基本介紹
- 中文名：陶瓷核燃料
- 外文名：eeramienuelear fuel
- 又稱：混合物燃料
- 優點：包殼及冷卻劑材料能相容
- 領域：能源、核反應堆
- 學科：核化學、核工程
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簡介
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。相對於金屬核燃料，它們的工作溫度高；一般來說，與冷卻劑及包殼材料的相容性好。缺點是密度低、導熱性差、易脆化。目前，二氧化鈾陶瓷核燃料是陶瓷型核燃料中套用最廣、研究最深的一種，被廣泛用於壓水式反應堆和沸水式反應堆。
包括鈾、鈽等的氧化物、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鏽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，限制了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高几倍，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。
二氧化鈾
二氧化鈾是一種黑色的固態半導體，其熔點高（2865℃），晶格結構為面心立方，在熔點下無晶型轉變，各向同性，抗輻照穩定性好，且與水和包殼材料的相容性較好。雖然密度和導熱係數低，質地脆硬，易由於大溫度梯度造成的熱應力而開裂，但優良的特性使其被廣泛用於核燃料。
二氧化鈾粉末的生產主要有三種途徑：ADU（鈾酸胺鹽，(NH4)U2O7）流程；AUC（三碳酸鈾醯胺(NH4)4[UO2(CO3)3]）流程和IDR流程。接著，將二氧化鈾粉末與有機粘合劑混合，並被壓成高約1厘米，直徑約0.8厘米的坯塊，再於氬氣和氫氣的混合氣體中加熱至更高的溫度燒結，使得原本實心緻密的固體產生一些孔洞，以此製成核反應堆的燃料芯塊。
需要注意的是，水溶液中二氧化鈾的腐蝕與金屬表面的電化學腐蝕是類似的電化學過程。
氮化鈾
氮化鈾（UN）擁有很高的熔點，常作為NASA製造的核反應堆的核燃料。氮化鈾的導熱係數比二氧化鈾高。但除非氮-15（N）取代了較常見的氮-14（N）被用來製備氮化鈾燃料，否則核燃料中的氮-14元素會與中子反應生成大量的碳-14（C）。由於生產氮-14十分昂貴，所以可能需要通過火法（pyromethod）再加工以使氮-15得到彌補。如果將核燃料在加工後溶解於硝酸中，可將氮-15的同位素分離。
碳化鈾
碳化鈾燃料通常用於液態金屬冷卻堆中，並被封裝在針狀燃料元件里。對它們的研究及套用始於緊張的20世紀60至70年代。然而，最近關於板形碳化鈾燃料的研究也再次成為熱點，尤其是在微型核燃料顆粒（如TRISO顆粒）的研究上。
碳化鈾的高熔點（2450℃）和良好的導熱性特性使其成為了一個很有吸引力的燃料。因為碳化鈾燃料中不含氧元素（在放射過程中，氧氣或其他氣體的釋放會導致堆內產生額外的壓力），並配合陶瓷塗層（在結構和化學性質上有優勢），碳化鈾將成為某些第四代裂變反應堆燃料的理想候選者——例如高溫氣冷堆。
碳化物鈾碳(U一C)二元系中有UC、UC2和U2C33種化合物，其中在熔點以下穩定的只有UC。UC遇水發生分解，在水冷反應堆中一般不用。UC和PuC有相同的晶體結構，可形成連續固溶體(U，Pu)C。其重原子密度高，輕原子數與重原子數比為1，故中子經濟性好，在堆內可轉換出更多的易裂變核素。碳化物的熱導率比氧化物的高5一8倍，在堆內使用時有較平坦的徑向溫度梯度，又可獲得較高的功率密度，對一定的輸出功率，可裝載較少的易裂變核素，所以用(U，Pu)C作快中子增殖堆的燃料可以大大縮短加倍時間。
混合氧化物燃料
混合氧化物燃料（MOX燃料）是以鈽、天然或耗乏鈾以及乏燃料為原料，從中提取裂變原料製得的核燃料，其性質與適用於大多數核反應堆的濃縮鈾相似但不完全相同。混合氧化物燃料是在核電產業中占主流的輕水反應堆中低濃縮鈾（low enriched uranium，LEU）的理想替代品，同時也可作為中子增殖反應堆的燃料。
混合氧化物燃料的鈽可以來自報廢的核武器，在存儲這些剩餘鈽的過程中需要承擔核擴散的風險。在混合氧化物燃料的生產過程中，對乏燃料的再處理也存在類似的風險，因此對混合氧化物燃料的使用仍存在憂慮。全球核能合作夥伴（GNEP），是一個由美國發起的旨在促成乏燃料再處理後的鈽用於非武器用途的國際組織。出於對核不擴散的考慮，商業核反應堆乏燃料的再處理在美國是不被允許的。除了日本以外，該組織的其他成員國（包括中國、法國、俄羅斯）都已擁有軍事用途的核武器。
目前（2005年3月），商業核燃料的再處理，並將其製成混合氧化物燃料的技術已經在英國和法國被廣泛套用，在俄羅斯，印度和日本也有少量套用。中國則正在進行著使用混合氧化物燃料的快中子增殖反應堆和核反應燃料的再處理的相關研究。
提取過程
二氧化鈾
二氧化鈾是天然鈾礦中最主要的成分，通過化學反應和離心機可以得到高純度的二氧化鈾。同時還可以通過乏燃料的再處理得到二氧化鈾。
碳化鈾
氮化鈾
氮化物鈾氮(U一N)二元系中有UN、UN2和U2N33種化合物。其中只有UN可用作核燃料。UN與UC相比，物理性質和輻照穩定性相近，但與包殼材料的相容性好，化學穩定性差。UN與PuN可形成連續固溶體(U，Pu)N，是快中子增殖堆的理想燃料。氮化物粉末通常是先將鈾屑或鈾一懷合金屑在523K氫氣中生成UH。再在673K氦中脫氫製成高分散度的高純鈾粉，然後在純氮流中加熱到1173K生成U2N3，最後在1673K氫氣中分解成UN。或用碳與UO2或(U，Pu)02粉末在高溫下還原成碳化物，再在1723K氮氣(或NH3)中轉化為化學計量的UN。為防止高溫下的分解，氮化物的燒結須在1973K高壓氫氣中進行。全部操作均需有惰性氣氛保護。氮化物的輻照性能與碳化物的基本相同。基差別在於:裂變氣體在氮化物中的擴散率比碳化物的低，故在16%菲瑪(FIMA，已裂變的原子數與初始裝料總的金屬原子數之比。)燃耗時，釋放率僅為9%;由裂變氣體造成明顯腫脹的溫度高於碳化物，為1523K，且氮化物有較大的高溫強度可抑制輻照腫脹;在1273K、18%FIMA燃耗時，氮化物與不鏽鋼的相容性很好。但天然氮中含99.6%的氮一14對快中子有高的寄生捕獲，如用氮一15取代就要增加製造成本。
