Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:

Тенишев лекции (незащищенный фаил) KiFM_2014

.pdf
Скачиваний:
62
Добавлен:
27.03.2016
Размер:
41.48 Mб
Скачать

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. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

21

Pu и его сплавы

Сырьем для производства Pu служит облученное ЯТ. Металлический Pu получают из солей Pu: PuF4, PuCl3. Кальцийтермия - к соли плутония добавляют кальций.

PuF4 + 2Ca → Pu + 2CaF2 + 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/см3 – Pu высокого качества (ρтеор=19,816 г/см3) Запасы Pu большие (несколько сотен тонн)

Изотопный состав и период полураспада

Изотоп

Период полураспада

Примечание

 

 

 

238Pu

89,6 года

сильный альфа излучатель

239Pu

2,44·104 лет

высокие сечения деления

240Pu

6,6·103 лет

не делится нейтронами

241Pu

13,2 года

высокое сечение деления > 239Pu

242Pu

380 лет

не делится нейтронами

241Pu →β→241Am (имеет жесткое нейтронное и гамма-излучение) Длительные выдержки регенерированного плутония невыгодны.

Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

22

Pu и его сплавы

Изотопный состав плутония различается в зависимости от типа реактора.

Схема образования и распада важнейших нуклидов плутония

Изотоп

ВВЭР

БН

 

 

 

239Pu

65%

75,6-89,0%

240Pu

25%

9,7-19,5%

241Pu

8%

1,2-4,5%

242Pu

2%

0,007-0,5%

Высокофоновой плутоний – плутоний, извлекаемый из тепловых реакторов.

Низкофоновой плутоний – извлекаемый из быстрых реакторов.

Оружейный плутоний содержит 5 – 6 %

240Pu.

Считалось, что из энергетического плутония ядерное оружие получить невозможно, но это не так.

Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

23

Pu и его сплавы

Аллотропические модификации плутония

Модифик

Область

Тип

Число атомов в

Плотность,

существования,

элементарной

ация

решетки

г/см3

°С

ячейке

 

 

 

 

 

 

 

 

 

от –186 до + 126

Простая моноклинная

16

19,6

 

 

 

 

 

 

126–185

ОЦ моноклинная

34

17,70

 

 

 

 

 

 

185–310

ГЦ моноклинная

8

17,14

 

 

 

 

 

 

310–451

ГЦК

4

15,92

 

 

 

 

 

 

451–480

ГЦ тетрагональная

2

16,00

 

 

 

 

 

 

480–640 (плавление)

ОЦК

2

16,51

 

 

 

 

 

Объемные изменения при аллотропических превращениях плутония, %

 

 

 

 

 

жидкость

 

 

 

 

 

 

8,9

2,4

6,7

-0,4

-3,0

0

 

 

 

 

 

 

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. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

24

Свойства Pu

Температурная зависимость

 

Линейное термическое теплопроводности плутония

Влияние циклов

расширение плутония

на плотность

Механические свойства:

плутония

α-Pu – очень хрупкая фаза. При Т = 100 °С δ = 1%, σв = 244 МПа

β-Pu – сверхпластичен. При Т = 130 °С δ = 294 %, σв = 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.

Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

25

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. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

26

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. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

27

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: UO2 – 2847 °C; UC2 – 2440 °C; UC - 2490 °C;

UN - 2830 °C

3.Вплоть до температуры плавления, кроме UC2, не испытывают полиморфных превращений.

4.Высокая совместимость, то есть отсутствие физико-химического

взаимодействия, с материалами АЗ, особенно у UO2. 5.Хорошая совместимость с теплоносителем, с водой, газами.

 

 

Недостатки:

 

1.

Плотность, понижающаяся в следующем ряду: ρ(UN)=14,32 г/см3; ρ(UC)=13,42

г/см3; ρ(UC )=11,7 г/см3; ρ(UO ) =10,96 г/см3. Чем выше плотность ядерного

 

 

2

2

 

топлива, тем выше коэффициент воспроизводства.

 

2.

Низкое удельное содержание U и Pu в ед.обьема, то есть необходимо

 

увеличить размер АЗ.

 

 

3.

UO2 – очень низкая теплопроводность, которая снижается с ростом

 

температуры.

 

 

4.

Сложные технологии получения (кроме UO2).

 

5.

UN высокое сечение захвата нейтронов (σа = 1,88 барн).

 

6.

UC – науглероживание стальных оболочек приводящее к их охрупчиванию.

28

 

 

Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

Оксидное ядерное топливо

Основные три оксида урана – диоксид UO2, закись-окись U3O8 и триоксид UO3. Возможно существование монооксида UO, а также

таких соединений урана с кислородом, как U4O9, U3O7, U2O5,

В системе U–O существует нескольких фаз UO, UO2, U4O9, U3O7, U3O8, - UO3, -UO3.

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. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

29

Оксидное ядерное топливо. Стехиометрия

Химическая формула нестехиометрического топливного оксида имеет вид МОх, где М – U, Pu или (U+Pu).

(U,Pu)O2 – твердый раствор диоксида Pu в диоксиде U, который также называют MOX-топливом.

Для застехиометрического топлива х имеет положительное значение, а для достехиометрического – отрицательное.

UOx (U,Pu)Ox – фазы переменного состава. В этих фазах может быть, как дефицит, так и избыток кислорода.

UO2,000 – стехиометрический диоксид урана, то есть отношение кислород/металл (О/М, где М = U +Pu) целое число и равно 2. UO2+x О/U = 2 + x; (U,Pu)O2+x O/M = 2 + x - застехиометрические оксиды.

UO2-x О/U = 2 – x; (U,Pu)O2-x O/M = 2 - x - достехиометрические оксиды.

Вдостехиометрических оксидах (U,Pu)O2-x присутствуют ионы O2-,

U4+, Pu3+ и Pu4+.

ВUO2+x присутствуют ионы O2-, U4+, U5+ и U6+

В(U,Pu)O2+x присутствуют ионы O2-, U4+, U5+, U6+ и Pu4+

Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013

30