陶瓷核燃料

陶瓷核燃料是指以难熔化合物形态使用的核燃料。主要分为两类：由铀(U)（或钚）和非金属元素氧(O)、碳(C)、氮(N)、硅(Si)等形成的单一化合物；由铀与钚(Pu)(或铀与钍)的同种化合物组成的互溶物。相对于金属核燃料，它们的工作温度高；一般来说，与冷却剂及包壳材料的相容性好。缺点是密度低、导热性差、易脆化。二氧化铀陶瓷核燃料是陶瓷型核燃料中应用最广、研究最深的一种，被广泛用于压水式反应堆和沸水式反应堆。

简介

陶瓷型核燃料主要包含氧化物核燃料、碳化物核燃料和氮化物核燃料等。相对于金属核燃料，它们的工作温度高；一般来说，与冷却剂及包壳材料的相容性好。缺点是密度低、导热性差、易脆化。二氧化铀陶瓷核燃料是陶瓷型核燃料中应用最广、研究最深的一种，被广泛用于压水式反应堆和沸水式反应堆。

包括铀、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的熔点很高（2865℃），高温稳定性好。辐照时UO2燃料芯块内可保留大量裂变气体，所以燃耗（指燃耗份额，即消耗的易裂变核素的量占初始装载量的百分比值）达10%也无明显的尺寸变化。它与包壳材料锆或不锈钢之间的相容性很好，与水也几乎没有化学反应，因此普遍用于轻水堆中。但是UO2的热导率较低，核燃料的密度低，限制了反应堆参数进一步提高。在这方面，碳化铀（UC）则具有明显的优越性。UC的热导率比UO2高几倍，单位体积内的含铀量也高得多。它的主要缺点是会与水发生反应，一般用于高温气冷堆。

二氧化铀

二氧化铀是一种黑色的固态半导体，其熔点高（2865℃），晶格结构为面心立方，在熔点下无晶型转变，各向同性，抗辐照稳定性好，且与水和包壳材料的相容性较好。虽然密度和导热系数低，质地脆硬，易由于大温度梯度造成的热应力而开裂，但优良的特性使其被广泛用于核燃料。

二氧化铀粉末的生产主要有三种途径：ADU（铀酸胺盐，(NH4)U2O7）流程；AUC（三碳酸铀酰胺(NH4)4[UO2(CO3)3]）流程和IDR流程。接着，将二氧化铀粉末与有机粘合剂混合，并被压成高约1厘米，直径约0.8厘米的坯块，再于氩气和氢气的混合气体中加热至更高的温度烧结，使得原本实心致密的固体产生一些孔洞，以此制成核反应堆的燃料芯块。

需要注意的是，水溶液中二氧化铀的腐蚀与金属表面的电化学腐蚀是类似的电化学过程。

氮化铀

氮化铀（UN）拥有很高的熔点，常作为NASA制造的核反应堆的核燃料。氮化铀的导热系数比二氧化铀高。但除非氮-15（N）取代了较常见的氮-14（N）被用来制备氮化铀燃料，否则核燃料中的氮-14元素会与中子反应生成大量的碳-14（C）。由于生产氮-14十分昂贵，所以可能需要通过火法（pyromethod）再加工以使氮-15得到弥补。如果将核燃料在加工后溶解于硝酸中，可将氮-15的同位素分离。

碳化铀

碳化铀燃料通常用于液态金属冷却堆中，并被封装在针状燃料元件里。对它们的研究及应用始于紧张的20世纪60至70年代。然而，最近关于板形碳化铀燃料的研究也再次成为热点，尤其是在微型核燃料颗粒（如TRISO颗粒）的研究上。

碳化铀的高熔点（2450℃）和良好的导热性特性使其成为了一个很有吸引力的燃料。因为碳化铀燃料中不含氧元素（在放射过程中，氧气或其他气体的释放会导致堆内产生额外的压力），并配合陶瓷涂层（在结构和化学性质上有优势），碳化铀将成为某些第四代裂变反应堆燃料的理想候选者——例如高温气冷堆。

碳化物铀碳(U一C)二元系中有UC、UC2和U2C33种化合物，其中在熔点以下稳定的只有UC。UC遇水发生分解，在水冷反应堆中一般不用。UC和PuC有相同的晶体结构，可形成连续固溶体(U，Pu)C。其重原子密度高，轻原子数与重原子数比为1，故中子经济性好，在堆内可转换出更多的易裂变核素。碳化物的热导率比氧化物的高5一8倍，在堆内使用时有较平坦的径向温度梯度，又可获得较高的功率密度，对一定的输出功率，可装载较少的易裂变核素，所以用(U，Pu)C作快中子增殖堆的燃料可以大大缩短加倍时间。

混合氧化物燃料

混合氧化物燃料（MOX燃料）是以钚、天然或耗乏铀以及乏燃料为原料，从中提取裂变原料制得的核燃料，其性质与适用于大多数核反应堆的浓缩铀相似但不完全相同。混合氧化物燃料是在核电产业中占主流的轻水反应堆中低浓缩铀（low enriched uranium，LEU）的理想替代品，同时也可作为中子增殖反应堆的燃料。

混合氧化物燃料的钚可以来自报废的核武器，在存储这些剩余钚的过程中需要承担核扩散的风险。在混合氧化物燃料的生产过程中，对乏燃料的再处理也存在类似的风险，因此对混合氧化物燃料的使用仍存在忧虑。全球核能合作伙伴（GNEP），是一个由美国发起的旨在促成乏燃料再处理后的钚用于非武器用途的国际组织。出于对核不扩散的考虑，商业核反应堆乏燃料的再处理在美国是不被允许的。除了日本以外，该组织的其他成员国（包括中国、法国、俄罗斯）都已拥有军事用途的核武器。

（2005年3月），商业核燃料的再处理，并将其制成混合氧化物燃料的技术已经在英国和法国被广泛应用，在俄罗斯，印度和日本也有少量应用。中国则正在进行着使用混合氧化物燃料的快中子增殖反应堆和核反应燃料的再处理的相关研究。

提取过程

二氧化铀

二氧化铀是天然铀矿中最主要的成分，通过化学反应和离心机可以得到高纯度的二氧化铀。同时还可以通过乏燃料的再处理得到二氧化铀。

碳化铀

工业上则常用碳热还原法，即将UO2或(U，Pu)O2粉末与碳粉混合，在1473一1673K的真空中还原制得。然后将碳化物粉末球磨，加入粘结剂，经压型和高温(2073一2198K)烧结1小时制得97%理论密度的芯块。为了获取化学计量的UC或(U，Pu)C，要严格掌握配料制度，控制反应参数。由于碳化物易与水、空气反应影响成品质量，故操作必须在充惰性气氛的手套箱中进行。碳化物粉末易燃，粉碎时采用三氯乙烯保护。UC或(U，Pu)C粉末的制备可采用电弧熔化法。由铀或铀钚(U一Pu)合金与石墨在电弧炉里直接反应并铸成富碳锭，经粉碎后在1123K的流动氢中脱碳制成。

氮化铀

氮化物铀氮(U一N)二元系中有UN、UN2和U2N33种化合物。其中只有UN可用作核燃料。UN与UC相比，物理性质和辐照稳定性相近，但与包壳材料的相容性好，化学稳定性差。UN与PuN可形成连续固溶体(U，Pu)N，是快中子增殖堆的理想燃料。氮化物粉末通常是先将铀屑或铀一怀合金屑在523K氢气中生成UH。再在673K氦中脱氢制成高分散度的高纯铀粉，然后在纯氮流中加热到1173K生成U2N3，最后在1673K氢气中分解成UN。或用碳与UO2或(U，Pu)02粉末在高温下还原成碳化物，再在1723K氮气(或NH3)中转化为化学计量的UN。为防止高温下的分解，氮化物的烧结须在1973K高压氢气中进行。全部操作均需有惰性气氛保护。氮化物的辐照性能与碳化物的基本相同。基差别在于:裂变气体在氮化物中的扩散率比碳化物的低，故在16%菲玛(FIMA，已裂变的原子数与初始装料总的金属原子数之比。)燃耗时，释放率仅为9%;由裂变气体造成明显肿胀的温度高于碳化物，为1523K，且氮化物有较大的高温强度可抑制辐照肿胀;在1273K、18%FIMA燃耗时，氮化物与不锈钢的相容性很好。但天然氮中含99.6%的氮一14对快中子有高的寄生捕获，如用氮一15取代就要增加制造成本。

硅化铀

硅化物铀硅(U一Si)二元系含有多种化合物。含铀量最高的是U3Si，其抗水腐蚀性好，质地软，延性好，在1203K发生包析分解，性质上与铀合金相似，可用作水冷堆燃料。另一个硅化物是U3Si2。虽其熔点比碳化物、氮化物的低得多，但密度介于UOZ和UC之间，许多性质与UC相似。可制成板状燃料元件在试验堆中使用。其芯片为弥散体嫌料，由铀、硅粉末在水冷模具中直接熔化并铸造，再球磨成粉;与铝粉相混，通过粉末冶金法加工而成。

后者又称混合物燃料。其中已得到实用的只有氧化物和碳化物。氧化物与金属燃料相比，氧化物燃料具有熔点高(二氧化铀达3120K)、热和辐照稳定性好、与包壳及冷却剂材料能相容等优点。二氧化铀(UO2)是大多数热中子动力反应堆所使用的核燃料。(U，Pu)02和(U，Th)02均含有易裂变核素钚一239和铀一235及可转换核素铀一238和钍一232，可作为液体金属冷却快中子增殖堆和新型转换堆的燃料。但氧化物的热导率低，在反应堆运行条件下会产生一系列不利于物理、热工特性的性状

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