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
161
образцы, выдавленные в α-фазе, показывают под облучением
удлинение, обратное по направлению тому, которое испытывает
текстурированный уран. Величина удлинения зависит от содержа-
ния плутония. Термообработка этих сплавов позволяет предотвра-
тить радиационный рост, но получающиеся при этом крупные зер-
на приводят к значительному огрублению поверхности образцов
после их облучения.
Литые уран-плутониевые сплавы, содержащие от 3 до 13 % Pu,
ведут себя под облучением хуже нелегированного урана. Однако
измельчение зерна (например, выдавливанием в
α-фазе с по-
следующей термообработкой) улучшает их радиационную
стабильность.
Низкая радиационная стойкость бинарных сплавов урана с
плутонием может быть повышена путем введения в них других
легирующих элементов. Весьма эффективна добавка к этим
сплавам молибдена, если содержание в них плутония не превышает
10–15 %. Так, сплав U–6,5 ат.% Pu–28 ат.% Mo, облученный при
700
°С, оказался значительно более стойким, чем двойной сплав
урана с плутонием, и не показал видимых изменений своей формы.
В тройных сплавах в области, ограниченной 20 % Mo и 15 % Pu,
можно получить однофазную изотропную структуру на основе
γ-урана, стабильную до 550 °С.
Для экспериментального реактора на быстрых нейтронах
«Рапсодия» (Франция) испытывали сплав U–20 % Pu–10 % Mo,
который при температуре выше 525
°С представляет собой твердый
раствор на основе
γ-урана. Однако при 500 °С, т.е. при
предполагаемой рабочей температуре реактора, в сплаве
одновременно могут присутствовать
α-уран и δ-фаза сплава уран–
плутоний, что отрицательно сказывается на его радиационной
стойкости.
В качестве возможного топлива для реактора JER предложен
сплав, имеющий следующий состав в массовых процентах: U–19 %
Pu–10 % Zr. Следует отметить, что этот сплав при любой темпера-
туре не содержит фазы на основе
α-урана, вместо которой домини-
рует низкотемпературная
ε-фаза (U-Pu) и δ-фаза (U-Zr).
На рис. 30.111 показано приблизительное расположение фазо-
вых составляющих при номинальной температуре и выгорании до
162
1 %. Аналогичная картина воз-
никает и после более высокого
выгорания. В микроструктуре топ-
ливного сердечника из сплава U–
19 % Pu–10 % Zr, облученного до
выгорания ~
3 %, обнаруживается
отчетливое светлое кольцо, пред-
ставляющее собой область с
уменьшенной радиационной пори-
стостью, содержащую множество
чрезвычайно мелких пузырьков.
Эта область также обеднена (до
~
2 %) Zr и обогащена U. Другие
зоны, наоборот, обогащены цирко-
нием при пониженном содержании
урана. Развитие пористости и
начало изменений свойств, по-видимому, как-то взаимосвязаны, но
механизм миграции полностью не идентифицирован. Было пред-
положено, что радиальное распределение фаз и разная раствори-
мость циркония в этих фазах могут вызывать широкие изменения
химической активности с увеличением коэффициентов диффузии.
Лабораторные испытания и предварительные эксперименты
показывают, что введение циркония повышает температуру
плавления топлива и приводит к образованию барьерного слоя из
α-циркония на его поверхности. В итоге замедляется проникно-
вение актиноидов и лантаноидов в оболочку из аустенитной стали,
а железа и никеля – в топливо. Эти защитные функции циркония
сохраняются при температуре до ~
725 °С, что превышает макси-
мальную рабочую температуру твэла. Сплав U–Pu–Zr широко
испытывался в реакторе EBR–II в целях усовершенствования
конструкции твэла. Хорошую стабильность показали сплавы U–
Pu–Zr, содержащие 15 % Pu и от 10 до 15 % Zr. Они успешно
выдержали облучение в цилиндрических твэлах при максимальной
температуре оболочки 666
°С и выгорании 12,5 ат.%. Испытания
также показали, что сплавы имеют хорошую совместимость с
аустенитной сталью до 668
°С в течение длительного времени; при
более высоких температурах взаимодействие между ними на-
ступает после сравнительно короткой выдержки.
Рис. 30.111. Схематическое
положение фазовых границ
в топливном сердечнике из спла-
ва U
–Pu–Zr после облучения
до выгорания ~1 %
163
Определенный интерес представляют также некоторые сплавы
системы U–Pu–Th, которые имеют высокую температуру солидуса
и хорошую коррозионную стойкость.
Сплавы уран–плутоний–фиссиум. Легирование уран-плуто-
ниевых сплавов элементами – продуктами деления – оказывает та-
кое же положительное влияние на их радиационную стабильность,
как и легирование молибденом. Состав продуктов деления, остаю-
щихся в топливе после его пирометаллургической переработки (так
называемый «фиссиум»), отличается от состава фиссиума в спла-
вах U–Fs, так как кривая выхода продуктов деления плутония от-
личается от аналогичной кривой для урана.
Сплав U–20 % Pu–10 % Fs по массе, предназначавшийся для
второй активной зоны реактора EBR–II, интенсивно распухал при
облучении в интервале температур 25–370
°С, что намного ниже
предполагаемой рабочей температуры 650
°С. Введенный в сплав
фиссиум имел состав в %: 4,6 Zr, 25,9 Mo, 39,8 Ru, 23,2 Pd, 6,5 Ru.
Взаимодействие такого топлива с оболочкой из аустенитной стали
начинается при довольно низкой температуре, причем при ее
повышении скорость взаимодействия резко возрастает.
Небольшие изменения содержания циркония или фиссиума
существенно не влияют на распухание. Однако снижение содержа-
ния плутония до 10 % резко улучшает поведение сплава при
распухании. Было также показано, что прочная оболочка из сплава
Nb–1 % Zr и аустенитной стали марки 304 ограничивают распуха-
ние топлива при температурах 150–700
°С и выгорании 0,8 ат.%.
Размер образцов сплава U–10 % Pu–10 % Fs мало изменялся
после 100 циклов в интервале температуры от 450 до 700
°С. В то
же время подобное циклирование сплава U–10 % Pu привело к
удлинению образцов на 30 %, увеличению их диаметра вследствие
распухания на 7 % и уменьшению плотности на 35 %. Наряду с
фиссиумом был также предложен легирующий комплекс,
имеющий более высокую, чем в фиссиуме, концентрацию
циркония (так называемый «физзиум»).
Сильно разбавленные сплавы плутония. Среди этих сплавов
практический интерес представляют сплавы системы Al–Pu,
которые обладают малым паразитным поглощением тепловых
нейтронов, хорошей радиационной стойкостью, высокой тепло-
проводностью и технологичностью. В этих сплавах плутоний
164
находится в виде соединения PuAl
4
, диспергированного в
алюминиевой матрице. Сплавы, содержащие 0,5–20 % Pu, показали
достаточно хорошую стойкость при облучении до выгорания 60 %.
Твэлы, содержащие эти сплавы, испытывали в реакторах PRTR,
MTR и NRX. Дисперсные сплавы Al
−PuAl
4
использовали также в
так называемых запальных сборках твэлов, создающих избыточ-
ную реактивность в тепловых реакторах.
30.2.9. Самооблучение плутония и его сплавов
Плутоний, получаемый при регенерации отработанного ядерно-
го топлива, имеет сложный изотопный состав, основным компо-
нентом которого является
239
Pu. Последний испытывает α-распад, в
результате которого образуются
α-частица с энергией ~
5 МэВ и
235
U в виде атома отдачи с энергией ~
87 кэВ. Кинетическая энергия
этих продуктов распада передается атомам решетки главным обра-
зом за счет упругих соударений и это поглощение энергии является
причиной самонагрева плутония. В процессе торможения
α-
частица захватывает электроны и превращается в атом гелия; при
этом она проходит в кристаллической решетке плутония расстоя-
ние в несколько микрометров. Ядро отдачи
235
U проходит значи-
тельно меньший путь, составляющий около 50 нм, и тормозится в
кристаллической решетке в междоузельной или замещающей пози-
циях.
Взаимодействие продуктов
α-распада
239
Pu с кристаллической
решеткой последнего создает радиационные повреждения,
скорость образования которых составляет ~
0,1 сна/год. В то время
как большинство смещенных атомов быстро возвращается в узлы
решетки, оставшиеся вакансии и смещенные атомы вызывают
эволюцию структуры. В металле образуются изолированные
дефекты, происходит зарождение и рост протяженных дефектов,
таких как пустоты и газовые пузырьки, изменяется дислокационная
структура, ускоряются фазовые превращения и изменяется их
характер.
Наряду с радиационными дефектами в результате протекания
α-
и
β-распада в плутонии накапливаются нерастворимый гелий и
продукты трансмутации, которые стабилизируют (Am) и, воз-
можно, дестабилизируют (U и Np) кубическую
δ-фазу. Скорость
165
накопления этих продуктов распада составляет в год прибли-
зительно 41
· 10
-4
ат.% He, 75 · 10
−4
ат.% Am, 35 · 10
−4
ат.% U и
6
· 10
−4
ат.% Np.
Самооблучение оказывает влияние на размерную стабильность,
физические, механические и химические свойства плутония и его
сплавов, изменяет их дефектную структуру; степень этого влияния
зависит от температуры, при которой находится образец.
Комнатная температура является для плутония относительно
высокой гомологической температурой, что создает возможность
протекания при ней диффузионных процессов, уменьшающих
воздействие самооблучения на размерную стабильность и свойства.
Поэтому влияние самооблучения на плутоний и его сплавы
наиболее заметно проявляется при низких температурах.
Изохронный отжиг радиационных дефектов, изученный путем
измерения электросопротивления и моделирования на сплавах Pu-
Ga со структурой
δ-фазы, показал следующее. При температурах,
близких к абсолютному нулю, сплавы содержат в результате
α-
распада изолированные точечные дефекты на пути ионов гелия и
плотные высокоэнергетические каскады столкновений. При
изохронном отжиге при ~
45 К наступает хорошо выраженная
стадия возврата, обусловленная быстрой диффузией и аннигиля-
цией относительно больших кластеров межузельных атомов,
образовавшихся непосредственно в каскадах смещений. Следую-
щая стадия возврата связана с миграцией вакансий, происходящей
приблизительно при 190 К. Восстановительный отжиг заканчи-
вается, по существу, несколько выше 320 К, что связано с растворе-
нием крупных вакансионных кластеров.
Накопление гелия. Гелий нерастворим в плутонии и,
объединяясь с вакансиями, образует вакансионно-гелиевые комп-
лексы и пузырьки. Комплексы являются зародышами пузырьков,
причем критическим зародышем может быть комплекс, состоящий
из двух атомов гелия и одной или двух вакансий, например Не
2
V
или He
2
V
2
. Модельные расчеты показывают, что с течением
времени возрастает как количество пузырьков, так и их диаметр. В
сплаве Pu
−Ga со структурой δ-фазы после его выдержки в течение
21 и 35 лет установлено существование вакансионно-гелиевых
комплексов – HeV.
166
Большие пузырьки гелия
диаметром ~
35 нм в сплаве Pu–Ga
после выдержки в течение 35 лет и
последующего отжига при 400
°С
для укрупнения пузырьков,
показаны на рис. 30.112. Рисунок
показывает, что имеет место одно-
родный разброс гелиевых пу-
зырьков, прикрепленных к одной
или более дислокациям. Плотность
гелиевых пузырьков составляет
~
6,5 · 10
13
см
−3
, их средний диаметр
равен ~
35 нм, а доля объема не
превышает ~
0,15 %.
Изменение размеров. Длина образца l из α-Pu при 4,2 К
увеличивается со временем t с начальной скоростью:
1 l
lt
Δ
⋅≈
Δ
4 · 10
−6
ч
–1
.
Она значительно возрас-
тает (до 1 · 10
−5
ч
–1
), если
самооблучение происходит
при более низких темпе-
ратурах 3,75 и 1,55 К
(рис. 30.113). С ростом
температуры начальная ско-
рость уменьшается до
0,75 · 10
−6
ч
–1
при 78 К.
При длительных перио-
дах облучения увеличение
длин имеет тенденцию к на-
сыщению по уравнению:
[]
1exp( )
l
AKt
l
Δ
′′
=⋅− −⋅, (30.10)
где
A
′
= 2 · 10
−2
и
K
′
= 2,2 · 10
−4
ч
–1
. Из уравнения 30.10 следует,
что при весьма длительных периодах выдержки образцов увели-
чение их объема вследствие самооблучения может достигнуть 6 %.
Рис. 30.112. Пузырьки гелия
и ассоциированная структура
в δ-сплаве плутония
Рис. 30.113. Изменение длины образца
α-плутония как функция времени при 4,2 К
(кривая 1), 3,75 К (кривая 2) и 1,55 К (за-
штрихованная область 3)
167
Увеличение объема в результате самооблучения при 4,2 К
снижается на ~
96 % при нагреве образца до 100 К, а оставшиеся
4 % отжигаются при 300 К.
Изменение размеров β-Pu из-за самооблучения сильно
отличается от изменения размеров α-Pu. β-Фаза, полученная
закалкой, испытывает при самооблучении при 4,2 К сжатие. Для β-
Pu уменьшение длины образца со временем вследствие сжатия
описывается выражением Δl/l = –1,2 · 10
−6
ч
–1
, а для Pu–Ti сплава
со структурой β-фазы –
=
Δ−
l
l
−1,1 ⋅ 10
−6
ч
–1
.
На рис. 30.114 приведены временные зависимости изменения
длины для α-Pu и двух сплавов Pu–Ti одинакового состава, но
разного фазового состояния: α-(Pu–Ti) и β-(Pu–Ti). Таким образом,
изменение длины
llΔ во времени при 4,2 К отрицательно для
образца, имеющего структуру β-фазы, и положительно для образца
со структурой α-фазы. Для α-сплава изменение длины несколько
меньше, чем для α-Pu, что может быть обусловлено присутствием в
α-сплаве некоторого
количества β-фазы.
В образце сплава Pu–6 %
Al со структурой δ-фазы
(ГЦК) при выдержке при
4,2 К также имеет место
сжатие со скоростью
4,7 · 10
−6
ч
–1
. При отжиге
эффект изменения длины
образцов в результате само-
облучения исчезает. Эффект
сжатия образцов пропадает
при отжиге β-Pu при 140 К,
в то время как для δ-Pu он
уменьшается на 80 % при 70
К и полностью исчезает при
дальнейшем нагреве с по-
следующей выдержкой в
две стадии при 150 и 280 К.
Рис. 30.114. Изменение длины образцов из
α- Pu (1), из α-Pu−Ti (2) и β-Pu−Ti (3) как
функция времени
168
Разный характер изменения длины при самооблучении образцов
со структурой α-, β- и δ-фаз обусловлен, по-видимому, тем, что
пары Френкеля имеют положительный объем образования V
ПД
в
плотной α-фазе (как и во всех нормальных металлах), в то время
как в менее плотных β- и δ-фазах V
ПД
является отрицательным.
Радиоактивный α-распад оказывает также влияние на
химические и поверхностные свойства плутония. При высокой
концентрации плутония в водном растворе такой распад может
вызвать изменение его окислительного состояния путем радиолиза
даже в отсутствии окислительно-восстановительных реагентов.
Радиолитическое разложение окружающей воды ведет к
восстановлению Pu(VII) и Pu(V) в Pu(IV) и Pu(III) и, следовательно,
к изменению химических свойств плутония со временем. Радиолиз
водородосодержащих материалов может также сильно ускорить
поверхностную коррозию плутония, создавая условия для доступа
к нему водорода. Поэтому крайне важно избегать присутствия
водородосодержащих материалов в непосредственной близости к
плутонию при его хранении.
Контрольные вопросы
1. Назовите основные методы получения металлического урана.
2. Какая чистота по примесям необходима для применения урана в ка-
честве ядерного топлива?
3. Дайте характеристику макро- и микроструктуры металлического
урана.
4. Какие фазовые превращения испытывает уран, и при каких темпе-
ратурах?
5. Какие типы кристаллических решеток у фаз урана?
6. Какова плотность урана и как она изменяется при фазовых превра-
щениях?
7. Как изменяются теплоемкость, теплопроводность и коэффициент
термического расширения урана с ростом температуры?
8. Дайте характеристику механическим свойствам фаз урана.
9. Что такое термическая ползучесть?
10. При каких температурах наблюдается резкое возрастание ползу-
чести урана?
11. Назовите основные механизмы деформации в α-уране.
169
12. Что такое текстура и как она влияет на поведение урана под об-
лучением?
13. Как ведет себя уран при циклических изменениях температуры?
14. Какие факторы влияют на коэффициент термического роста?
15. Какие изменения структуры происходят в уране под действием
ЦТО?
16. Какие методы термической обработки применяются при произ-
водстве урановых сердечников?
17. Как протекает коррозия урана на воздухе и в воде? Назовите пути
повышения коррозионной стойкости.
18. Каковы основные направления легирования урана и какие леги-
рующие элементы используются?
19. Дайте характеристики диаграммам состояния урана с важнейши-
ми легирующими элементами.
20. Какие структуры образуются в слаболегированных α-сплавах
урана после различных видов термообработки?
21. В каком типе реакторов применяются слаболегированные сплавы
урана?
22. Какие структуры образуются в среднелегированных сплавах ура-
на после различных видов термообработки?
23. Как ведут себя среднелегированные сплавы урана под действием
ЦТО?
24. Назовите основные γ-сплавы урана.
25. Какими преимуществами обладают γ-сплавы урана и где они ис-
пользуются?
26. Что такое «фиссиум»? Каким образом получают сплавы системы
уран-фиссиум?
27. Дайте характеристику совместимости урана с материалами обо-
лочек твэлов.
28. Что такое радиационный рост урана и какие факторы на него вли-
яют?
29. Что влияет на радиационное распухание урановых сердечников?
30. В чем опасность радиационной ползучести урана?
31. Как получают металлический плутоний?
32. Назовите основные изотопы плутония.
33. Сколько аллотропических превращений испытывает плутоний?
34. Как зависят теплоемкость, теплопроводность и коэффициент тер-
мического расширения плутония от температуры?
35. Опишите особенности фазовых превращений в плутонии.
36. Как влияет ЦТО на плутоний?
37. Какие виды термообработки применимы к плутонию?
170
38. Дайте характеристику коррозионной стойкости плутония.
39. Укажите основные направления легирования плутония.
40. Назовите сплавы плутония, представляющие практический ин-
терес.
41. Что сдерживает применение плутониевых сплавов в реакторах?
42. Какие процессы происходят при самооблучении плутония и его
сплавов?
43. Почему невыгодны длительные выдержки отработанного ядерно-
го топлива?
44. Назовите основные достоинства и недостатки металлического
ядерного топлива.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)