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
11
λ
m
– длина пробега осколка деления
в матрице;
λ
0
– теплопроводность материала
теоретической плотности
ν – коэффициент Пуассона;
ρ – плотность
ρ
0
– исходная (начальная) плот-
ность
ρ
m
– теоретическая плотность
ψ – относительное сужение
Ω – атомный объем
σ – электропроводность, прочность,
нормальное напряжение, сечение
σ
0
– модуль ползучести
σ
с
– напряжение ползучести
σ
1
– электронная проводимость
σ
2
– дырочная проводимость
σ
f
, σ
дел
– сечение деления
σ
захв
– сечение захвата
σ
в
– предел прочности
σ
0,01
, σ
0,2
– условный предел текуче-
сти
τ – касательное напряжение
BISO – см. ПИУ
MATPRO – справочник MATerial
PROperties
МОХ-топливо – смешанное уран-
плутониевое оксидное топливо
(сокращение от Mixed OXides)
РуС – пироуглеродный слой
TRISO – см. ПИУК
АЗ – активная зона
АЭС – атомная электростанция
ВЗП – внутризеренные пузырьки
ВПН – выгорающий поглотитель
нейтронов
ВТГР – высокотемпературный
газографитовый реактор
ВТИ – высокотемпературный
изотропный пироуглерод
ГГР – газографитовые реакторы
ГПД – газообразные продукты
деления
ИПД – имитаторы продуктов деле-
ния
К(Л)ТР – коэффициент (линейного)
термического расширения
КВ – коэффициент воспроизвод-
ства
КОНПОР – порообразователь
МЗП – межзеренные пузырьки;
МКК – межкристаллитная коррозия
МС – топливные микросферы
МТ – микротвэл
МЯТ – модельное ядерное топливо
НДС – напряженно-деформиро-
ванное состояние
НТИ – низкотемпературный изо-
тропный пироуглерод
ОКСК – относительное количество
сажеподобного компонента
ОЯТ – отработанное ядерное топ-
ливо
ПД – продукты деления
ПИУ – пироуглеродное покрытие
ПИУК – пироуглеродокарбидное
покрытие
РЗЭ – редкоземельные элементы
сна – смещений на атом
ТВС – тепловыделяющие сборки
ТП – теоретическая плотность
ЦТО – циклическая термическая
обработка
ЯЭУ – ядерная энергетическая
установка
12
Предисловие тому 7
В томе 7 представлен учебный материал с учетом уровня физико-
математической подготовки студентов в соответствии с Государственны-
ми образовательными стандартами второго и третьего поколений.
Том 7 содержит описание ядерных топливных материалов, применяе-
мых в различных ядерных реакторах, и перспективных видов топлива,
включая металлическое урановое и плутониевое топливо, диоксидное
урановое и смешанное уран-плутониевое топливо, карбидное и нитридное
урановое и смешанное уран-плутониевое топливо, дисперсное ядерное
топливо и дисперсное ядерное топливо на основе микротвэлов. Подробно
рассмотрены структурно-фазовые состояния материалов, свойства и при-
менение.
Весь материал изложен в 7 главах.
В главе 29 (авт.: профессор Ю.Г. Годин, доценты А.В. Тенишев и
А.В. Хлунов) рассмотрены состав ядерного топлива и его классификация,
представление и оценки выгорания и энергонапряженности ядерного топ-
лива, условия работы топливных материалов в ядерных реакторах и тре-
бования, предъявляемые к ядерному топливу, тепловыделяющие элемен-
ты (твэлы) и тепловыделяющие сборки (ТВС).
В главе 30 (авт.: профессора Ю.Г. Годин и В.Г. Баранов и доценты
А.В. Тенишев и А.В. Хлунов) рассмотрены уран и плутоний, их сплавы,
получение металлов и сплавов, макро- и микроструктура, физические и
механические свойства сплавов, поведение урана и плутония при цикли-
ческих изменениях температуры, их термическая обработка, коррозия
урана и плутония в различных средах и в теплоносителях, совместимость
урана и его сплавов с конструкционными материалами оболочек твэлов,
влияние облучения на уран, плутоний и их сплавы, кинетика фазовых
превращений в уране и плутонии, перспективные сплавы урана и плуто-
ния, самооблучение плутония и его сплавов.
В главе 31 (авт.: профессора Ю.Г. Годин, В.Г. Баранов и В.В. Новиков
и доценты А.В. Тенишев и А.В. Хлунов) описано оксидное ядерное топ-
ливо, технология получения таблетированного оксидного топлива, вклю-
чая получение порошков UO
2
, PuO
2
и (U, Pu)О
2
и таблеток, получение и
использование гранулированного топлива. Рассмотрены физико-химиче-
ские свойства оксидов, включая диаграммы состояния систем (ДСС)
уран–кислород, плутоний–кислород и уран–плутоний–кислород, кисло-
родный потенциал и испарение оксидного топлива. Описаны теплофизи-
ческие и механические свойства. Рассмотрены совместимость оксидов с
конструкционными материалами и теплоносителями, структурные изме-
нения при выгорании и радиационное доспекание оксидов, диффузия и
перераспределение кислорода и актиноидов, состояние и поведение твер-
13
дых продуктов деления, радиационное распухание, радиационная ползу-
честь и выделение газообразных продуктов деления.
В главе 32 (авт.: профессор Ю.Г. Годин, и доцент А.В. Тенишев) опи-
сано карбидное ядерное топливо, диаграммы состояния урана и плутония
с углеродом и ДСС уран–плутоний–углерод, свойства карбидов урана и
плутония, включая механические, теплофизические Рассмотрена само-
диффузия компонентов, совместимость карбидов урана и плутония с кон-
струкционными материалами оболочек твэлов, влияние облучения на
свойства карбидного топлива, в том числе радиационная ползучесть и
распухание, влияние облучения на диффузионные процессы, выделение
газообразных продуктов деления из карбидного топлива, поведение твер-
дых продуктов деления и плутония.
В главе 33 (авт.: профессора Ю.Г. Годин, В.Г. Баранов и В.В. Новиков
и доцент А.В. Тенишев) описано нитридное ядерное топливо, технология
его получения, физико-химические свойства, включая диаграммы состоя-
ния систем уран-плутоний-азот, теплофизические свойства, диффузия
урана, плутония и азота в нитриде урана, совместимость мононитридого
топлива с материалами оболочек твэлов, влияние облучения на свойства,
радиационная ползучесть и распухание, выход газообразных продуктов
деления из топлива.
В главе 34 (авт.: профессора Ю.Г. Годин и В.Г. Баранов и доцент
А.В. Тенишев) рассмотрено дисперсное ядерное топливо (ДЯТ), дана его
характеристика, структура, материалы ядерного топлива кернов и матри-
цы из алюминия, магния, коррозионно-стойкой стали, никеля, тугоплав-
ких металлов (вольфрам, молибден) и оксидной керамики. Описаны связи
свойств ДЯТ со структурой и составом, совместимость компонентов ДЯТ,
радиационная стойкость некоторых дисперсных композиций, влияние
температуры, выгорания и ряда других факторов на радиационную ста-
бильность ДЯТ.
В главе 35 (авт.: профессор Ю.Г. Годин и доцент А.В. Тенишев) вни-
мание уделено дисперсному ядерному топливу на основе микротвэлов,
дано описание конструктивных особенностей микротвэлов, твэлов и ТВС
высокотемпературных реакторов; подробно рассмотрены топливные кер-
ны микротвэлов, типы покрытий и функциональное назначение входящих
в них слоев, выход осколочных элементов при делении ядер урана и их
свойства, химическое состояние продуктов деления в топливных микро-
сферах, утечка и выход газообразных и легколетучих продуктов деления
из микротвэлов, миграция топливных кернов в микротвэлах, коррозия
карбидного слоя покрытия микротвэлов и их радиационная стойкость.
В основу учебника положены учебные пособия, изданные Ю.Г. Го-
диным: «Физическое металловедение урана и его сплавов» (МИФИ,
1997), «Физическое материаловедение и технология МОХ-топлива»
14
(МИФИ, 2001) и «Физическое металловедение плутония и его сплавов»
(МИФИ, 2004).
Каждая глава содержит контрольные вопросы и список литературы,
использованной авторами и рекомендуемой студентам для более деталь-
ного изучения материала. По тексту даны ссылки на более подробное
описание проблемы в других главах этого и других томов.
Авторы будут признательны за критические замечания и предложения
по содержанию учебника, которые учтут в дальнейшей работе.
15
Глава 29. ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ
Ядерное топливо
– это вещество, которое используется в ядер-
ных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деле-
ния с целью получения энергии. Существует только одно природ-
ное ядерное топливо – урановое, которое содержит делящиеся нук-
лиды
235
U, обеспечивающие поддержание цепной реакции, и так
называемые «воспроизводящие» или «сырьевые» нуклиды
238
U,
способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся
ядра
239
Рu, не существующие в природе (вторичное топливо):
238
U(n,γ)
239
U
β
28,5 мин
−
⎯
⎯→
239
Np
β
2,3 дня
−
⎯
⎯→
239
Pu
4
α
2,410 лет⋅
⎯
⎯→
Вторичным топливом являются также не встречающиеся в при-
роде ядра
233
U, образующиеся в результате захвата нейтронов сы-
рьевыми ядрами
232
Th:
232
Th(n,γ)
233
Th
β
23,5 мин
−
⎯
⎯→
233
Pa
β
27,4 дня
−
⎯
⎯→
233
U
5
α
1,6 10 л ет⋅
⎯
⎯→
Торий как сырьевой материал для получения делящихся ядер
233
U не нашел широкого применения по ряду причин:
1) разведанные запасы U в состоянии обеспечить ядерную энер-
гетику топливом на многие десятилетия;
2) Торий не образует богатых месторождений, и технология его
извлечения из руд сложнее;
3) наряду с
233
U образуется
232
U, который, распадаясь, образует
γ-активные ядра (
212
Bi,
208
Te), затрудняющие обращение с таким
ядерным топливом:
16
4) переработка облученного ториевого топлива с целью извле-
чения
233
U является более трудной и дорогостоящей операцией по
сравнению с переработкой уранового топлива.
Топливо на основе урана для реакторов на тепловых нейтронах,
составляющих основу ядерной энергетики, имеет обычно повы-
шенное содержание изотопа
235
U (2–5 % по массе вместо 0,711 % в
естественном (природном) уране). Существенный недостаток реак-
торов на тепловых нейтронах – низкий коэффициент использова-
ния природного урана. Несравнимо более высокий коэффициент
использования урана может быть достигнут в реакторах-
размножителях на быстрых нейтронах. В них используется уран с
более высоким содержанием нуклида
235
U (до 30 %), а также воз-
можно использовать смешанное уран-плутониевое ядерное топливо
с 15–20 % Pu. В этом случае вместо обогащенного урана может
быть использован природный и даже обедненный уран (0,2−0,4 %
235
U), которого накопилось в мире уже достаточно большое коли-
чество. Обедненный уран (без Pu) используется также в экранной
зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу пре-
вышающей в несколько раз активную зону. В реакторах на быст-
рых нейтронах, работающих на уран-плутониевом ядерном топли-
ве, количество накапливающегося
239
Рu может существенно пре-
вышать количество сгораемого, т.е. имеет место расширенное вос-
производство ядерного топлива.
Производство уранового ядерного топлива (рис. 29.1) начинает-
ся с переработки руд с целью извлечения из них урана. При пред-
варительной сортировке руды по γ-излучению в отвал удаляется
20–30 % породы с содержанием урана 0,01 % (применяются и
обычные методы обогащения). Гидрометаллургическая переработ-
ка руды состоит в ее дроблении, кислотном выщелачивании, сорб-
ционном или экстракционном извлечении U из осветленных рас-
творов (то есть после отстоя растворяемого компонента) или пульп
(пульпа – смесь тонкоизмельчённого (мельче 1−0,5 мм) полезного
17
Рис. 29.1. Ядерный топливный цикл
ископаемого с водой) и получении очищенной закиси-окиси урана
U
3
O
8
. Для руд, бедных ураном и легких для выщелачивания (осо-
бенно в трудных для горных работ условиях), применяют подзем-
ное выщелачивание в самом месторождении (для пластовых место-
рождений – через систему скважин, для жильных – в подземных
камерах с предварительной отбойкой, то есть отделением руды от
массива, и дроблением руды взрывными методами). Далее U
3
O
8
18
переводят или в тетрафторид UF
4
для последующего получения
металлического урана, или в гексафторид UF
6
– единственное
устойчивое газообразное соединение урана, используемое для обо-
гащения урана изотопом
235
U. Обогащение осуществляется мето-
дом газовой термодиффузии или центрифугированием. Далее UF
6
переводят в диоксид урана, который используется для изготовле-
ния топливных сердечников или для получения других соединений
урана с той же целью.
Ядерное топливо в большинстве случаев содержит легирующие
элементы (O, C, N, Al, Fe, Cr, Mo, Si), придающие ему необходи-
мые физические, химические и механические свойства, а так же
повышающие радиационную стойкость. Под радиационной стой-
костью понимается минимально возможное изменение формы,
объема и свойств исходной топливной композиции под действием
нейтронного облучения и радиационного воздействия осколков
деления.
В последнее время в топливо вводят выгорающий поглотитель
нейтронов (ВПН), который расходуется в процессе эксплуатации
реактора (B, Gd, Er). Принцип работы ВПН состоит в том, что его
нуклиды, имея высокое сечение захвата нейтронов, после захвата
нейтрона превращаются в изотопы с малым сечением захвата
нейтронов и в дальнейшем практически перестают поглощать
нейтроны (выгорают). Причем скорость убыли ядер поглотителей в
результате поглощения нейтронов меньше или равна скорости
убыли ядер топлива в результате деления. Если в активную зону
(АЗ) реактора загружается топливо, рассчитанное на работу в тече-
ние года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в
начале работы будет больше, чем в конце, и необходимо скомпен-
сировать избыточную реактивность, поместив в АЗ поглотители.
Избыточная реактивность необходима для обеспечения требуемого
выгорания топлива в активной зоне реактора. Если для этой цели
использовать регулирующие стержни, то необходимо постоянно
перемещать их, по мере того как количество ядер топлива умень-
шается. Использование выгорающих поглотителей позволяет
уменьшить использование движущихся стержней. В прошлом в
качестве ВПН использовались неподвижные поглотители, выгру-
жаемые из активной зоны вместе с топливом в процессе перегруз-
ки. В настоящее время выгорающие поглотители часто вводят
19
непосредственно в топливные таблетки при их изготовлении (инте-
грированные ВПН).
29.1. Состав ядерного топлива и его классификация
В зависимости от вида делящихся и воспроизводящих нуклидов
ядерное топливо можно разделить на:
− топливо на основе урана природного изотопного состава; дан-
ный вид топлива используется редко (например, в реакторах типа
ГГР или CANDU), так как не позволяет достигать больших глубин
выгорания;
− топливо на обогащенном уране; на данный момент это основ-
ной вид ядерного топлива, типичное обогащение для реакторов на
тепловых нейтронах составляет 1,8–4,2 % по
235
U, а для реакторов
на быстрых нейтронах 15–30 %;
− уран-плутониевое топливо; в этом виде топлива делящимся
изотопом является
239
Pu и его содержание составляет 15–30 %, а в
качестве воспроизводящего нуклида используется
238
U из урана
природного изотопного состава, а также из отвалов обогатительно-
го производства, или полученный при регенерации отработавшего
ядерного топлива; оно является основным видом топлива для реак-
торов на быстрых нейтронах, так как в этом случае может осу-
ществляться расширенное воспроизводство ядерного топлива. U-Pu
топливо в последнее время используется так же в тепловых реакто-
рах с целью сжигания запасов оружейного плутония и в этом слу-
чае содержание
239
Pu составляет до 5 % и расширенного воспроиз-
водства не происходит;
− уран-ториевое топливо, делящийся нуклид
233
U (или
235
U для
наработки
233
U в начале топливного цикла), воспроизводящий нук-
лид
232
Th; как было сказано выше, редко используется в связи с
жестким γ-излучением продуктов распада
232
U.
По химическому составу ядерное топливо может быть: метал-
лическим (включая сплавы), оксидным, карбидным, нитридным,
силицидным и др.
По агрегатному состоянию топливо может быть: твердым, жид-
ким, газообразным.
В качестве жидкого топлива рассматриваются сплавы плутония
(Т
пл
≈ 440 °C) и его соли, которые планируется использовать в жид-
20
ком виде в гомогенных реакторах, что позволяет существенно
улучшить радиационную стойкость топлива, однако эти расплавы
являются химически агрессивными, что сдерживает их использова-
ние.
В качестве газообразного топлива основным соединением явля-
ется UF
6
. Оно переходит в газообразное состояние при температуре
56,5 °C и используется для обогащения, хранения и транспорти-
ровки перед производством твердых видов топлива. Непосред-
ственно в реакторах UF
6
не используется из-за высокой химиче-
ской активности.
В твердом состоянии дополнительно можно выделить дисперс-
ное топливо и топливо на основе микротвэлов.
Дисперсное топливо представляет собой композиционный мате-
риал, в котором топливные частицы размещаются в металлической
или керамической матрице, не содержащей делящихся нуклидов.
Такой вид топлива обладает очень высокой надежностью, приме-
няется в исследовательских и транспортных реакторах и работает
до очень больших выгораний в связи с чем, обогащение по деля-
щемуся изотопу в нем может достигать 90−96 %.
Топливо на основе микротвэлов представляет собой микросфе-
ры из топливного материала диаметром ~ 500 мкм, на которые
наносятся слои защитных покрытий из пироуглерода, предотвра-
щающие выход продуктов деления из топливной частицы и обес-
печивающие механическую прочность, и предназначено оно для
высокотемпературных газографитовых реакторов.
29.2. Выгорание и энергонапряженность
ядерного топлива
Выгорание ядерного топлива – это снижение концентрации лю-
бого нуклида в ядерном топливе вследствие ядерных превращений
этого нуклида при работе реактора. Наиболее точно выгорание ха-
рактеризуется полным количеством делений в единице объема
топлива за все время облучения [дел./см
3
].
Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энерги-
ей, выделившейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для реакто-
ров, работающих на природном уране, максимальное выгорание
~
10 ГВт · сут/т U (тяжело-водные реакторы). В реакторах со слабо
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)