Существуют три основных класса урановых сплавов: интерметаллические соединения UAl2 и UAl3, сплавы со сравнительно небольшими добавками элементов, предназначенных для модификации кинетики распада бета- или гамма-фазы и получения беспорядочно ориентированной мелкозернистой структуры, и сплавы, в которых концентрации легирующих добавок достаточны для стабилизации объемноцентрированной кубической гамма-фазы. Во всех случаях выбор элементов для легирования U ограничен соображениями экономии нейтронов в ядерном реакторе. Другими словами, исключаются элементы с относительно большим сечением поглощения нейтронов.
В качестве легирующих элементов для образования урановых сплавов трех основных классов рассматривались Al, Be, Ti, Zr, V, Nb, Та, Cr, Мо и т.д. [24, 25]. Однако до настоящего времени наиболее широкое использование и наибольшую разработку получили сплавы U-Al, U—Mg и U—Мо. Эти сплавы можно рассматривать также в качестве основных бинарных или тройных систем уранового топлива.
Основные преимущества металлического топлива заключаются в высокой плотности атомов делящегося и воспроизводящего материалов; в хорошей экономии нейтронов; в большой теплопроводности и в хорошей обрабатываемости. Эти характеристики были продемонстрированы при изготовлении и эксплуатации топлива для реактора EBR-II.
Таблица 6.4. Основные свойства интерметаллических фаз в системе U—Al
6.6.1. 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 химическое взаимодействие между U и Al при высоких температурах. При использовании в учебных и исследовательских реакторах при сравнительно низких температурах сплавы U—Al имеют значительно лучшие по сравнению с металлическим U радиационную стабильность, механическую прочность и коррозионную стойкость.
При высоких температурах сплавы U—Al образуют интерметаллические соединения. Свойства промежуточных фаз, образующихся в системе уран—алюминий, приведены в табл. 6.4.
На рис. 6.8 представлена диаграмма состояния сплавов уран—алюминий, которая дает представление об условиях образования этих интерметаллических соединений и соотношениях между составом и температурой [26].
- Уран-магниевые сплавы. Магниевые сплавы Mg-Al-Be (магнокс), Mg—Zrn т.д. использовались в качестве материалов оболочек уранового топлива при разработке и эксплуатации газоохлаждаемых реакторов в Великобритании и Франции (по типу реактора Calder Hall). 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 бета-фазы и отжигается в а-области при температуре 500 °С. Во время такого технологического процесса в твэле может происходить металлургическое сцепление между ураном и магнием.
Рис. 6.8. Диаграмма состояния сплавов уран—алюминий
Рис. 6.9. Диаграмма состояния сплавов уран—магний
На рис. 6.9 приведена равновесная диаграмма состояния системы U—Mg [26]. Во вставке в увеличенном масштабе показана часть диаграммы газоохлаждаемых реакторов.
Физические и механические свойства оболочечных материалов систем Mg-Al, Mg—Al-Ве (например, сплавов магнокс А-12 или магнокс А-18) и Mg-Zr можно найти в оригинальных работах [27-30].
- Уран-молибденовые сплавы. 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 гамма-фазы урана во всей области рабочих температур. Молибден может не только модифицировать кинетику фазовых превращений для получения беспорядочно ориентированной мелкозернистой структуры, но стабилизировать гамма-фазный уран во избежание размерной нестабильности.
На рис. 6.10 приведена диаграмма состояния сплавов U-Mg, а на рис. 6.11 — данные, свидетельствующие о влиянии добавок молибдена на размерную стабильность урана, т.е. данные по удлинению в результате термического циклировании образцов сплавов U—Mg, закаленных из гамма-фазы и имеющих структуру метастабильной гамма-фазы [31].
Рис. 6.11. Влияние добавок Мо на размерную стабильность (сплавы закаливались из гамма-фазы). Около кривых указано массовое содержание Мо, %
Рис. 6.10. Диаграмма состояния сплавов уран-молибден
Добавки молибдена в количестве примерно до 3% по массе могут стабилизировать размерную неустойчивость, которая является характеристикой а-урана и обусловлена его анизотропией, как это уже обсуждалось. Большего улучшения можно достичь закалкой в воду из гамма-фазы, чем закалкой в воду из бета-фазы. В качестве ядерного топлива для реакторов LMFBR обычно используются уран-молибденовые сплавы, содержащие от 3 до 10% по массе молибдена. При закалке в воду в этих сплавах сохраняется метастабильная гамма-фаза.
- Сплавы урана с фиссиумом. Некоторые легирующие элементы, такие как Мо, Nb, Zr, Rh, Ru и т.д., были предложены и испытаны [24, 25] для получения тройных и многокомпонентных систем сплавов. В качестве топлива быстрых реакторов-размножителей с жидкометаллическим теплоносителем (например, реактора EBR-II) в настоящее время используются сплавы U с фисснумом, которые могут обеспечивать повышенную радиационную стойкость твэлов [32—34].
В процессе пирометаллург ической (или пиро химической) переработки топлива реактора EBR-II из топливного цикла удаляется только часть продуктов деления. Те элементы продуктов деления, которые остаются в топливном цикле, все вместе получили название фиссиум Fs. Типичный состав фиссиума, который может установиться после многих циклов переработки топлива на основе 235U, приведен в табл. 6.5 [34]. Микроструктуры и температуры превращения в сплавах U—Fs изучались с помощью образцов, синтезированных из стабильных изотопов с добавками молибдена и рутения вместо технеция [31]. Исследования показали, что сплавы урана с фиссиумом обладают повышенной радиационной стойкостью и лучшей теплопроводностью. Из рис. 6.12 видно, что теплопроводность сплава урана с 5% по массе фиссиума быстрее увеличивается с ростом температуры, чем теплопроводность чистого урана или сплава U—Pu—Fs.
Таблица 6.S. Равновесное содержание элементов продуктов деления (фиссиума) после многих циклов переработки топлива на основе 2 5 U
Рис. 6.12. Теплопроводность сплавов U с Fs:
1 — чистый уран; 2 — сплав U — 5% Fs по массе; 3 — сплав U - 15% Pu - 10% Fs по массе
Недавно было найдено, что неметаллический продукт деления Si, присутствующий в переработанном топливе реактора EBR-II концентрации (1—2) -1СГ2 % по массе, оказывает положительное влияние на характеристики топлива. Он может улучшать радиационную стабильность топлива и, в частности, уменьшать радиационное распухание топлива при высоком выгорании [35].
