Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 156_Материалы ядерных реакторов
.pdf
МАТЕРИАЛЫ
МАТЕРИАЛЫ
ЯДЕРНЫХ
ЯДЕРНЫХ
РЕАКТОРОВ
РЕАКТОРОВ
К.т.н., доцент Тенишев Андрей Вадимович
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ
ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ
«МИФИ»
Кафедра «Физические проблемы материаловедения»
В ЯТ также содержатся легирующие элементы (Л.Э.), чтобы придать
топливу необходимые физические и химические свойства, повысить
стойкость к излучению. ЛЭ: O, C, N, Si, Al, Fe, Cr, Zr, Mo, Nb
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
2
Понятие о топливных материалах
Топливные материалы - вещества, которые содержат делящиеся
нуклиды, а также целый ряд других материалов, которые
обеспечивают высокую работоспособность ЯТ.
Делящиеся нуклиды:
235
U,
233
U,
239
Pu.
Наиболее распространены:
235
U,
239
Pu
ЯТ обязательно содержит сырьевые (воспроизводящие) нуклиды:
238
U,
232
Th
наряду с
233
U во второй реакции образуется
232
U, который, распадаясь,
образует γ-активные ядра (
212
Bi,
208
Te), затрудняющие обращение с ЯТ,
поэтому этот цикл практически не используется.
ВПН (Gd, B, Er) выгорающий поглотитель нейтронов – вещество с
большим сечением захвата нейтронов, выгорающие быстрее или с той же
скоростью, что и делящиеся нуклиды, что позволяет скомпенсировать
избыток тепловых нейтронов в начале топливной кампании и позволяет
увеличить глубину выгорания топлива.
3
Классификация ядерного топлива
По обогащению:
Топливо на природном уране. Используется очень редко, т.к. не
позволяет достичь большую глубину выгорания
Топливо на обогащенном уране.
РБМК – 1,8%
235
U
ВВЭР – 3,5-4,2%
235
U
Реакторы на быстрых нейтронах –
235
U
По виду делящегося и воспроизводящего нуклида:
U-Pu топливо. Топливо для БН. Экономически выгодно и целесообразно,
т.к. возможно расширенное воспроизводство ЯТ. Содержит 15-30% Pu; в
этом топливе делится только Pu, а U – воспроизводящий нуклид(природный,
отработанный). Так же используется в тепловых реакторах для сжигания
запасов оружейного плутония, содержание
239
Pu до 5 мас. %.
U-Th – топливо. Делится U, а Th – воспроизводящий нуклид.
Используется редко из-за жесткого гамма-излучения.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
4
Классификация ядерного топлива
По агрегатному состоянию:
1. Твердое. Наиболее распространено, в основном, в виде диоксида урана.
2. Жидкое. Сплавы плутония (Т
пл
≈ 440 ºC) и его соли, которые планируется
использовать в жидком виде в гомогенных реакторах, что позволило бы
существенно улучшить радиационную стойкость топлива, однако эти
расплавы являются химически агрессивными, что сдерживает их
использование.
3. Газообразное. UF
6
используется для обогащения, хранения и
транспортировки U. Температура перехода в газообразное состояние -
56,5ºС. Непосредственно в реакторах не используется из-за высокой
химической активности.
4. Дисперсное. Очень надежное. Высокое обогащение (до 90%
235
U) и
выгорание. Используется в исследовательских и транспортных реакторах.
5. Микротвэльное. Микросферы топлива диаметром ~500 мкм с
защитными покрытиями из пироуглерода, которые предотвращают выход
продуктов деления из топлива.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
1. Чрезвычайно высокая калорийность. Выгорание 1г
235
U эквивалентно
сжиганию 3т качественного угля – это позволяет свести к минимуму
транспортные расходы по доставке урана.
2. При выгорании ЯТ происходит его воспроизводство.
ВВЭР – КВ = 0,5-0,6
ГГР – КВ = 0,8-0,9
БН – КВ до1,5 (т.е. на 1 т загруженного урана 1,5 т. выгружаемого плутония) это
при использовании U-Pu топливного цикла. На обогащенном уране в БН КВ<1!
3. ЯТ может выгорать до размеров критической массы. Однако, как правило, оно
выгорает меньше. В БР – 10 % т.а., ВВЭР – 4-5% т.а. - это связано не с физикой
нейтронов, а с распуханием и накоплением продуктов деления.
4. ЯТ обладает высокой чистотой по примесям, чтобы уменьшить бесполезную
потерю нейтронов.
5. ЯТ можно использовать многократно после его регенерации (удаления продуктов
деления и добавления делящихся нуклидов).
6. ЯТ радиоактивно и требует особой предосторожности при обращении с ним
7. При выгорании ЯТ не происходит потребление кислорода (важно для подводных
лодок и космических аппаратов).
5
Особенности ядерного топлива (ЯТ)
топливагосяразделившеколичество
топливаегосяобразовавшколичество
КВ
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
6
Процессы в ЯТ при его выгорании
Выгорание – расход делящихся нуклидов. Обозначение: Β
Размерности: [дел./см
3
], [% т.а. (тяжелых атомов)], [МВт*сут/т ТМ],
[г ПД/см
3
]
Высокая температура: меняет механические свойства ЯТ, ускоряет
диффузионные процессы и увеличивает степень физико-химического
взаимодействия как с оболочкой твэла, так и с теплоносителем в случае
разгерметизации твэла.
Накопление продуктов деления (ПД): зашлаковывание ЯТ (накопление
продуктов деления, которые бесполезно поглощают нейтроны, например
149
Sm), отравление Xe или «йодная яма» (T
1/2
от Те до Cs ~ 16 ч.),
распухание, изменение состава ЯТ, физико-химическе взаимодействие с
оболочкой твэла (коррозия, возможное растрескивание), снижение
теплопроводности ЯТ и т.д.
Радиационные повреждения топлива осколками деления (энергия осколка
~90 МэВ): термические пики, дефекты кристаллической решетки, каскады
смещений, ускорение диффузии, гомогенизация, радиационная ползучесть.
Транспортные процессы: изменение структуры, состава и свойств ЯТ.
Механическое взаимодействие топлива с оболочкой твэла.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
7
Требования к ЯТ
1. Высокие ядерно-физические свойства, т.е. минимальное паразитное
сечение захвата тепловых нейтронов.
2. Высокая радиационная стабильность, т.е. максимальное сопротивление
изменению формы и объема в процессе эксплуатации.
3. Высокая теплопроводность, что позволяет увеличить диаметр топливных
сердечников, снизить объемную долю конструкционных материалов в АЗ и
увеличить КПД реактора.
4. Высокая температура плавления, что обеспечивает повышенную безопасность
работы реактора в переходных режимах и в аварийных условиях.
5. Отсутствие фазовых переходов в области рабочих температур, так как они
обычно сопровождаются изменением размеров (формы) топливных сердечников, а
так же при этом изменяются исходные свойства топлива.
6. Хорошая совместимость с материалом оболочки, т.е. отсутствие физико-
химического взаимодействия в рабочих условиях в течение кампании топлива.
7. Высокая коррозионная стойкость в теплоносителе.
8. Высокая плотность и высокое удельное содержание делящихся нуклидов в
единице объема, что позволяет повысить коэффициент воспроизводства (КВ), а так
же сократить размер АЗ.
9. Высокая теплоемкость, что определяет скорости изменения температуры в АЗ
при переходных режимах.
10. Технологичность производства и минимальная стоимость.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
8
Металлическое ЯТ
Относят: металлические U, Pu и их сплавы
Достоинства: высокая теплопроводность (позволяет использовать
топливные сердечники достаточно большего диаметра), высокая плотность
(получение высокого КВ), простая технология.
Недостатки: низкая радиационная стабильность, т.е. склонность к
радиационному росту и распуханию, что не позволяет получить большие
глубины выгорания. Плохая совместимость с конструкционными
материалами, т.е. при высоких температурах имеет место физико-
химическое взаимодействие с оболочкой твэла, например:U+Al=> UAl
x
=>
охрупчивание оболочки. Низкая коррозионная стойкость во многих
теплоносителях (особенно в воде)
U и его сплавы
Содержание примесей в уране используемом в ядерной энергетике < 0,1 %
Природная смесь изотопов урана содержит три нуклида
238
U (99,2745 %),
235
U (0,7200 %) и
234
U (0,0055 %). Среднее содержание
235
U в различных
урановых рудах составляет 0,711 %. Искусственным путем получено
одиннадцать нуклидов урана с массовыми числами от 227 до 240.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
9
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Ядерно-физические свойства урана
0,57780,04280,5357,693,514,18–Природный U
0,57780,04280,5352,712,7104,51·10
9238
U
1,35040,07641,274680,898,6582,27,13·10
8235
U
1,99710,09511,902578,847,7531,11,62·10
5233
U
поглощениязахватаделенияпоглощениязахватаделения
Быстрые нейтроны
с Е = 1,8 МэВ
Тепловые нейтроны
с Е = 0,025 эВ
Сечения реакций, 10
-28
м
2
(барн)
Период
полурас
пада,
лет
Нуклид
2с
0
= 0,3538 при 850 °СОЦК775 – 1130γ
30
а
0
= 1,0759; b
0
= 0,5656
при 720 °С
Тетраго-
нальная
667 – 775
4
а = 0,28539; b = 0,58691
с = 0,49554
Ортором-
бическая
Ниже 667
Число атомов в
элементарной ячейке
Параметры, нм
Тип
решетки
Элементарная ячейка
Температурная
область
существования, °С
Фаза
Кристаллическая структура урана
Изменение объема при ↔-превращении 1,05 %; при ↔γ 0,7 %
и при переходе из твердого в жидкое состояние 7,6 %
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
10
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Схемы
кристаллической
решетки -фазы
(а) и -фазы (б)
урана
Температурная зависимость плотности урана
17,563110018,369667
17,91080018,586500
17,94177518,704400
γ-Фаза18,820300
18,07377518,921200
18,13270019,012100
18,17666719,07025
-Фаза-Фаза
Плотность, г/см
3
Температура, °СПлотность, г/см
3
Температура, °С
Плотность жидкого урана при температуре плавления
составляет 16,63 г/см
3
Температурная зависимость
теплоемкости урана
Зависимость
теплопроводности урана
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)