Тенишев лекции (незащищенный фаил) KiFM_2014
.pdfНАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ
«МИФИ»
Кафедра «Физические проблемы материаловедения»
КОНСТРУКЦИОННЫЕ И ФУНКЦИОНАЛЬНЫЕ МАТЕРИАЛЫ
К.т.н., доцент Тенишев Андрей Вадимович
Понятие о топливных материалах
Топливные материалы - вещества, которые содержат делящиеся нуклиды, а также целый ряд других материалов, которые обеспечивают высокую работоспособность ЯТ.
Делящиеся нуклиды: 235U, 233U, 239Pu. Наиболее распространены: 235U, 239Pu ЯТ обязательно содержит сырьевые (воспроизводящие) нуклиды: 238U, 232Th
наряду с 233U во второй реакции образуется 232U, который, распадаясь, образует γ-активные ядра (212Bi, 208Te), затрудняющие обращение с ЯТ, поэтому этот цикл практически не используется.
В ЯТ также содержатся легирующие элементы (Л.Э.), чтобы придать топливу необходимые физические и химические свойства, повысить стойкость к излучению. ЛЭ: O, C, N, Si, Al, Fe, Cr, Zr, Mo, Nb
ВПН (Gd, B, Er) выгорающий поглотитель нейтронов – вещество с большим сечением захвата нейтронов, выгорающие быстрее или с той же скоростью, что и делящиеся нуклиды, что позволяет скомпенсировать избыток тепловых нейтронов в начале топливной кампании и позволяет увеличить глубину выгорания топлива.
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
2 |
Классификация ядерного топлива
По обогащению:
Топливо на природном уране. Используется очень редко, т.к. не позволяет достичь большую глубину выгорания
Топливо на обогащенном уране.
РБМК – 1,8% 235U ВВЭР – 3,5-4,2% 235U
Реакторы на быстрых нейтронах – 235U
По виду делящегося и воспроизводящего нуклида:
U-Pu топливо. Топливо для БН. Экономически выгодно и целесообразно, т.к. возможно расширенное воспроизводство ЯТ. Содержит 15-30% Pu; в этом топливе делится только Pu, а U – воспроизводящий нуклид(природный, отработанный). Так же используется в тепловых реакторах для сжигания запасов оружейного плутония, содержание 239Pu до 5 мас. %.
U-Th – топливо. Делится U, а Th – воспроизводящий нуклид. Используется редко из-за жесткого гамма-излучения.
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
3 |
Классификация ядерного топлива
По агрегатному состоянию:
1.Твердое. Наиболее распространено, в основном, в виде диоксида урана.
2.Жидкое. Сплавы плутония (Тпл ≈ 440 ºC) и его соли, которые планируется использовать в жидком виде в гомогенных реакторах, что позволило бы существенно улучшить радиационную стойкость топлива, однако эти расплавы являются химически агрессивными, что сдерживает их использование.
3.Газообразное. UF6 используется для обогащения, хранения и транспортировки U. Температура перехода в газообразное состояние - 56,5ºС. Непосредственно в реакторах не используется из-за высокой химической активности.
4.Дисперсное. Очень надежное. Высокое обогащение (до 90% 235U) и выгорание. Используется в исследовательских и транспортных реакторах.
5.Микротвэльное. Микросферы топлива диаметром ~500 мкм с защитными покрытиями из пироуглерода, которые предотвращают выход продуктов деления из топлива.
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
4 |
Особенности ядерного топлива (ЯТ)
1. Чрезвычайно высокая калорийность. Выгорание 1г 235U эквивалентно сжиганию 3т качественного угля – это позволяет свести к минимуму транспортные расходы по доставке урана.
2. При выгорании ЯТ происходит его воспроизводство.
КВ количество образовавшегося топлива количество разделившегося топлива
ВВЭР – КВ = 0,5-0,6 ГГР – КВ = 0,8-0,9
БН – КВ до1,5 (т.е. на 1 т загруженного урана 1,5 т. выгружаемого плутония) это при использовании U-Pu топливного цикла. На обогащенном уране в БН КВ<1!
3.ЯТ может выгорать до размеров критической массы. Однако, как правило, оно выгорает меньше. В БР – 10 % т.а., ВВЭР – 4-5% т.а. - это связано не с физикой нейтронов, а с распуханием и накоплением продуктов деления.
4.ЯТ обладает высокой чистотой по примесям, чтобы уменьшить бесполезную потерю нейтронов.
5.ЯТ можно использовать многократно после его регенерации (удаления продуктов деления и добавления делящихся нуклидов).
6.ЯТ радиоактивно и требует особой предосторожности при обращении с ним
7.При выгорании ЯТ не происходит потребление кислорода (важно для подводных лодок и космических аппаратов).
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
5 |
Процессы в ЯТ при его выгорании
Выгорание – расход делящихся нуклидов. Обозначение: Β Размерности: [дел./см3], [% т.а. (тяжелых атомов)], [МВт*сут/т ТМ], [г ПД/см3]
Высокая температура: меняет механические свойства ЯТ, ускоряет диффузионные процессы и увеличивает степень физико-химического взаимодействия как с оболочкой твэла, так и с теплоносителем в случае разгерметизации твэла.
Накопление продуктов деления (ПД): зашлаковывание ЯТ (накопление продуктов деления, которые бесполезно поглощают нейтроны, например
149Sm), отравление Xe или «йодная яма» (T1/2 от Те до Cs ~ 16 ч.), распухание, изменение состава ЯТ, физико-химическе взаимодействие с
оболочкой твэла (коррозия, возможное растрескивание), снижение теплопроводности ЯТ и т.д.
Радиационные повреждения топлива осколками деления (энергия осколка ~90 МэВ): термические пики, дефекты кристаллической решетки, каскады смещений, ускорение диффузии, гомогенизация, радиационная ползучесть. Транспортные процессы: изменение структуры, состава и свойств ЯТ.
Механическое взаимодействие топлива с оболочкой твэла.
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
6 |
Требования к ЯТ
1. Высокие ядерно-физические свойства, т.е. минимальное паразитное сечение захвата тепловых нейтронов.
2.Высокая радиационная стабильность, т.е. максимальное сопротивление изменению формы и объема в процессе эксплуатации.
3.Высокая теплопроводность, что позволяет увеличить диаметр топливных сердечников, снизить объемную долю конструкционных материалов в АЗ и увеличить КПД реактора.
4.Высокая температура плавления, что обеспечивает повышенную безопасность работы реактора в переходных режимах и в аварийных условиях.
5.Отсутствие фазовых переходов в области рабочих температур, так как они обычно сопровождаются изменением размеров (формы) топливных сердечников, а так же при этом изменяются исходные свойства топлива.
6.Хорошая совместимость с материалом оболочки, т.е. отсутствие физикохимического взаимодействия в рабочих условиях в течение кампании топлива.
7.Высокая коррозионная стойкость в теплоносителе.
8.Высокая плотность и высокое удельное содержание делящихся нуклидов в единице объема, что позволяет повысить коэффициент воспроизводства (КВ), а так же сократить размер АЗ.
9.Высокая теплоемкость, что определяет скорости изменения температуры в АЗ при переходных режимах.
10.Технологичность производства и минимальная стоимость.
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
7 |
Металлическое ЯТ
Относят: металлические U, Pu и их сплавы
Достоинства: высокая теплопроводность (позволяет использовать топливные сердечники достаточно большего диаметра), высокая плотность (получение высокого КВ), простая технология.
Недостатки: низкая радиационная стабильность, т.е. склонность к радиационному росту и распуханию, что не позволяет получить большие глубины выгорания. Плохая совместимость с конструкционными материалами, т.е. при высоких температурах имеет место физикохимическое взаимодействие с оболочкой твэла, например:U+Al=> UAlx => охрупчивание оболочки. Низкая коррозионная стойкость во многих теплоносителях (особенно в воде)
U и его сплавы
Природная смесь изотопов урана содержит три нуклида 238U (99,2745 %), 235U (0,7200 %) и 234U (0,0055 %). Среднее содержание 235U в различных урановых рудах составляет 0,711 %. Искусственным путем получено одиннадцать нуклидов урана с массовыми числами от 227 до 240.
Содержание примесей в уране используемом в ядерной энергетике < 0,1 %
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
8 |
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Ядерно-физические свойства урана
|
Период |
|
|
Сечения реакций, 10-28 м2 (барн) |
|
|||
Нуклид |
полурас |
Тепловые нейтроны |
Быстрые нейтроны |
|||||
пада, |
|
с Е = 0,025 эВ |
|
с Е = 1,8 МэВ |
||||
|
|
|
||||||
|
лет |
деления |
захвата |
|
поглощения |
деления |
захвата |
поглощения |
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
233U |
1,62·105 |
531,1 |
47,7 |
|
578,8 |
1,902 |
0,0951 |
1,9971 |
235U |
7,13·108 |
582,2 |
98,6 |
|
680,8 |
1,274 |
0,0764 |
1,3504 |
238U |
4,51·109 |
0 |
2,71 |
|
2,71 |
0,535 |
0,0428 |
0,5778 |
Природный U |
– |
4,18 |
3,51 |
|
7,69 |
0,535 |
0,0428 |
0,5778 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Кристаллическая структура урана
|
Температурная |
|
Элементарная ячейка |
|
|
Фаза |
область |
Тип |
Параметры, нм |
|
Число атомов в |
|
существования, °С |
решетки |
|
элементарной ячейке |
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
Ниже 667 |
Ортором- |
а = 0,28539; b = 0,58691 |
|
4 |
бическая |
с = 0,49554 |
|
|||
|
|
|
|
||
|
667 – 775 |
Тетраго- |
а0 = 1,0759; b0 = 0,5656 |
|
30 |
|
|
нальная |
при 720 °С |
|
|
γ |
775 – 1130 |
ОЦК |
с0 = 0,3538 при 850 °С |
|
2 |
Изменение объема при ↔ -превращении 1,05 %; при ↔γ 0,7 % |
|
и при переходе из твердого в жидкое состояние 7,6 % |
9 |
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
Металлическое ЯТ. Свойства урана.
Схемы
кристаллической решетки -фазы
(а) и -фазы (б)
урана
Температурная зависимость плотности урана
Температура, °С |
Плотность, г/см3 |
Температура, °С |
Плотность, г/см3 |
-Фаза |
-Фаза |
||
|
|
|
|
25 |
19,070 |
667 |
18,176 |
100 |
19,012 |
700 |
18,132 |
200 |
18,921 |
775 |
18,073 |
300 |
18,820 |
γ-Фаза |
|
400 |
18,704 |
775 |
17,941 |
500 |
18,586 |
800 |
17,910 |
667 |
18,369 |
1100 |
17,563 |
|
|
|
|
Плотность жидкого урана при температуре плавления составляет 16,63 г/см3
Температурная зависимость |
|
Зависимость |
теплоемкости урана |
теплопроводности урана |
|
Тенишев А.В. «Конструкционные и функциональные материалы» для групп Ф8-04 и 05, г. Москва, 2013 |
10 |