17) Сплавы урана.

Учитывая высокий уровень требований к ядерному топливу, металлический уран необходимо легировать, создавая радиационно- и коррозионно-стойкие сплавы.

По характеру физико-химического взаимодействия с ураном легирующие элементы можно подразделить на две группы. К первой группе относят элементы, имеющие малую растворимость в уране: Al, Fe, Si, Cr и др. Все они, за исключением Cr, образуют с ураном интерметаллические соединения. Во вторую группу входят элементы, которые обладают большой или полной взаимной растворимостью в γ-фазе урана, такие, как Мo, Nb, Zr и др., которые по сути являются γ-стабилизаторами.

Введение в уран легирующих элементов, к сожалению, увеличивает потери нейтронов, особенно тепловых, в топливе. Поэтому одним из главных критериев отбора легирующих элементов для сплавов урана, используемых в тепловых реакторах, является возможно минимальное сечение поглощения тепловых нейтронов.

Основные преимущества металлического топлива заключаются в высокой плотности атомов делящегося и воспроизводящего материалов; в хорошей экономии нейтронов; в большой теплопроводности и в хорошей обрабатываемости.

Уран-алюминиевые сплавы. Алюминий использовался в качестве материала оболочек для урановых топливных пластин или прутков при изготовлении твэлов для учебных и исследовательских тепловых реакторов. Контролирующими факторами при использовании этого оболочечного материала являются его физические свойства и химиическое взаимодействие между U и Аl при высоких температурах. При использовании в учебных и исследовательских реакторах при сравнительно низких температурах сплавы U-A1 имеют значительно лучшие по сравнению с металлическим U радиационную стабильность, механическую прочность и коррозионную стойкость.

Уран-магниевые сплавы.Mg-Al-Be (магнокс), Mg-Zr и т.д. использовались в качестве материалов оболочек уранового топлива при разработке и эксплуатации газоохлаждаемых реакторов в Великобритании и Франции (по типу реактора CalderHall). Хотя магний не так прочен и не так стоек к коррозии в парах воды, как алюминий, он превосходит алюминий в отношении экономии нейтронов, так как его сечение поглощения тепловых нейтронов составляет менее 1/3 сечения алюминия (0,241/0,69=0,30) .

Магний используют как материал для оболочек твэлов газоохлаждаемых реакторов. К материалам оболочек твэлов предъявляются следующие основные требования: 1) достаточная механическая прочность и пластичность; 2) совместимость с материалом топлива и теплоносителя; 3) низкое сечение поглощения нейтронов; 4) низкая наведенная радиоактивность и высокая радиационная стабильность и 5) высокая коррозионная стойкость (см. гл. 3). Алюминий и магний отвечают этим требованиям. В процессе изготовления твэла оболочка гидравлически напрессовывается на топливный урановый стержень, который обычно закаливается из β-фазы и отжигается в α-области при температуре 500 ºС. Во время такого технологического процесса в твэле может происходить металлургическое сцепление между ураном и магнием.

Уран-молибденовые сплавы.были выбраны в качестве материалов металлического топлива для быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим теплоносителем (реакторы LMFBR). К таким реакторам относятся, например, экспериментальные реакторы-размножители EBR-I и II и энергетический быстрый реактор Энрико Ферми. В металлическом топливе этих реакторов на быстрых нейтронах молибден является основным легирующим элементом, способствующим сохранению γ-фазы урана во всей области рабочих температур. Молибден может не только модифицировать кинетику фазовых превращений для получения беспорядочно ориентированной мелкозернистой структуры, но стабилизировать γ-фазный уран во избежание размерной нестабильности.

Сплавы урана с фиссиумом. Некоторые легирующие элементы, такие как Мо, Nb, Zr, Rh, Ru и т.д., были предложены и испытаны для получения тройных и многокомпонентных систем сплавов. В качестве топлива быстрых реакторов-размножителей с жидко-металлическим теплоносителем (например, реактора EBR-II) в настоящее время используются сплавы U с фиссиумом, которые могут обеспечивать повышенную радиационную стойкость твэлов.

18) Аустенитные нержавеющие стали,

хорошо освоенные в промышленности, пригодные для работы в разнообразных условиях, приемлемые по стоимости, обладающие превосходными механическими свойствами и высокой коррозионной стойкостью при повышенных температурах (ниже 650 °С), представляют собой сплавы на основе железа с хромом и никелем как основными легирующими элементами (табл. 5.5). Эти стали привлекают к себе внимание как конструкционный материал быстрых и тепловых реакторов (корпуса и системы трубопроводов), контейнеров для радиоизотопов и радиоактивных отходов и других аппаратов и конструкций ядерной техники. Стали с высокой коррозионной стойкостью при температурах до 650 °С.

Аустенитная хромоникелевая нержавеющая сталь (советские марки Х18Н9 и Х18Н10Т и американские стали типа 304 и 347). Стали этого класса коррозионно-стойки в воде до температуры 633 К, в газовом теплоносителе (например, в углекислоте до 873 К) и в водяном перегретом паре — до температуры 923 К. Наряду с высокой коррозионной стойкостью эти стали имеют необходимые технологические характеристики.

Применяют в качестве оболочек твэлов и других элементов активной зоны в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. Несмотря на более высокие значения сечения поглощения ТН (в 15раз больше циркония), что приводит к необходимости использования более обогащенного топлива, эти стали имеют ряд важных преимуществ перед другими материалами. Они в несколько раз дешевле, чем цирконий, обладают высокой жаропрочностью и жаростойкостью, вплоть до 823—873 К, хорошую свариваемость, технологичны. Оболочки из стали Х18Н10Т предпочтительны для реакторов на БН, так как в таких реакторах в основном в качестве теплоносителя используют жидкие металлы.

Обладают достаточно высокими механическими характеристиками вплоть до темп. 873—923 К, поэтому их можно применять в реакторах с высоким давлением теплоносителя. Для повышения жаропрочности сталей необходимо дополнительное легирование молибденом или вольфрамом.

При использовании сталей для оболочек твэлов необходимо обращать внимание на совместимость с ядерным топливом. Сталь Х18Н10Т хорошо совместима с UO2 до температуры 1023 К. Это особенно важно при использовании жидкометаллических теплоносителей, т.к. даже при нарушении герметичности оболочек твэловUO2 не взаимодействует с жидким металлом.с жидким металлом (натрием). С металлическим ураном такие стали вступают во взаимодеиствие в пределах температур 77^973 к.

Хорошо совместим со сталями до температуры 873 Кмонокарбид урана, при более высокой температуре он обычно взаимодействует со сталью и несовместим с водой и паром при высоких параметрах последнего. Эти стали в воде высокой чистоты и в паре достаточно коррозионно-стойки. Высокая коррозионная стойкость этих сталей обусловлена их способностью пассивироваться.

В зависимости от состава сталей, их структуры, значения pH и наличия примесей среды нержавеющие аустенитные стали могут подвергаться нескольким видам коррозии: общей (охватывающей всю поверхность равномерно), местной (точечные, язвенные поражения из-за трещин, неоднородностей), межкристаллитной (поражения по границам зерен) и коррозии под напряжением.

1 9) ЯТЦ

Топливный цикл — это комплекс мероприятий по производству, использованию, переработке и утилизации отработанного ядерного топлива. Термин «топливный цикл» подразумевает возможность повторного использования отработанного ядерного топлива на атомных установках в ТВЭЛах после специальной обработки.

Выделяют открытые и закрытые топливные циклы.

В зависимости от ядерного горючего возможно осуществление трех типов ЯТЦ: 1) урановый ТЦ, в к-ром делящимся материалом служит 235U, а воспроизводящим - 238U. 2) U-Th. 3) U-Pu.

Этапы

I. получение ядерного горючего. Он включает добычу урановой руды, ее обогащение, извлечение U и его глубокую очистку, изотопное обогащение по 235U (см. Изотопов разделение), получение из обогащенного урана материала, пригодного для загрузки в реактор, изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок из них.

II. получение тепловой энергии в ядерных энергетич. установках при сжигании ядерного горючего. На следующих этапах ядерного топливного цикла проводят радиохим. переработку отработавшего горючего.

III. Завершается подготовкой к окончат. захоронению радиоактивных отходов.