碳化核燃料

用鈾或鈽的碳化物和金屬（如不鏽鋼等）混合製成的一種核反應堆燃料。優點是可增進結構強度和抗氧化性。

基本介紹

• 中文名：碳化核燃料
• 相關領域：化石能源工程
• 所屬類型：專業術語

常見的核燃料

常見的核燃料一般指含235U、233U、239U有裂變核素的單質、合金或化合物，238U和232Th是以通過中子轟擊產生可裂變核素的物質。以含鈾核燃料為例，其化學形式包括：1）金屬鈾燃料：它的密度較高，易加工且有較高的熱導率。2）氧化鈾系核燃料：該類型核燃料包括UO₂、鈽鈾氧化物混合燃料等，它們能工作在較高溫度下，密度比金屬類型的核燃料低，但它們硬度不高易脆化，熱導率過低，這就會導致其服役時堆芯溫度過高3）鈾系列核燃料：包含了準化學計量比的U₃Si、U₃Si₂、U₃Si₄、U₃Si、USi₃、USi₂和非化學計量比的USi_lss和U₃Si₅。其中U₃Si有著超高的U密度和較高的熱導率，被認為是具有潛力的新型核燃料，但是U₃Si在服役時的過度腫脹卻成為其個重要缺點。4)氮化鈾系燃料：其中UN化學穩定性好有著較高熔點。5）碳化鈾系列核燃料：包含了準化學計量比的其中UC、UC₂、U₂C₃，UC作為第四代反應堆核燃，相比傳統核燃料有著顯著的優點。UC擁有極高的硬度，其熔點高達2380°C，並且在較寬的溫度範圍內不會有相轉變，因而可承受較高的服役溫度。

碳化核燃料輻照產生的點缺陷

隨著燃耗的加深，核燃料會產生各種點缺陷（如碳空位、鈾的弗蘭克爾缺陷），這些缺陷會捕獲裂變產物，產生局部晶格弛豫現象，並通過聚集影響核燃料服役行為。用中子在130°C對碳化鈾進行輻照實驗，當裂變產物數密度達到14×10¹⁶cm³時會產生大量可觀測的空位和間隙團簇，並且團簇的數量和大小會隨著輻照劑量而增加。在700°C對其進行退火處理，這些空位和間隙會相互結合，從而導致缺陷閉簇消失。輻照會導致燃料的力學性能發生改變，這對於理解燃料的服役行為至關重要。