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

Получение и сплавы тория - 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

ПОЛУЧЕНИЕ

Чистый торий представляет собой пластичный материал, легко поддающийся всем стандартным видам обработки с соблюдением некоторых мер предосторожности. Другими словами, торий высокой чистоты при повышенных температурах не является хрупким материалом.
Основными проблемами, возникающими при плавлении и разливке металлического тория, имеющего высокую температуру плавления, являются: 1) достижение достаточно высоких температур (1800 —  2000 °С) дня полного плавления металлического тория; 2) предотвращение загрязнения тория атмосферными компонентами и материалами тиглей при таких высоких температурах. Вакуумная индукционная плавка является одним из путей достижения высоких температур без загрязнения атмосферными примесями. При вакуумном методе индукционной плавки и последующей разливке тория масса слитков достигает 50 кг при диаметре около 8 см. Метод вакуумной плавки и разлива был усовершенствован заменой тиглей из окиси бериллия на тигли из ZnO2 и использованием сплава Th—Zn для колпаков.
В § 9.2 упоминалось о методах получения высокочистого металлического тория в промышленных масштабах, основанных на электродуге вой плавке. В этом методе используются две стадии плавки и разлива для превращения ториевой губки в высокочистый продукт. Получение ториевых слитков методами порошковой металлургии наиболее распространено, особенно при изготовлении порошка в реакции кальций—торий [см. уравнения (9.2) и (9.4)]. Обычно для получения порошка используется гидридный метод. Для достижения высокой плотности металлического тория используется холодное уплотнение или горячее прессование в вакууме при температуре 650 °С.
Торий с низким содержанием примесей О, N, Si, Be и Al легко поддается обработке. Выдавливание при высокой температуре (500 — 1000 °С) с эрозионной защитой, горячая прокатка (750-850 °С), ковка при температуре 750—955 °С, холодная прокатка и обжатие могут выполняться вполне удовлетворительно.
Торий обычно получают в виде цилиндра и подвергают жесткому контролю перед постановкой в ядерный реактор, где его используют как сырьевой или бланкетный материал.
Свариваемость тория в основном зависит и от различных примесей. Торий сваривается только в атомосфере инертного газа дуговой сваркой. Использование простой газовой или электрической сварки исключается из-за быстрого окисления тория при высокой температуре.

МЕТАЛЛИЧЕСКИЕ СПЛАВЫ НА ОСНОВЕ ТОРИЯ

Расплавленный торий может образовывать либо твердый раствор, либо твердую смесь двух или более различных видов металлических кристаллов. Различают два типа твердых растворов: промежуточный и замещающий. Для улучшения механической прочности и коррозионной стойкости тория изучались различные легирующие элемента. Показано, что только два элемента - уран и индий эффективно увеличивают механическую прочность металлического тория и три элемента — Ti, Zr, Nb улучшают коррозионную стойкость (хотя и снижают при этом механическую прочность металлического тория).
Торий-урановые и торий-плутониевые сплавы позволяют объединять делящиеся и сырьевые материалы в перспективном торий-урановом топливном цикле тепловых энергетических реакторов и быстрых бридеров.

Рис. 9.9. Диаграмма состояния торий-урановых сплавов


Рис. 9.10. Средний коэффициент конверсии и обогащение оптимизированных топливных композиций. Сплошные кривые — 233U - природный уран; штриховые — Pu-Th
Таблица 9.5. Механические свойства отожженного уран-ториевого сплава, полученного восстановлением в бомбе


Массовое содержание урана, %

Предел текучести при остаточной деформации 0,2%, МПа

Предел
прочности,
МПа

Пластичность

 

Растяжение, %

Уменьшение площади поперечного сечения, %

Коэффициент Пуассона

0

133

218

46

50

0,25

(чистый Th) 1,00

171

266

38

49

0,25

5,1

188

290

37

47

0,24

10,2

206

309

35

44

0,24

20,6

212

328

32

41

0,24

31,0

248

343

28

36

0,23

40,6

265

428

24

34

0,23

51,2

275

445

17

26

0,23

59,1

299

457

И

23

0,23

Диаграммы равновесия или фазовые диаграммы для плутоний-ториевых и торий-урановых систем приведены на рис. 8.6 и 9.9 соответственно. В табл. 9.5 показано, что в торий-урановых системах механическая прочность тория увеличивается, в то время как пластичность или удлинение тория падает при добавлении урана.
Торий-урановые сплавы с содержанием U более 50% могут легко образовывать расплав и быть разлиты по формам. Для фабрикации топлива также можно использовать порошковую металлургию.
При сравнении ядерных характеристик 233U, 235U и Pu оказывается, что наибольшим микроскопическим сечением деления обладает Pu. В процессе выгорания в тепловом реакторе микроскопическое сечение деления топлив 233U - природный уран, 233U — торий, 235U - природный уран, 235U — торий меняется меньше, чем сечение деления топлива плутоний—торий. На рис. 9.10 приведены оценки среднего коэффициента конверсии теплового реактора на топливе 233U — природный уран, 233U-Th, Pu—Th, основанные на поперечных сечениях ядер. При этом рассматривались различные обогащения 233U (или 235U) и Pu [13]. Аналитические оценки показывают, что средний коэффициент конверсии в топливных циклах 233U — природный уран и 233U—Th выше, чем на топливе Pu—Th.



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