Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 178_Физическое материаловедение_7 том
.pdf
131
чем уран, закаленный из β-фазы. Это обусловлено, по-видимому,
тем, что при рекристаллизации атомы газов увлекаются растущими
границами зерен, диффундируют вдоль них и образуют на них пу-
зырьки. Закалка из
β-фазы снижает распухание, так как при этом
происходит отжиг напряжений, обусловленных радиационным ро-
стом.
При отжиге в
β-фазе плотность изменяется меньше. Основное
изменение плотности происходит в первые часы отжига. В образ-
цах при этом возникает много трещин по границам зерен. Пузырь-
ки, имеющие размер от 0,02 до 1,3 мкм, равномерно распределяют-
ся по телу зерен.
Отжиг чистого урана в γ-фазе приводит к значительному изме-
нению плотности (на ~20 %). Возникают крупные поры, особенно
большие по границам зерен. После отжига при 960 °С наблюдается
слияние крупных пор по границам, возникают трещины. Количе-
ство пор в чистом уране после отжигов в
β- и γ-фазах с увеличени-
ем времени отжигов не изменяется. После отжига в
α-фазе наблю-
далось ~10
9
пор/см
3
, а после отжигов в β-и γ-фазах – примерно на
порядок меньше.
При отжиге в γ-фазе, облученного при 480 °С до выгорания
0,05 % урана, наблюдаются четыре стадии этого процесса
(рис. 30.93).
Рис. 30.93. Схематическое изобра-
жение стадий распухания нормиро-
ванного урана, облученного до вы-
горания 0,05 % при 480 °С, в про-
цессе отжига в γ-фазе: 1 – преобла-
дающая миграции пузырьков; 2 –
растворение газов – продуктов де-
ления; 3 – перекрытие пузырьков,
быстрое распухание; 4 – предельное
распухание, определяемое внешним
давлением
На первой стадии идет коалесценция мелких пузырьков за счет
их миграции. Энергия активации этого процесса порядка энергии
активации самодиффузии. На второй стадии происходит растворе-
132
ние ГПД и их повторное выделение из твердого раствора. Энергия
активации равна сумме энергий активации растворения и диффу-
зии газов. Третья стадия характеризуется резким увеличением рас-
пухания, что связано с перекрытием пузырьков. Этот процесс
определяется скоростью диффузии (подвода) вакансий. На четвер-
той стадии распухание замедляется, так как давление в порах ста-
новится сравнимым с давлением в окружающей среде. Эффектов
увлечения пузырьков фазовыми границами при превращениях не
наблюдалось.
При отжиге в γ-фазе нормированный уран распухает гораздо
меньше, чем чистый. Коагуляция пузырьков в нормированном
уране затруднена. При облучении до выгорания ~
0,11 % мелкие
пузырьки диаметром ~
400 нм сохраняются даже после отжига в
течение часа при 800 °С (2,5
·
10
14
пузырьков/см
3
). Благодаря дей-
ствию сил поверхностного натяжения, сдерживающих давление,
распухание невелико и составляет 2–3 %.
Внешнее давление уменьшает распухание при отжиге, однако
снятие внешнего давления влечет сильное распухание. Цикличе-
ская термическая обработка
облученного урана в интервале
20–570 °С, способствующая
образованию в уране мелких
трещин, также приводит к
сильному распуханию при
нагреве до высокой температу-
ры.
Радиационная ползучесть
урана
. Облучение нейтронами
существенно (в 60–100 раз)
повышает скорость ползуче-
сти. При этом технология из-
готовления и режимы термиче-
ской обработки, как видно на
рис. 30.94, оказывают неболь-
шое влияние на скорость пол-
зучести.
Рис. 30.94. Термическая и радиацион-
ная ползучесть горячекатанного урана:
1 – охлаждение из β-фазы на воздухе;
2 – охлаждение из β-фазы в воде;
3 – охлаждение из γ-фазы на воздухе;
4 – охлаждение из γ-фазы в воде
133
Для урана с данным составом и структурой, а также данного
нейтронного потока скорость установившейся стадии радиацион-
ной ползучести описывается степенной функцией, имеющей вид:
[]
0
0
exp /
n
c
QRT
σ
ε=ε ⋅ −
σ
, (30.9)
где
0
ε
– максимальная скорость ползучести;
c
σ
– напряжение пол-
зучести;
0
σ – модуль ползучести (в единицах напряжения); n – за-
висящий от материала показатель степени; Q – энергия активации;
R – универсальная газовая постоянная, а Т – абсолютная темпера-
тура.
Обычно ускорение ползучести в результате облучения наблюда-
ли в том интервале температур, в котором идет интенсивный ради-
ационный рост
α-урана. Испытания на ползучесть при сжатии при
высоких температурах (450 °С), где радиационный рост ограничен,
не выявили ускорения ползучести под облучением. Предполагает-
ся, что оно является следствием радиационного роста и связано, по
крайней мере, частично, с миграцией точечных дефектов, образу-
ющихся в уране под облучением
1
.
Влияние облучения на механические свойства. Реакторное
облучение
β-закаленного урана при 150 и 300 °С до выгорания
0,075
ат.% повышает предел текучести σ
0,2
и несколько снижает
временное сопротивление; относительное удлинение падает до
значений менее 1 % на начальной стадии выгорания (~
0,018 ат.%)
и при дальнейшем увеличении выгорания, как видно на рис 30.95,
уменьшается слабо. Сужение площади поперечного сечения образ-
цов практически не наблюдается. Длительный отжиг облученных
образцов в
α-области практически не восстанавливает исходные
свойства.
Облучение урана при более высоких температурах (до 400–
467 °С) приводит к подобным результатам. Сравнительные испы-
тания механических свойств облученных и не облученных образ-
цов из урана в интервале 20–900 °С показали следующее. Повы-
шенные значения σ
0,2
облученных образцов сохраняются до
1
Физическое материаловедение. − М.: НИЯУ МИФИ, 2021. Т.4. П.13.6.
134
~
450 °С. Удлинение при температурах до 700 °С остается весьма
низким (~1,5 %), однако при 800 °С оно заметно повышается (до 7–
11 %). Разрушение при всех температурах испытания носило хруп-
кий характер.
Рис. 30.95. Зависимость механических свойств облученного урана
от дозы облучения
При облучении монокристаллического урана его предел теку-
чести возрастает, приближаясь к постоянному значению при
флюенсе ~10
17
нейтр./см
2
. Критическое скалывающее напряжение
скольжения по плоскости (010) возрастает в 3–5 раз. Отжиг при
450 °С монокристаллического урана, облученного флюенсом
5,5 · 10
11
нейтр./см
2
, снижает критическое скалывающее напряже-
ние до значений, близких к исходным.
Изменение механических свойств при малых дозах облучения,
исчезающее при отжиге в
α-области, связано, по-видимому, с ради-
ационными дефектами типа дислокационных петель. Сохраняющи-
еся после отжига увеличение предела текучести и понижение пла-
стичности, проявляющиеся при больших выгораниях, обусловле-
ны, возможно, упрочняющим действием продуктов деления, в
частности, мелких пузырьков ГПД и возникновением микротре-
щин, образующихся в поликристаллическом уране под действием
внутренних напряжений, обусловленных радиационным ростом.
135
Твердость облученного урана возрастает. Облучение при 300 °С
показало, что имеется некоторый инкубационный период
(флюенс – 1–5 · 10
15
нейтр./см
2
), в течение которого твердость не
изменяется. Увеличение твердости в результате облучения снижа-
ется при отжиге в интервале 400–450 °С. Степень возрастания
твердости при облучении зависит от предшествующей облучению
обработки урана. Так, закаленный из γ-области уран упрочняется в
большей степени, чем деформированный. Отжиг радиационного
прироста твердости наступал при 600 °С, когда в облученном уране
происходила рекристаллизация.
Влияние облучения на микроструктуру. Структура облучен-
ного поликристаллического урана содержит большое количество
двойников, что говорит о сильной пластической деформации зерен
под облучением. Эти двойники очень устойчивы, и для их отжига
требуются длительные выдержки при 600 °С. При этом ширина
одних двойников увеличивается, а другие двойники исчезают. С
увеличением выгорания возрастает рельеф границ зерен, иногда
наблюдается их поворот. Структура рекристаллизованного урана
после облучения сильно искажается подобно структуре после хо-
лодной деформации.
В структуре также наблюдаются микротрещины и мелкие поры.
30.2. Плутоний и его сплавы
Плутоний является одним из первых искусственно полученных
элементов. Он обладает высокими ядерно-физическими свойст-
вами, что позволяет его использовать в качестве топлива в
различных ядерных реакторах. Наиболее перспективно применение
плутония в быстрых реакторах-размножителях, где он обеспечи-
вает на 20–30 % выигрыш в критической массе и, следовательно, в
загрузке топлива по сравнению с
235
U, а так же позволяет получать
высокие, превышающие единицу, коэффициенты воспроизводства.
Возможно применение плутония и в реакторах на тепловых
нейтронах, что хотя менее выгодно, однако увеличивает ресурсы
ядерного топлива для реакторов этого типа. При этом следует
иметь в виду, что для достижения требуемых глубин выгорания
плутоний-содержащее металлическое топливо должно быть
радиационностойким, иметь хорошие механические свойства,
136
обладать совместимостью с конструкционными материалами и
теплоносителем.
Твэлы с металлическим плутонием использовали в первых
экспериментальных реакторах на быстрых нейтронах БР-2 и БР-5
(Россия), а так же «Клементина» (США). Однако плохая радиаци-
онная стойкость, низкие механические и коррозионные свойства
металлического плутония практически исключают его применение
в энергетических реакторах. Кроме того, концентрация делящихся
нуклидов в металлическом плутонии является весьма высокой, и в
него необходимо вводить как сырьевые нуклиды, так и легирую-
щие элементы. Сплавы плутония являются более стабильными при
облучении и обладают более высокими свойствами. Однако в
настоящее время масштабы их применения в ядерных реакторах по
разным причинам весьма ограничены. В тоже время большие
коэффициенты воспроизводства и короткие времена удвоения при
применении сплавов плутония в быстрых реакторах постоянно
привлекают внимание к созданию новых сплавов, а также к
исследованию их свойств и поведению при облучении.
Плутоний находит применение и в других областях. Так, нуклид
238
Pu является источником тепла в термоэлектрических преобразо-
вателях энергии, а плутоний–бериллиевые сплавы могут служить
источником нейтронов, образующихся в результате (
γ, n) и (α, n)
реакций на бериллии.
30.2.1. Получение металлического плутония и его обработка
Единственным источником получения плутония является отра-
ботавшее ядерное топливо, из которого его извлекают с помощью
экстракционной гидрометаллургической переработки. Другие ме-
тоды получения плутония (дробная дистилляция фторидов, экс-
тракция жидкими металлами или растворами солей и т.д.) широко-
го распространения не получили.
Металлический плутоний производят восстановлением его
галогенидных соединений кальцием. Перед брикетированием
шихты в нее вводят подогревающие добавки, например, йод.
Реакция восстановления является экзотермической, и ее иниции-
руют нагреванием стенок тигля токами высокой частоты. После
завершения реакции содержимое тигля извлекают, и слиток
137
плутония отделяют от шлака. При массе брикетов в 50 г выход
металла достигает 98,5 % и выше.
В слитке содержится некоторое количество примесей, пере-
шедших в металл из исходной галогенидной соли, а также кальция
и материала футеровки. Кроме того, в нем всегда присутствуют
фтористый или хлористый кальций в виде тонких включений, а
также оксиды, карбиды и нитриды плутония. При рафинировочной
плавке в вакууме металл очищается от многих загрязнений. Все
они собираются в верхней части металлического расплава, после
кристаллизации и охлаждения которого удаляются механическим
путем. Содержание плутония в слитке по массе составляет 99,8–
99,96 %.
Качество плутония чаще всего оценивают по величине его
плотности. Металл, имеющий плотность более 19,65 г/см
3
,
считается металлом очень высокого качества. Отличие измеренной
плотности плутония от теоретической (19,816 г/см
3
) обусловлено
главным образом присутствием вакансий, микротрещин и
остаточных фаз.
Процессы плавки металла и его сплавов ведут в индукционных
печах в вакууме или в контролируемых газовых средах. Для
охлаждения печей из-за опасности достижения критической массы
используют жидкости, не содержащие водород (расплавы солей,
жидкие металлы и т.д.)
Плутоний имеет хорошие литейные свойства. При низкой
температуре плавления он обладает большой жидкотекучестью и
высокой плотностью. При затвердевании его объем изменяется
незначительно. Однако резкие объемные изменения в результате
фазовых превращений при охлаждении отливок затрудняют
производство сложных изделий, вызывая их коробление и рас-
трескивание.
Пластическая деформация плутония при обработке давлением
чрезвычайно затруднена низкой пластичностью и высокой
хрупкостью низкотемпературной
α-фазы. Благоприятным темпера-
турным интервалом является область существования
δ-фазы (310–
451
°С), в которой плутоний весьма пластичен и может быть
подвергнут всем видам обработки давлением. Однако при
охлаждении изделий возможно их коробление и растрескивание
вследствие происходящих в них фазовых превращениях.
138
Плутоний обладает высокой токсичностью, радиоактивностью,
склонностью к окислению и малой критической массой (в три раза
меньше, чем у
235
U). Эти особенности требуют определенной спе-
цифики проведения различных технологических операций и иссле-
дований с использованием материалов, содержащих плутоний. Все
они выполняются в строгом соответствии с требованиями ядерной
безопасности, дистанционно в полностью герметизированных
перчаточных боксах, заполненных аргоном или осушенным воз-
духом. Максимальное количество плутония, которое может на-
ходиться в одном боксе, составляет 6 кг. При крупных масштабах
производства, когда используют автоматизированные процессы,
эти ограничения не представляют серьезных затруднений. Имею-
щиеся мировые запасы плутония являются значительными. Имею-
щиеся мировые запасы плутония являются значительными. По
оценкам МАГАТЭ в хранящемся отработанном топливе совокуп-
ное количество плутония достигает примерно 2000 т.
30.2.2. Физические свойства плутония
Ядерные свойства и изотопный состав. В настоящее время
известно шестнадцать изотопов плутония, которые все являются
радиоактивными. Среди них наиболее важное значение как
делящийся изотоп имеет
239
Pu, которому обычно сопутствуют
изотопы
240
Pu,
241
Pu и
242
Pu. Схема получения и распада этих
нуклидов в реакторе показана на рис. 30.96.
Изотопный состав плутония, извлеченного из отработавшего
ядерного топлива, зависит от глубины выгорания последнего, типа
реактора, энергетического спектра нейтронов и числа циклов
регенерации отработавшего ядерного топлива. Изотопный состав
плутония, нарабатываемого в тепловых реакторах, приведен в
табл. 30.11.
Соотношение изотопов плутония в облученном ядерном
топливе быстрых реакторов является иным:
239
Pu 75,5–89,0 %,
240
Pu 19,5–9,7 %,
241
Pu 4,5–1,2 %,
242
Pu 0,5–0,07 %.
139
Рис. 30.96. Схема образова-
ния и распада важнейших
нуклидов плутония
Таблица 30.11
Изотопный состав плутония, получаемого в тепловых реакторах
Тип
топлива
Тип
реактора
Глубина
выгорания,
ГВт сут/т
U
Время
выдержки,
год
Изотопный состав
плутония , %
Тепло-
выделе-
ние,
Вт/кг
238
Pu
239
Pu
240
Pu
241
Pu
242
Pu
U MAGNOX 4 1 0,1 76,2 19,8 3,3 0,6 3,5
U LWR 37 3 2,1 53,2 25,8 11,8 7,1 15
U-Pu LWR 34 6 2,2 40,0 33,1 13,6 11,1 16
При длительном хранении изотопный состав плутония
изменяется. Так,
241
Pu в результате β-распада превращается в
241
Am, что уменьшает общее содержание делящихся изотопов. При
хранении в течение 10 лет потери делящегося плутония
оцениваются в 9 %, а в течение 20 лет – в 14 %.
В табл. 30.12 для сравнения приведены ядерно-физические
свойства нуклидов
235
U и
238
U. Нуклиды плутония с четными
массовыми числами
240
Pu и
242
Pu либо имеют малое сечение
140
деления, либо практически не делятся. Ядерно-физические свой-
ства нуклидов
235
U и
239
Pu при их взаимодействии с тепловыми
нейтронами мало отличаются друг от друга. В то же время при
взаимодействии с быстрыми нейтронами ядерные свойства
239
Pu
являются предпочтительными. Количество нейтронов, образую-
щихся при поглощении быстрого нейтрона ядром
239
Pu, равно 2,61,
что дает возможность осуществлять расширенное воспроизводство
ядерного топлива в быстрых реакторах.
Таблица 30.12
Ядерно-физические свойства важнейших нуклидов плутония и урана
Нук-
лид
Период
полу-
распада,
лет
Тепловые нейтроны
(типичный ВВЭР)
Быстрые нейтроны
(типичный БН)
σ
захв
,
барн
σ
дел
,
барн
ν
,
нейтрон
деление
η
,
нейтрон
поглощение
σ
захв
,
барн
σ
дел
,
барн
ν
,
нейтрон
деление
η
,
нейтрон
поглощение
239
Pu 24300 1011 742,5 2,871 2,108 2,11 1,85 3,10 2,6
240
Pu 6600 350 4,2 3,0 0,035
− − − −
241
Pu 13 1377 1009 2,927 2,145 2,26 2,0 3,2 2,61
242
Pu
5⋅10
5
23
− − − − − − −
235
U
8,5⋅10
8
680,8 680,8 2,148 2,068 1,65 1,4 2,65 2,0
238
U
4,5⋅10
9
7,6 7,6
− −
6,225 0,095 2,6 0,97
Электронное строение. Конфигурация трех внешних электрон-
ных оболочек атома плутония имеет вид 5s
2
5p
6
5d
10
5f
6
6s
2
6p
2
7s
2
.
Наличие шести 5f электронов с очень узкой 5f зоной проводимости,
имеющей очень высокую плотность состояний вблизи энергии
Ферми, создает хрупкий баланс между локализованными электро-
нами и многочисленными электронными конфигурациями с почти
эквивалентными энергиями. Эта сложная электронная структура
обуславливает уникальные макроскопические свойства плутония.
Теплофизические свойства. Данные об удельной теплоемкости
и коэффициентах термического расширения монокристаллического
плутония приведены в табл. 30.13, а изменение линейного термиче-
ского расширения высокочистого поликристаллического плутония
с температурой изображено на рис. 30.97.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)