Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Плутоний - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

ГЛАВА 8
ПЛУТОНИЙ

ВВЕДЕНИЕ

Важная роль в быстрых энергетических реакторах отводится плутониевому ядерному топливу. Образование Pu при захвате нейтрона ядром 238U компенсирует потерю реактивности при выгорании первичного топлива в легководных LWR и тяжеловодных HWR энергетических реакторах. Плутоний, выделенный при переработке облученного топлива и разбавленный природным или отвальным ураном (отвал газодиффузионных заводов), можно использовать как первичное топливо быстрых энергетических реакторов. Высокий выход вторичных нейтронов (в среднем три нейтрона на одно деление) позволяет производить в LMFBR больше ядерного горючего, чем его потребляется.
На стадии экспериментальной разработки перспективного металлического и керамического плутониевого топливного материала для LMFBR удалось добиться значительных успехов. Ожидается, что перспективное топливо позволит получить в LMBFR коэффициент воспроизводства не менее 1,35 (избыточный коэффициент воспроизводства 0,35 и более), период удвоения 7—12 лет и максимальную глубину выгорания до 250 МВт сут/кг (U, Pu) [1].

РАСПРОСТРАНЕННОСТЬ В ПРИРОДЕ И ПОЛУЧЕНИЕ

Хотя нуклид 239Pu и содержится в урановой руде (урановой смолке или ураните), его концентрация в руде не превышает 10-11. Поэтому плутоний следует рассматривать как искусственный нуклид, получаемый при облучении нейтронами в ядерном реакторе природного или обедненного урана. В результате реакций, происходящих в реакторах- наработчиках и энергетических реакторах, образуются высшие нуклиды плутония:

(8.1)
(8.2)
Плутоний, извлеченный из тепловыделяющих элементов, подверженных кратковременному облучению, почти полностью состоит из нуклида 239Pu. При более длительном облучении этот нуклид поглощает нейтроны и постепенно превращается в более или менее стабильные нуклиды с массовыми числами до 246.

СВОЙСТВА ПЛУТОНИЯ

8.3.1. Ядерно-физические свойства. В табл. 8.1 [2, 3] представлены наиболее важные ядерно-физические характеристики изотопов плутония и других нуклидов, играющих важную роль в ядерных реакторах деления.

Рис 8.1. Термическое линейное расширение при фазовых превращениях высокочистого плутония
Рис. 8.2. Температурная зависимость удельной теплоемкости Ср

В табл. 8.1 оа и Of — поперечные сечения поглощения и деления, выраженные в барнах, v(E) — среднее число нейтронов, возникающих при одном акте деления, v(E) — среднее число нейтронов, приходящихся на одно сгоревшее ядро урана или плутония. Поперечные сечения оа, Of и ас = аа - Of и ядерные параметры v и n являются функциями энергии нейтрона Е и поэтому зависят от нейтронного спектра, характерного для тепловых и быстрых реакторов.
Для сравнения в табл. 8.1 приведены значения оа, о*, v и т? для тепловых и быстрых нейтронов для нуклидов 23 *U и 238и. Видно, что значения оа, Of, v ит? для 239Pu в быстром реакторе предпочтительнее аналогичных характеристик для 235U в тепловом реакторе. По этой причине плутоний рассматривают как ядерное горючее для расширенного воспроизводства в быстрых реакторах.

  1. Теплофизические свойства. В табл. 8.2 [4-6] приведены данные о кристаллической структуре, фазовых превращениях, плотности, теплоемкости, коэффициенте термического расширения плутония. Из-за кинетики фазовых превращений шести аллотропических модификаций чистого плутония температура перехода заметно зависит от скорости нагревания образцов. На рис. 8.1 изображена температурная зависимость линейного расширения (или удлинения) чистого плутония при фазовых превращениях. Из шести аллотропических модификаций только 5-фаза плутония относительно стабильна или метастабильна. Температурная зависимость удельной теплоемкости при постоянном давлении Ср для чистого плутония в области низких температур представлена на рис. 8.2. Зависимость средней теплопроводности X от абсолютной температуры образцов плутония высокой чистоты приведена на рис. 8.3. В соответствии с общей тенденцией для металлов удельная теплоемкость и теплопроводность чистого плутония растет с температурой.
  2. Механические свойства. С механической и технологической точки зрения плутоний является относительно хрупким материалом. Егр механические свойства сильно зависят от содержания примесей, эффективной плотности, температуры, дефектов кристаллической структуры, анизотропии и фазовых превращений. Для выбранных образцов механические свойства чистого плутония при различных условиях приведены в табл. 8.3.

Таблица 8.1. Некоторые важные ядерные свойства нуклидов плутония

Таблица 8.2. Физические и теплофизические свойства плутония

Здесь представлены плотность, температура, содержание примесей в различных образцах, оказывающих в различной степени влияние на предел прочности, предел текучести и модуль упругости плутония. На рис. 8.4 изображена типичная диаграмма растяжения для выдержанного при низкой температуре плутониевого образца при комнатной температуре и показано, как графически определить предел текучести в образце металлического плутония при остаточной деформации 0,02% (см. также табл. 8.3).

Анализ физических, ядерных и термомеханических свойств аллотропного плутония, который меняет фазу 6 раз (от а, 0, 7, 6, г  до е) в узком интервале температур (от комнатной температуры до точки плавления 640 °С), показывает, что плутоний в металлической форме нельзя использовать в чистом виде как топливо для быстрых реакторов.
Таблица 8.3. Некоторые механические свойства плутония


Характеристика образца

Предел прочности, МПа

Предел текучести при остаточной деформации 0,02%, МПа

 

макс

мин.

макс.

мин.

Литые образцы диаметром 0,623 см, выдержанные при низкой температуре

530

302

314

210

Литые образцы диаметром 0,635 см, отожженные в б-фазе и выдержанные при низкой температуре

510

300

288

222

Литые образцы диаметром 1,27 см, выдержанные при низкой температуре

437

326

276

226

Литые образцы диаметром 1,27 см, отожженные в б-фазе и выдержанные при низкой температуре

448

415

296

248


Рис.  8 3. Температурная зависимость теплопроводности X высокочистого плутония
Рис. 8.4. Типичная диаграмма растяжения cr-фазного плутония при комнатной температуре (штриховая кривая соответствует остаточной деформации 0,02% для определения предела текучести)

Кроме того, плутоний представляет собой сильно концентрированный делящийся материал, который должен быть разбавлен сырьевыми нуклидами перед его применением в бридерах и энергетических реакторах. По этой причине в настоящее время изучаются, испытываются и облучаются в ядерных реакторах сплавы металлического плутония и его керамические соединения [7— 10].



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети