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
421
ключением одного случая, когда осколочные лантаноиды были
найдены на глубине 25 мкм от поверхности оболочки.
Таким образом, можно отметить, что ПД не оказывают суще-
ственного влияния на взаимодействие карбидного топлива с обо-
лочками твэлов.
В заключении можно отметить, что карбидное ядерное топливо
является достаточно перспективным для реакторов на быстрых
нейтронах. Основными преимуществами карбидного топлива по
сравнению с оксидным являются более высокая плотность, мень-
шее содержание замедляющего материала, более высокая тепло-
проводность и меньший выход ПД. Эти преимущества карбидного
топлива позволяют достичь высокой линейной мощности твэлов
(800–1000 Вт/см), что практически в 2 раза выше значения, которое
может быть достигнуто при использовании оксидного топлива.
Использование карбидного топлива позволит сократить размеры
активной зоны и топливной загрузки с одновременным увеличени-
ем коэффициента воспроизводства.
Основными проблемами при использовании карбидного ядерно-
го топлива являются недостаточно отработанные технологии полу-
чения карбидов и переработки отработавшего ядерного топлива,
сложность в хранении и сборке твэлов (карбиды не совместимы с
воздухом и требуют инертной атмосферы) и, особенно, науглеро-
живание оболочек твэлов в процессе работы в реакторе.
Определенный оптимизм внушают разработки индийских уче-
ных, которым в 2005 году, т.е. через двадцать лет после пуска реак-
тора FBTR в Центре атомных исследований имени Индиры Ганди
(IGCAR) в Калпаккаме, на смешанном уран-плутониевом карбид-
ном топливе удалось достичь глубины выгорания 150 ГВт · сут/т.
При этом не было обнаружено ни одного дефектного твэла, однако
запас пластичности оболочек составил всего 3 %. Также, индий-
ские ученые впервые в мире провели переработку отработавшего
карбидного топлива по технологии, созданной специалистами
IGCAR на основе технологии PUREX.
422
Контрольные вопросы
1. Назовите достоинства и недостатки карбидного ядерного топлива
по сравнению с оксидным.
2. Какие соединения образуют уран и плутоний с углеродом?
3. Дайте характеристику диаграмм состояния U−C, Pu−C и U−Pu−C.
4. Как изменяются механические свойства монокарбида урана при из-
менении температуры?
5. При каких температурах карбиды урана становятся пластичными?
6. От каких факторов зависит ползучесть карбидного ядерного топлива?
7. По каким механизмам проходит деформация карбидного ядерного
топлива?
8. Как изменяется коэффициент линейного термического расширения
монокарбидов урана при присутствии в них вторых фаз?
9. Какие параметры влияют на теплопроводность карбидов урана и
плутония?
10. Что влияет на коэффициенты диффузии урана, плутония и углеро-
да в топливных карбидах?
11. Какие основные компоненты присутствуют в паре над карбидным
ядерным топливом?
12. Что ограничивает совместимость карбидного ядерного топлива с
конструкционными материалами?
13. При каких температурах наблюдается атермическая ползучесть
карбидного топлива под облучением?
14. Как влияет облучение на скорость диффузии U и Pu в карбидном
топливе?
15. Какие факторы влияют на совместимость карбидного топлива с
хромоникелевыми сталями?
16. От чего зависит скорость распухания карбидных топливных сер-
дечников?
17. Каковы механизмы распухания карбидного ядерного топлива?
18. Опишите процесс перестройки структуры в карбидных топливных
сердечниках в процессе эксплуатации.
19. Какие факторы влияют на выделение газообразных продуктов де-
ления?
20. На какие группы подразделяют продукты деления, накопившиеся в
карбидном топливе?
21. Как изменяется концентрация плутония в карбидном топливе при
его выгорании?
22. Какие продукты деления в карбидном топливе оказывают корро-
зионное воздействие на оболочку твэла?
423
Глава 33. НИТРИДНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
До последнего времени нитридное топливо не рассматривалось
как потенциальное ядерное топливо для реакторов на быстрых
нейтронах, и его свойства менее изучены, чем свойства карбидного
и, тем более, оксидного топлива. Это является следствием того, что
нитридное топливо более сложно в изготовлении и поэтому доро-
же. К тому же, изотоп
14
N, содержание которого в природном азоте
составляет 99,62 %, обладает большим сечением захвата тепловых
нейтронов, вследствие чего заметная часть нейтронов теряется бес-
полезно. Наконец, при облучении нитридного топлива в нем обра-
зуется радиоактивный изотоп углерода
14
С и тритий, что может
усложнить технологию переработки облученных твэлов и радиаци-
онную обстановку. Однако вклад их активностей в общую величи-
ну невелик и лишь требует отделения и удержания
14
С в процессе
регенерации. Доля образующегося на азоте трития не превышает
10 % от его выхода в мононитриде, обусловленного в основном
тройным делением урана и плутония. В последующем наработку
14
C можно существенно снизить, обогащая азот изотопом
15
N.
Вместе с тем, нитридное топливо имеет и ряд преимуществ пе-
ред другими видами топлива, наиболее важными из которых явля-
ются высокая плотность и высокая теплопроводность, как у карби-
да урана. Нитридное топливо совместимо с натрием. Кроме того,
по сравнению с карбидным топливом оно обладает лучшей раство-
римостью в азотной кислоте, более стойко на воздухе и в воде, что
важно для переработки, хранения облученного топлива и обраще-
ния с ним.
По мере изучения нитридного топлива с большей достоверно-
стью выявляются его полезные свойства. Вследствие этого оно,
наряду с карбидным топливом, рассматривается как перспективное
для реакторов на быстрых нейтронах.
К настоящему времени в России и за рубежом увеличилось ко-
личество технологических исследований и реакторных испытаний
мононитридного топлива. Успешно проведены или проводятся ре-
акторные испытания мононитридного топлива в EBRII, Феникс,
424
БР-10, БОР-60 и др. при различных энергонапряженности и выго-
раниях. Следует отметить успешную эксплуатацию реактора БР-10
в течение 18 лет с мононитридной урановой активной зоной.
Однако объем технологических исследований и изучения
свойств мононитридного топлива не достаточен.
33.1. Получение нитридного ядерного топлива
В нашей стране и за рубежом разрабатываются процессы полу-
чения смешанного мононитридного топлива из исходных сплавов
урана с плутонием и их оксидов. За рубежом предпочтение отдает-
ся получению такого топлива из исходных оксидов. Сердечники,
изготовленные с использованием в качестве исходных материалов
оксидов и металлов, характеризуются высокой степенью гомоген-
ности.
Исследования процессов получения смешанных нитридов из ис-
ходных оксидов и металлов (сплавов) показали возможность изго-
товления высокочистого мононитридного топлива периодическим
и непрерывным способами в лабораторном масштабе. Полученные
результаты служат базой разработки технологии и необходимого
оборудования для дистанционного изготовления топлива из исход-
ных оксидов и металлов (сплавов), полученных после регенерации.
На данный момент можно выделить две наиболее перспектив-
ные технологические схемы получения мононитридов:
• карботермическим методом в атмосфере азота из исходных ок-
сидов (с использованием оксида энергетического плутония);
• гидрирования и нитрирования исходных металлов и сплавов U,
Pu (продуктов электрохимической регенерации).
33.1.1. Карботермический метод
Технологическая схема получения нитридов урана и плутония,
основанная на данном методе, представлена на рис. 33.1.
В качестве исходных материалов используются оксиды урана и
плутония, углерод в виде сажи, чешуйчатого графита, химические
чистые аргон, азот и аргонно-водородная смесь.
Кислородный коэффициент диоксида урана находится в преде-
лах 2,01–2,05. Шихта – оксиды и углерод, смешиваются в шаровой
425
мельнице в течение 4–5 ч. Установлено, что более перспективно
смешение в автоматическом вихревом смесителе.
Рис. 33.1. Схема карботермического метода получения нитридов
урана и плутония
426
Полученная шихта прессуется при давлении 150–200 МПа в
брикеты (штабики) диаметром от 6 до 15 мм и высотой 4,0–6,0 мм.
Плотность спрессованной шихты с применением различных видов
углерода находится в пределах 40–42 % от теоретической. Брике-
тированная шихта загружается в вакуумно-компрессионную печь с
графитовым нагревателем и постепенно нагревается. Возможны
два варианта термообработки:
• нагрев в вакууме до 1400 °С с последующим подъемом темпе-
ратуры в атмосфере азота и выдержкой при 1600–1800 °С в течение
5–7 ч и охлаждение в атмосфере Ar;
• нагрев до 1800 °С в потоке химически чистого азота, выдержка
при этой температуре в течение 5–12 часов и охлаждение в аргоне.
Для снижения содержания углерода в последней трети выдержки
при 1600–1800 °С вводится водород, либо в смеси с аргоном
(Ar + 8 % H
2
), либо в смеси с азотом (N
2
+ 6 % Н
2
).
Проведенные исследования не выявили заметного преимуще-
ства какого-либо карбидизирующего агента. Содержание кислоро-
да и углерода находилось в пределах 0,2–0,3 % каждого.
Изучение влияния продолжительности карбонитрирования про-
водили при температуре 1750 °С. Установлено, что с увеличением
продолжительности термообработки с 1 до 7 ч при этой температу-
ре происходит снижение содержания кислорода и углерода соот-
ветственно с 0,5 и 0,63 % до ~
0,2 и 0,3 %.
Введение на последней стадии водорода в азот способствует не-
которому снижению содержания в первую очередь углерода до
0,15 мас. %.
Первый вариант получения смешанного (уран-плутониевого)
мононитрида с применением предварительного нагрева шихты в
вакууме при 1400 °С позволяет достичь лучших результатов при
меньшей общей продолжительности термообработки, чем по вто-
рому варианту. Однако второй вариант позволяет упростить кон-
струкцию печи, создать непрерывный процесс и производить сме-
шанный мононитрид в большем масштабе.
33.1.2. Получение из исходных металлов
Технологическая схема производства мононитридов из сплавов
урана и плутония представлена на рис. 33.2.
427
Рис. 33.2. Схема метода получения мононитридов из сплавов
урана и плутония
Синтез смешанного нитрида из исходных металлов основан на
реакциях:
2 Me (сплав) + 3 Н
2
= 2 МеН
3
,
МеН
3
+ 1/2(1 + х) N
2
= MeN
(1+x)
+ 1,5 H
2
.
428
В топливном цикле после электрохимической регенерации и рафи-
нировочной плавки на синтез будет поступать сплав урана с плуто-
нием. Нужный состав сплава получают вакуумным переплавом ис-
ходных металлов при температуре 1200 °С в течение 30 минут.
Синтез смешанного нитридного топлива проводится в горизон-
тальном аппарате из коррозионно-стойкой стали, обогреваемом
надвигаемой электропечью. Исходные слитки урана и плутония
помещаются в стальной противень, который загружается в аппарат.
Полученный сплав гидрируется очищенным водородом при темпе-
ратуре 180–220 °С и затем нитрируется химически чистым азотом
при 220–550 °С. Повышение содержание плутония в исходном
сплаве и уменьшение продолжительности нитрирования снижают
количество образующегося полуторного нитрида урана.
Полученный смешанный нитрид представляет собой порошок с
размером частиц до 30–40 мкм и пригодный для дальнейшего изго-
товления из него топливных сердечников.
Необходимо отметить, что операции гидрирования и нитриро-
вания проводятся последовательно в одном аппарате без перегруз-
ки промежуточных продуктов. Процесс проверен на оборудовании
периодического действия. Получение нитрида урана таким мето-
дом апробировано на установке непрерывного действия произво-
дительностью 1,5–2,0 кг/ч.
33.1.3. Изготовление топливных сердечников
Мононитрид, полученный карботермическим способом из окси-
дов, требует дополнительного дробления и измельчения до размера
частиц менее 40 мкм. Порошок смешанного нитрида, синтезиро-
ванный из исходных металлов (сплавов), сразу пригоден для изго-
товления топливных сердечников.
Для производства сердечников используют гранулированные и
первичные порошки UPuN. Установлено, что для одногнездного
прессования предварительное гранулирование порошка не обяза-
тельно.
Исходные порошки нитрида прессуются при давлении 100–
800 МПа, в результате полученные заготовки сердечников имеют
плотность равную 45–55 % ТП.
429
Спекание сердечников проводится в вакууме и атмосфере азота
(Ar+N
2
) при температуре 1550–1800 °С в зависимости от исходных
размеров частиц порошка нитрида и требуемой плотности.
Сердечники из UPuN, изготовленные с использованием в каче-
стве исходных материалов
оксидов и металлов, отлича-
ются высокой степенью го-
могенности по содержанию
плутония.
33.2. Физико-химические
свойства нитридов
33.2.1. Диаграмма состояния
системы уран-азот
Варианты диаграмм со-
стояния системы U-N в зави-
симости от давления азота,
изображены на рис. 33.3. В
системе U-N обнаружено 4
фазы: мононитрид урана, ку-
бические и гексагональные
«полуторные» нитриды урана
и динитрид урана. Мононит-
рид урана UN стабилен в ин-
тервале температур от ком-
натной до температуры плав-
ления. Кубические и гексаго-
нальные полуторные нитри-
ды не являются аллотропны-
ми модификациями соедине-
ния U-N: в них выделяются
фазы α-U
2
N
3
и β-U
2
N
3
. α-фаза
представлена в виде широко-
го диапазона застехиометиче-
ских «полуторных» соедине-
ний типа UN
1,54
-UN
1,75
. β-фаза
Рис. 33.3. Варианты диаграмм
состояния системы U-N.
Давление азота:
а – 10 Па; б – 0,1 МПа; в – 0,5 МПа
430
состоит из достехиометрических «полуторных» соединений в диа-
пазоне от UN
1,45
до UN
1,49
. α- и β-фазы образуются при температуре
~
1073 К, а температура их разложения при давлении азота 1 атм.
составляет ~
1623 К. Динитридная фаза образуется при стехимо-
метрическом соотношении N/U > 1,75. В табл. 33.1 приведены не-
которые характеристики соединений U-N, PuN и U
0,8
Pu
0,2
N.
Таблица 33.1
Характеристики соединений U-N, PuN и U
0.8
Pu
0.2
N
Фаза Тип решетки
Параметр
решетки,
пм
Температура плавле-
ния/термического разложения, K
UN NaCl 488,9
3120 (плавл. при 2.5 атм. N
2
)
3103 (терм. разл. при 1 атм. N
2
)
α-U
2
N
3+x
(UN
1
,
54-1
,
75
)
Mn
2
O
3
1068,4
1623(терм. разл. при 1 атм. N
2
)
β-U
2
N
3-x
(UN
1
,
45-1
,
49
)
La
2
O
3
гексагональная
369,6
c/a = 1,58
UN
2
CaF
2
521
−
PuN NaCl 490,49 2843(терм. разл. при 1 атм. N
2
)
U
0,8
Pu
0,2
N
−
489,1 3053(терм. разл. при 1 атм. N
2
)
Вид диаграммы состояния системы U-N зависит от давления
азота при синтезе мононитрида. Так, при давлении азота 10 Па UN
плавится инконгруэнтно при 2050 °C выделением азота и жидкого
урана:
() () ()
() ( )
2
1
UN U N
2
U U
s
lg
lg
+
(33.1)
При давлении азота 0,1 МПа температура плавления повышает-
ся до 2800 °С, а при 0,50 МПа. UN плавится конгруэнтно при
2850 °С:
() ( ) ()
2
1
UN U N
2
s
gg+ (33.2)
Температура диссоциации UN
3
и UN
2
при давлении азота 0,01;
0,1 и 0,5 МПа составляет соответственно 780, 1345 и 1520 °С. Мо-
нонитрид урана при низкой температуре практически не имеет об-
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)