什么是核燃料?

[拼音]：heranliao

[外文]：nuclear fuels

包含易裂变核素、在核反应堆内可以实现自持核裂变链式反应的材料。核燃料在反应堆内使用时，应满足以下的要求：

（1）与包壳材料相容，与冷却剂无强烈的化学作用；

（2）具有较高的熔点和热导率；

（3）辐照稳定性好；

（4）制造容易，再处理简单。根据不同的堆型，可以选用不同类型的核燃料：金属（包括合金）燃料，陶瓷燃料，弥散体燃料和流体（液态）燃料等（见表）。

铀是目前普遍使用的核燃料。天然铀中只含0.7％的U，其余为238U。天然铀的这个浓度正好能使核反应堆实现自持核裂变链式反应，因而成为最早的核燃料，目前仍在使用。但核电站（特别是核潜艇）用的反应堆要求结构紧凑和高的功率密度，一般要用235U含量大于0.7％的浓缩铀。这可以通过气体扩散法或离心法来获得。金属铀在堆内使用的主要缺点为：有同质异晶转变；熔点低；存在尺寸不稳定性；最常见的是核裂变产物使其体积膨胀（称为肿胀）；加工时形成的织构使铀棒在辐照时沿轴向伸长（称为辐照生长），虽然不伴随体积变化，但伸长量有时可达原长的4倍。此外，辐照还使金属铀的蠕变速度增加（50～ 100倍）。这些问题通过铀的合金化虽有所改善，但远不如采用UO2陶瓷燃料为佳。

钚(239Pu)是人工易裂变材料，临界质量比铀小，在有水的情况下，650克的钚即可发生临界事故。钚的熔点很低(640℃)，一般都以氧化物与UO2混合使用。钚与238U组合可以实现快中子增殖，因而使钚成为着重研究的核燃料。

钍吸收中子后可以转换为易裂变的233U，它在地壳中的储量很丰富，所能提供的能量大约相当于铀、煤和石油全部储量的总和。钍的熔点较高，直至1400℃才发生相变，且相变前后均为各向同性结构，所以辐照稳定性较好，这是它优于铀、钚之处。钍在使用中的主要限制为辐照下蠕变强度很低。一般以氧化物或碳化物的形式使用。在热中子反应堆中利用233U-232Th循环可得到接近于1的转换比，从而实现“近似增殖”。但这种循环比较复杂，后处理也比较困难，因此尚未获得广泛应用。

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。

这种材料是将核燃料弥散地分布在非裂变材料中。在实际应用中，广泛采用由陶瓷燃料颗粒和金属基体组成的弥散体系。这样可以把陶瓷的高熔点和辐照稳定性与金属的较好的强度、塑性和热导率结合起来。细小的陶瓷燃料颗粒减轻了温差造成的热应力，连续的金属基体又大大减少了裂变产物的外泄。由裂变碎片所引起的辐照损伤基本上集中在燃料颗粒内，而基体主要是处在中子的作用下，所受损伤相对较轻，从而可达到很深的燃耗。这种燃料在研究堆中获得广泛应用。除陶瓷燃料颗粒外，由铀、铝的金属间化合物和铝合金（或铝粉）所组成的体系，效果也较好。在弥散体燃料中由于基体对中子的吸收和对燃料相的稀释，必须使用浓缩铀。

包覆颗粒燃料也是一种弥散体系。在高温气冷堆中，采用铀、钍的氧化物或碳化物作为核燃料，并把它弥散在石墨中。由于石墨基体不够致密，因而要在燃料颗粒外面包上耐高温的、坚固而气密性好的多层外壳，以防止裂变产物的外泄和燃料颗粒的膨胀。外壳是由不同密度的热解碳和碳化硅(SiC)组成的，其总厚度应大于反冲原子的自由程，一般在100～300微米之间。整个燃料颗粒的直径为1毫米。使用包覆颗粒燃料不仅可达到很深的燃耗，而且大大提高了反应堆的工作温度，是一种很有前途的核燃料类型。

以上几种类型的核燃料都用于非均匀堆。根据设计要求，可制成带有包壳的、不同形状的燃料元件（见图）。

在均匀堆中，核燃料悬浮或溶解于水、液态金属或熔盐中，从而成为流体燃料(液态燃料)。流体燃料从根本上消除了因辐照造成的尺寸不稳定性，也不会因温度梯度而产生热应力，可以达到很深的燃耗。同时，核燃料的制备和后处理也都大大简化，并且还提供了连续加料和处理的可能性。流体燃料与冷却剂或慢化剂直接接触，所以对放射性安全提出较严的要求，且腐蚀和质量迁移也往往是一个严重问题。目前这种核燃料尚处于实验阶段（见锕系金属）。

参考书目

C. R. Tipton ed.， Reactor Handbook， Vo1.1，Materials，Interscience，New York，1960.（日）三岛良绩编著，张凤林、郭丰守译：《核燃料工艺学》，原子能出版社，北京，1981。（三島良績編著：《核燃料工学》，同文書院，東京，1972。）