚即可發生臨界事故。钚的熔點很低(640℃),一般都以氧化物與UO2混合使用。钚與238U組合可以實現快中子增殖,因而使钚成為著重研究的核燃料。

  釷吸收中子後可以轉換為易裂變的233U,它在地殼中的儲量很豐富,所能提供的能量大約相當於鈾、煤和石油全部儲量的總和。釷的熔點較高,直至1400℃才發生相變,且相變前後均為各向同性結構,所以輻照穩定性較好,這是它優於鈾、钚之處。釷在使用中的主要限制為輻照下蠕變強度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在熱中子反應堆中利用233U-232Th循環可得到接近於1的轉換比,從而實現“近似增殖”。但這種循環比較復雜,後處理也比較困難,因此尚未獲得廣泛應用。

  陶瓷燃料 包括鈾、钚等的氧化物、碳化物和氮化物,其中UO2是最常用的陶瓷燃料。UO2的熔點很高(2865℃),高溫穩定性好。輻照時UO2燃料芯塊內可保留大量裂變氣體,所以燃耗(指燃耗份額,即消耗的易裂變核素的量占初始裝載量的百分比值)達10%也無明顯的尺寸變化。它與包殼材料鋯或不銹鋼之間的相容性很好,與水也幾乎沒有化學反應,因此普遍用於輕水堆中。但是UO2的熱導率較低,核燃料的密度低,限制瞭反應堆參數進一步提高。在這方面,碳化鈾(UC)則具有明顯的優越性。UC的熱導率比UO2高幾倍,單位體積內的含鈾量也高得多。它的主要缺點是會與水發生反應,一般用於高溫氣冷堆。

  彌散體燃料 這種材料是將核燃料彌散地分佈在非裂變材料中。在實際應用中,廣泛采用由陶瓷燃料顆粒和金屬基體組成的彌散體系。這樣可以把陶瓷的高熔點和輻照穩定性與金屬的較好的強度、塑性和熱導率結合起來。細小的陶瓷燃料顆粒減輕瞭溫差造成的熱應力,連續的金屬基體又大大減少瞭裂變產物的外泄。由裂變碎片所引起的輻照損傷基本上集中在燃料顆粒內,而基體主要是處在中子的作用下,所受損傷相對較輕,從而可達到很深的燃耗。這種燃料在研究堆中獲得廣泛應用。除陶瓷燃料顆粒外,由鈾、鋁的金屬間化合物和鋁合金(或鋁粉)所組成的體系,效果也較好。在彌散體燃料中由於基體對中子的吸收和對燃料相的稀釋,必須使用濃縮鈾。

  包覆顆粒燃料也是一種彌散體系。在高溫氣冷堆中,采用鈾、釷的氧化物或碳化物作為核燃料,並把它彌散在石墨中。由於石墨基體不夠致密,因而要在燃料顆粒外面包上耐高溫的、堅固而氣密性好的多層外殼,以防止裂變產物的外泄和燃料顆粒的膨脹。外殼是由不同密度的熱解碳和碳化矽(SiC)組成的,其總厚度應大於反沖原子的自由程,一般在100~300微米之間。整個燃料顆粒的直徑為1毫米。使用包覆顆粒燃料不僅可達到很深的燃耗,而且大大提高瞭反應堆的工作溫度,是一種很有前途的核燃料類型。

  以上幾種類型的核燃料都用於非均勻堆。根據設計要求,可制成帶有包殼的、不同形狀的燃料元件(見圖)。

  流體燃料 在均勻堆中,核燃料懸浮或溶解於水、液態金屬或熔鹽中,從而成為流體燃料(液態燃料)。流體燃料從根本上消除瞭因輻照造成的尺寸不穩定性,也不會因溫度梯度而產生熱應力,可以達到很深的燃耗。同時,核燃料的制備和後處理也都大大簡化,並且還提供瞭連續加料和處理的可能性。流體燃料與冷卻劑或慢化劑直接接觸,所以對放射性安全提出較嚴的要求,且腐蝕和質量遷移也往往是一個嚴重問題。目前這種核燃料尚處於實驗階段(見錒系金屬)。

  

參考書目

 C.R.Tipton ed.,Reactor Handbook,Vo1.1,Materials,Interscience,New York,1960.

(日)三島良績編著,張鳳林、郭豐守譯:《核燃料工藝學》,原子能出版社,北京,1981。(三島良績編著:《核燃料工學》,同文書院,東京,1972。)