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
21
Изменение свойств U под действием
облучения
1. Увеличение скорости ползучести. Ползучесть – деформация, под
действием постоянной нагрузкой при высоких Т.
2. Меняются механические свойства. Особенно резко снижается пластичность,
что обусловлено анизотропией радиационного роста U. В результате
анизотропии кристаллы давят друг на друга и образуются микротрещины.
3. Изменение микроструктуры. В U образуются линии скольжения и
двойникования, возникает пористость и трещины, что приводит к
снижению теплопроводности урана
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
22
Pu и его сплавы
Сырьем для производства Pu служит облученное ЯТ.
Металлический Pu получают из солей Pu: PuF
4
, PuCl
3
.
Кальцийтермия - к соли плутония добавляют кальций.
PuF
4
+ 2Ca → Pu + 2CaF
2
+ Q
Так получается «черновой» Pu, который подвергают переплавке в вакууме,
после чего он практически не содержит примесей и называется «чистовым».
При охлаждении Pu растрескивается, что снижает плотность:
ρ =19,65 г/см
3
– Pu высокого качества (ρ
теор
=19,816 г/см
3)
Запасы Pu большие (несколько сотен тонн)
не делится нейтронами380 лет
242
Pu
высокое сечение деления >
239
Pu13,2 года
241
Pu
не делится нейтронами6,6·10
3
лет
240
Pu
высокие сечения деления2,44·10
4
лет
239
Pu
сильный альфа излучатель89,6 года
238
Pu
ПримечаниеПериод полураспадаИзотоп
Изотопный состав и период полураспада
241
Pu →β→
241
Am (имеет жесткое нейтронное и гамма-излучение)
Длительные выдержки регенерированного плутония невыгодны.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
23
Pu и его сплавы
Изотопный состав плутония различается в зависимости от типа
реактора.
75,6-89,0%
9,7-19,5%
1,2-4,5%
0,007-0,5%
65%
25%
8%
2%
239
Pu
240
Pu
241
Pu
242
Pu
БНВВЭРИзотоп
Высокофоновой плутоний – плутоний,
извлекаемый из тепловых реакторов.
Низкофоновой плутоний – извлекаемый из
быстрых реакторов.
Оружейный плутоний содержит 5 – 6 %
240
Pu.
Считалось, что из энергетического плутония
ядерное оружие получить невозможно, но
это не так.
Схема образования и
распада важнейших нуклидов
плутония
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
24
Pu и его сплавы
Аллотропические модификации плутония
16,512ОЦК480–640 (плавление)
16,002ГЦ тетрагональная451–480
15,924ГЦК310–451
17,148ГЦ моноклинная185–310
17,7034ОЦ моноклинная126–185
19,616Простая моноклиннаяот –186 до + 126
Плотность,
г/см
3
Число атомов в
элементарной
ячейке
Тип
решетки
Область
существования,
°С
Модифик
ация
Объемные изменения при аллотропических превращениях плутония, %
0-3,0-0,46,72,48,9
жидкость
Если несколько раз плутоний нагреть и охладить, то он развалится на мелкие
фрагменты, поэтому получать из него изделия сложно.
Все фазы плутония, кроме δ-Pu и ε-Pu, имеют сложные кристаллические
решетки, то есть обладают сильной анизотропией и под облучением
подвергаются радиационному росту.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
25
Свойства Pu
Линейное термическое
расширение плутония
Температурная зависимость
теплопроводности плутония
Механические свойства:
α-Pu – очень хрупкая фаза. При Т = 100 °С δ = 1%, σ
в
= 244 МПа
β-Pu – сверхпластичен. При Т = 130 °С δ = 294 %, σ
в
= 85 МПа
Другие фазы также высокопластичны и обладают низкой прочностью.
Влияние облучения.
α-Pu - значительный радиационный рост и газовое распухание. После 44
циклов изменения температуры сердечники из плутония полностью
разваливаются.
Влияние циклов
на плотность
плутония
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
26
Сплавы Pu
1. δ-сплавы Pu. Путем легирования Pu :Al, Zr, Hf, Ti, Ga удается
фиксировать δ-фазу Pu.Такие сплавы используют для ядерного
оружия, так как их удобно обрабатывать. В ядерной энергетике не
используют, так как концентрация делящегося нуклида очень велика.
2. Жидкие сплавы Pu.
При добавлении в Pu : Fe, Co, Ni температура
плавления уменьшается и равна 430-450 °С. Выше этой температуры сплавы
находятся в жидком состоянии. Их планировали использовать в гомогенных
реакторах, так как не нужны твэлы. Они не распухают и, следовательно,
глубина выгорания довольно высока.
3. Сплавы U-Pu.
Можно получить высокий КВ до 1,4, но только в БН.
Однако, у сплавов U-Pu низкая радиационная стабильность.Сплавы,
обладающие высокой радиационной стабильностью:
U – (15-20%) Pu – 10% Zr; U – (15-20% )Pu – 19% Zr; U – 20% Pu – 20% Мо
Из-за большого количества добавок не используются в тепловых реакторах,
так как требуется высокое обогащение, а глубина выгорания ограничена.
4. U – Pu – Fs.
Все сплавы, за исключением δ-Pu, не используются.
Плутоний в ЯР используется в виде оксида!
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
27
Керамическое ядерное топливо
Соединения урана и плутония с неметаллами: кислородом, азотом,
углеродом; Основной вид топлива для различных реакторов;
Сравнение характеристик керамического ядерного топлива
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
28
Керамическое ядерное топливо
Достоинства (по сравнению с металлическим топливом):
1. Высокосимметричные кубические решетки, => неподверженные
радиационному росту и имеют высокое сопротивление распуханию.
2. Высокие температуры плавления: UO
2
– 2847 °C; UC
2
– 2440 °C; UC - 2490 °C;
UN - 2830 °C
3. Вплоть до температуры плавления, кроме UC
2
, не испытывают полиморфных
превращений.
4. Высокая совместимость, то есть отсутствие физико-химического
взаимодействия, с материалами АЗ, особенно у UO
2.
5.Хорошая совместимость с теплоносителем, с водой, газами.
Недостатки:
1. Плотность, понижающаяся в следующем ряду: ρ(UN)=14,32 г/см
3
; ρ(UC)=13,42
г/см
3
; ρ(UC
2
)=11,7 г/см
3
; ρ(UO
2
) =10,96 г/см
3
. Чем выше плотность ядерного
топлива, тем выше коэффициент воспроизводства.
2. Низкое удельное содержание U и Pu в ед.обьема, то есть необходимо
увеличить размер АЗ.
3. UO
2
– очень низкая теплопроводность, которая снижается с ростом
температуры.
4. Сложные технологии получения (кроме UO
2
).
5. UN – высокое сечение захвата нейтронов (σ
а
= 1,88 барн).
6. UC – науглероживание стальных оболочек приводящее к их охрупчиванию.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
29
Оксидное ядерное топливо
Основные три оксида урана – диоксид UO
2
, закись-окись U
3
O
8
и
триоксид UO
3
. Возможно существование монооксида UO, а также
таких соединений урана с кислородом, как U
4
O
9
, U
3
O
7
, U
2
O
5
,
В системе U–O существует нескольких фаз UO, UO
2
, U
4
O
9
, U
3
O
7
, U
3
O
8
, -
UO
3
, -UO
3
.
Оксидное топливо
относятся к
нестехиометрическим
оксидам и в зависимости от
внешних условий в нем в
широких пределах
изменяется содержание
кислорода,
характеризуемое
отношением О/М или
степенью нестехиометрии,
определяемой как
х = О/М – 2.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
30
Оксидное ядерное топливо. Стехиометрия
Химическая формула нестехиометрического топливного оксида
имеет вид МО
2±х
, где М – U, Pu или (U+Pu).
(U,Pu)O
2
– твердый раствор диоксида Pu в диоксиде U, который также
называют MOX-топливом.
Для застехиометрического топлива х имеет положительное значение, а для
достехиометрического – отрицательное.
UO
2±x
(U,Pu)O
2±x
– фазы переменного состава. В этих фазах может
быть, как дефицит, так и избыток кислорода.
UO
2,000
– стехиометрический диоксид урана, то есть отношение
кислород/металл (О/М, где М = U +Pu) целое число и равно 2.
UO
2+x
О/U = 2 + x; (U,Pu)O
2+x
O/M = 2 + x - застехиометрические
оксиды.
UO
2-x
О/U = 2 – x; (U,Pu)O
2-x
O/M = 2 - x - достехиометрические
оксиды.
В достехиометрических оксидах (U,Pu)O
2-x
присутствуют ионы O
2-
,
U
4+
, Pu
3+
и Pu
4+
.
В UO
2+x
присутствуют ионы O
2-
, U
4+
, U
5+
и U
6+
В (U,Pu)O
2+x
присутствуют ионы O
2-
, U
4+
, U
5+
, U
6+
и Pu
4+
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)