UO2-石墨烯复合芯块耐中子辐照可行性研究

潘小强 王一帆

中国核动力研究设计院 四川 成都 610000

1 引言

随着全球经济的发展,人类对能源的需求日益增加。核裂变能作为最有潜力的清洁能源之一,具有良好的环境可持续性和较高的经济价值。在核电站中最关键的部位莫过于“核岛”,其由反应堆堆芯与一次回路组成。“核岛”的安全性、先进性、经济性是衡量核电站相关技术指标是否成熟的重要标尺。

目前,全球范围内核电站反应堆堆芯的材料主要是由二氧化铀（UO2）构成。UO2具有诸多优点,比如:熔点高（2865℃）、化学稳定性好、非裂变元素氧热中子俘获截面低（〈0.0002b）等优点[1],因为具备以上优异的性能,UO2一直是轻水堆所使用的主要核材料。但是热导率较低（7.7W/（m·K）,300K）[2]是UO2作为核材料最显著的缺点,尤其在2011年日本福岛核电站事故后,世界各国开始着重关注如何提高反应堆中燃料元件抵抗严重事故的能力。在美国能源部发起“研制和开发耐事故燃料（Accident tolerant fuel,ATF）计划”[3]的同时,我国也积极启动了耐高温事故核燃料的相关研发计划。

近年来,国际上主流的耐高温事故核燃料研发方向是通过向UO2基体中添加一定量的高热导第二相,比如UO2—SiC[4]、UO2—BeO[5]、UO2—金 刚 石[6]、UO2—Mo[7]、UO2—石 墨 烯[8]等核燃料,开发热导率增强型UO2核燃料。

相较于其他ATF燃料,UO2—石墨烯核燃料[8]是最有应用前景、起步相对较晚的新型概念核燃料之一;石墨烯是目前已知物质中强度和硬度最高,电阻率最低的材料,同时石墨烯也是一种完美的热导体,实验测得石墨烯的室温热导率约为5000W/（m·K）,理论值更是高达6000W/（m·K）[9]。……