[发明专利]一种多层包壳管及其制备方法

说明书

本发明提供了一种多层包壳管及其制备方法，解决了现有包壳管气密性差的问题。该多层包壳管，包括金属Mo内层、具有Mo梯度含量的中间层以及SiC_f/SiC复合材料外层；所述具有Mo梯度含量的中间层为多层结构，其包括至少两层Mo‑Si中间层、或至少两层Mo‑SiC中间层、或至少一层Mo‑Si中间层和至少一层Mo‑SiC中间层；各个中间层的Mo所占摩尔分数由内侧向外侧逐渐降低。

技术领域

本发明属于包壳管结构技术领域，具体涉及一种多层包壳管及其制备方法。

背景技术

核能能量密度高(1千克铀235裂变后释放能量相当于2700吨煤燃烧释放能量)且高效清洁，因此有着广泛应用。在核电家族中，除为人们熟悉的大型核电站外，还有功率小于300兆瓦的微型反应堆。这种反应堆采用模块化设计,具有功率小、建设周期短、布置灵活、适应性强、经济成本低等特点，并能根据需要灵活提供电源或热源，反应堆换料周期长达数年。尤其是当反应堆的体积缩小至一定程度，还可用大型车载或船载，以实现移动化，可以显著降低用于基础设施的投资，具备很强的实用价值。

在某些领域，微型反应堆是作为动力源的存在，可大幅降低常规油料运输所产生的巨额费用，增强设施能源供应独立性，并在遇挫后迅速恢复供电的能力。在民生领域，除了解决偏远地区的供电问题,微型反应堆还具有许多其他工业用途，如制氢、供热和海水淡化等作用，可谓一举多得。

在反应堆的设计实施中，核燃料包壳材料的选取是其获得成功应用中较为关键的一步。核燃料包壳管用于容纳核燃料芯块，并防止释放的放射性裂变产物通过冷却剂最终进入到外部环境中，微型反应堆的出现对核燃料包壳的性能提出了新的挑战(如气密性、高温稳定性、高温力学强度等)。

反应堆中最初使用的包壳管材料是锆(Zr)基合金(诸如：锆-锡合金、锆-铌合金、新锆合金)，因其在高温下强度高、抗腐蚀性能好、中子吸收界面小且与二氧化铀有良好的相容性，然而在2011年的福岛核事故中，Zr合金包壳管在高温下与蒸汽发生反应，产生大量氢气，最终导致氢气爆炸。为了防止此类事故的发生，大量的科研人员致力于开发事故容错燃料(ATF)体系，其重点是增强抗蒸汽氧化性。

到目前为止已经研究出许多先进的燃料-包壳体系，其中一个主要的观念是使用碳化硅(SiC)基材料代替Zr合金作为燃料包壳，连续碳化硅纤维增韧碳化硅复合材料(SiC_f/SiC)以其较小的中子吸收截面、元素低活化性、良好的抗辐照损伤性能、优良的高温化学惰性(抗高温水蒸气氧化，产氢率低)和优异的高温力学性能已成为事故容错燃料(ATF)包壳的理想候选材料。

文献“Yutai Katoh,Takashi Nozawa,Lance L.Snead,Kazumi Ozawa,HiroyasuTanigawa.Stability of SiC and its composites at high neutron fluence[J].Journal of Nuclear Materials,2011,417(1-3).”研究表明高纯度的结晶SiC在中子辐照下是一种非常稳定的材料，在辐照损伤为40dpa或更高时发生极小的肿胀和强度变化，此外，SiC在高温下仍能维持其力学强度，相较于Zr合金，SiC与蒸汽的反应速率慢，中子吸收截面小，从而提高了水冷反应堆在失水(LOCA)和其他潜在事故条件下的安全性。

SiC基包壳的性能在很大程度上取决于所使用的工艺路线，特别是对于纤维增强复合材料层，高纯度、耐辐射SiC_f/SiC复合材料通常采用化学气相渗透(CVI)制备，CVI工艺能为核应用提供必要的纯度，但制备出的包壳致密化程度较低，而为了防止包壳管内部的放射性物质泄漏和冷却剂与燃料的相互接触，要求核燃料包壳管具备极好的密封性，CVI工艺制备的包壳很难达到核结构应用所要求的低孔隙率条件(5％)。