Материалы ядерных энергетических установок - Получение и сплавы тория

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

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.