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
11
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Термическое расширение урана
16,3
17,2
18,1
21,2
48,8
51,7
54,2
63,6
19,5
23,5
27,6
33,6
-5,4
-0,4
-6,3
-16,2
23,9 ± 1,0
29,8 ± 1,0
39,2 ± 1,0
43,0 ± 1,0
20 – 100
20 – 300
20 – 500
20 – 600
[001][010][100]
линейный
l
объемный
V
по кристаллографическим осям
Коэффициент термического расширения, ·10
-6
, К
-1
Температурный
интервал, °С
Монокристаллический -уран также обладает анизотропией
коэффициента линейного расширения по кристаллографическим осям:
a
=
b
= (23,4 ± 1,5)·10
-6
К
-1
и
с
= (6 ± 2)·10
-6
К
-1
.
Изотропный γ-уран с ОЦК решеткой имеет коэффициент линейного
расширения (22,5 ± 1,3)·10
-6
К
-1
.
Сильная анизотропия коэффициента линейного расширения
монокристаллов - и, особенно, -урана приводит к тому, что в
поликристаллическом уране, имеющем квазиизотропную структуру, при
нагреве или охлаждении возникают значительные внутренние напряжения,
превышающие предел текучести. Они являются причиной сдвигов и
двойникования в зернах урана.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
12
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Механические свойства урана
Зависимость модуля
упругости
поликристаллического
урана
от температуры
Влияние температуры на механические
свойства урана:
1 – зерно 20 мкм, скорость деформации
167 мкм/с; 2 – зерно 20 мкм, скорость
деформации 16,7 мкм/с; 3 – зерно 20 мкм,
скорость деформации 0,5 мкм/с;
4 – зерно 130 мкм, скорость деформации
16,7 мкм/с
Влияние
температуры
на твердость
урана
При комнатной температуре средние значения модуля Юнга Е и
модуля сдвига G равны соответственно 205 и 83,4 ГПа, а коэффициент
Пуассона μ составляет 0,23. α-U в зависимости от вида химической и
термической обработки имеет относительное удлинение δ=4-12% и предел
прочности σ
в
от 390 до 1100 МПа.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
13
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Пластичная деформация U при Т до 350 °С осуществляется главным
образом за счет механизма деформации – двойникование, что не
обеспечивает высокую пластичность. При Т > 350 °С доминирует
скольжение.
Поэтому α-U можно обработать давлением и пластически деформировать при
Т > 300 °С (прокатка, ковка и т.д.)
Текстура U
Текстура – предпочтительная ориентация кристаллитов в материале.
Текстура образуется в U при его пластической деформации.
Наличие текстуры ухудшает радиационную стойкость, поэтому U подвергают
термической обработке (закалке) из β фазы, чтобы разрушить текстуру.
Термическая обработка U
Закалка с температур существования β-U и иногда γ-U. Нагрев производят в
расплавленных солях, а закалку в воду или масло.
Закалкой достигается:
1. Разрушение текстуры => уменьшение радиационного роста.
2. Измельчение зерна U. Для U оптимальный размер зерен:150-200мкм. У
литого U размер зерен 2000-3000 мкм.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
14
Металлическое ЯТ. Сплавы U.
Нелегированный (чистый) U не используется как ЯТ из-за низких
механических свойств и низкой радиационной стабильности.
В атомной энергетике используются только сплавы:
1. Слаболегированные α-сплавы на основе U природного изотопного
состава:
а) Нормированный U (мало легирующих добавок) (0,02-0,04)%Fe+(0,08-
0,12)%Al в матрице α-U находятся мелкодисперсные включения UAl
2
,
U
6
Fe
б) Сикрали (типа F1, F2) (0,08-0,07)%Al+0,03%Fe+(0,02-0,04)%Si+(0,01-
0,02)%Cr, что обеспечивает более сложный состав интерметаллидов.
Слаболегированные сплавы подвергаются термообработке: закалка + отжиг
в течении 3 ч при Т=550 °С для создания структуры с мелкодисперсными
выделениями интерметаллидов.
Используются в газографитовых реакторах (ГГР). Теплоноситель – СО
2
(Т
max
= 400 °С, P
CO2
до 3 МПа), оболочка твэла – сплав магния, топливный
сердечник – слаболегированные α-сплавы урана.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
15
Металлическое ЯТ. Сплавы U.
2. Среднелегированные (α+γ)-сплавы U. Содержание ЛЭ Х мас. %.
Не нашли применения.
3. Сильнолегированные γ-сплавы U Содержание ЛЭ Х·10 мас. %.
U- (9-12)%Мо, U-(30-80)%Zr, U-(17-30)%Nb
т.к. много ЛЭ, необходимо использовать обогащенный U
В реакторе имеют решетку ОЦК => не подвержены радиационному росту.
Однако, все виды ЯТ подвержены газовому распуханию!
Использовали на Белоярской и Билибинской АЭС (обогащение 5%), но
γ-сплавы целесообразно использовать в БР.
4. Сплавы системы U-Fs (Fs - фиссиум). Fs = Σ Mo, Ru, Rh, Pd, Tc.
Получают методом окислительного шалакования ОЯТ. Соотношение
элементов в Fs постоянное, а его содержание в сплаве зависит от глубины
выгорания ОЯТ подвергающегося переработке + разбавлением отвальным U.
ЕBR-II(Америка) реактор на быстрых нейтронах. Экспериментальный сплав
U-3,42%Mo-2,63% Ru-0,99%Tc-0,47%Rh-0,30%Pd
Сплавы U-Fs подобны γ-сплавам U, т.е. имеют ОЦК решетку и =>
повышенную радиационную стойкость.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
16
Радиационный рост урана
Радиационный рост - изменение формы и размеров
изделий без изменения их объема под действием
облучения.
m
m
Gll
i
exp
0
G
i
-коэффициент радиационного роста
Δm/m – выгорание
l
0
- начальная длина
l -конечная длина
a
b
c
Gi(a) = - 420 ± 20
Gi(b) = 420 ± 20
Gi(c) = 0 ± 20
Радиационный рост моно- и
поликристаллического урана:
а – совершенный монокристалл
(1 – исходный цилиндрический
образец: 2 – увеличение продольного
размера; 3 – изменение поперечного
сечения);
б – псевдомонокристалл; внизу показан исходный образец;
в – пруток урана с сильной текстурой; внизу показан исходный образец
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
17
Радиационный рост U
Зависимость коэффициента
роста Gi от температуры
облучения
при плотности делений
1,8·10
12
дел./(см
3
·с); каждая
точка на графике – среднее
арифметическое для 3–30
образцов
Влияние величины зерна на
коэффициент радиационного
роста урана, прокатанного с
различной степенью обжатия
(в %, указана цифрами у
кривых)
Влияние температуры
прокатки на коэффициент
радиационного роста
прокатанных прутков урана:
1 – после прокатки; 2 – после
прокатки и
рекристаллизационного
отжига
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
18
Радиационный рост U
Изменение длины образцов урана,
подвергнутых различной термической
обработке при облучении большими дозами:
1 – прокатка при 300 °С; 2 – прокатка при
600 °С; 3 – прокатка при 300 °С (закалка из -
фазы); 4 – прокатка при 300 °С (закалка из -
фазы и рекристаллизация)
Способы уменьшения радиационного роста.
Все урановые сердечники должны быть подвержены закалке.
Легирование урана элементами
стабилизирующими γ-фазу (Mo,Zr и тд.), или Al, Fe,Cr, Si, которые вводятся
в слабо легированный уран.
Использование прочных оболочек, препятствующих деформации урановых
сердечников.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
19
Распухание U и его сплавов
mm
VV
S
Влияние выгорания на
уменьшение плотности Δρ урана
(× – прокатка при 300 °С; –
прокатка при 300 °С, закалка из
-фазы; – прокатка при
300 °С, закалка из -фазы,
рекристаллизация; – прокатка
при 600 °С)
. Влияние скорости
деления на распухание
сплава U–10 % Мо
(ΔD/b – изменение
диаметра при выгорании
1 %)
Влияние температуры
облучения Тобл на увеличение
объема ΔV/V нормированного
урана
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
20
Распухание U и его сплавов
Радиационное
распухание урана и
его сплавов:
1, 2 – литой уран
высокой чистоты;
3 – U–0,5 % Al; 4 –
U–0,8 % А1;
5 – U–0,6 % Mo; 6 –
нормированный уран
Температурная зависимость
распухания высокочистого урана
и его сплавов:
I – высокочистый уран (5÷56·10-4
ат.% С);
II – U–(4·10-2 ат.% С)–(1,4·10-2
ат.% Fe) –(0,95·10-2 ат.% Si);
III – U–(5·10-2 ат.% С)–(4·10-2
ат.% Fe)–(0,85·10-2 ат.% Si)–
(6,45·10-2 ат.% Al)
Изменение плотности сплава урана с 10 %
Мо в зависимости от температуры
облучения и выгорания
Методы борьбы с газовым
распуханием U
Изготовление центрального
ответвления в урановом
сердечнике.Распухание будет
направлено к центру, при этом
внешние размеры будут
меняться мало.
Использование прочных
оболочек.
Легирование.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)