Файл: Герасимов В.В. Материалы ядерной техники учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 11.04.2024
Просмотров: 218
Скачиваний: 1
§ 7.5. Сплавы урана |
189 |
внутренних напряжений путем пластической деформации. В зер нах облученного поликристаллического урана имеется большое число двойников и полос скольжения. Зерна деформируются. В результате взаимного воздействия беспорядочно ориентиро ванных зерен происходит их пластическая деформация и так называемый радиационный наклеп металла.
Чрезвычайно важной особенностью механического поведения урана непосредственно под облучением является резко выра женная ползучесть, так называемая сверхползучесть или радиа ционная ползучесть. В нейтронном поле ползучесть закаленного, отожженного и текстурированного урана превосходит его пол зучесть вне нейтронного поля в десятки и сотни раз. При облу чении в потоке нейтронов с плотностью 6 -ІО12 нейтрон/(см2х Хсек) ползучесть урана при температуре 220° наблюдается при напряжении 0,2 кГ/мм2. При той же температуре испытаний без облучения в уране ползучесть не отмечается. При температуре 100° в условиях облучения уран ползет со скоростью 10_5%/ч под действием нагрузки, составляющей 1% нормального преде ла текучести урана при данной температуре. Предполагается, что сверхползучесть связана с идущим под облучением про цессом радиационного роста, при котором зерна урана давят друг на друга и доводят тем самым напряжение до предела текучести. В таких условиях приложение далее ничтожной внеш ней нагрузки приводит к значительной ползучести, так как по мере деформации радиационный рост в направлении [010] все время повышает напряжения. Ускоренную ползучесть часто связывают с образование?.! дефектов в решетке и с движением атомов в зоне термического пика. Сверхползучесть может выз вать деформацию тепловыделяющих элементов, это имело место,
например, в реакторах атомной |
станции в Колдер-Холле. |
§ 7. |
5 |
Сплавы урана
Возможности использования чистого урана для изготовления металлических сердечников твэлов ограничены из-за изменения свойств урана при облучении. Термическая и термомеханическая обработки урана, позволяющие получить более устойчивую мелкозернистую и квазиизотропную структуру, не решают пол ностью проблемы устойчивости металлического ядерного горю чего. Повышение устойчивости ядерного горючего в твэлах с металлическим сердечником может быть достигнуто примене нием сплавов урана.
Сплавы урана должны обеспечивать минимальный паразит ный захват нейтронов. Для этого легирующие элементы должны
190 Г л . 7. Ядерно-горю чие материалы
иметь минимальное сечение захвата нейтронов. Сплавы должны сохранять размеры и форму при работе в реакторе и обладать высокой прочностью и пластичностью. Сплав должен быть сов местим с оболочкой твэла. Диффузионное взаимодействие спла ва с материалами оболочки недопустимо, так как в результате диффузии могут возникнуть повреждение оболочки и разруше ние твэла. В условиях длительной эксплуатации возможны слу чаи нарушения герметичности оболочки, вследствие чего ядерное горючее будет контактировать с теплоносителем. Для предот вращения вымывания урана и его продуктов коррозии в тепло носитель сплавы должны обладать высокой коррозионной и эрозионной стойкостью.
Сплавы урана, предназначенные для использования в каче стве ядерного горючего, можно разделить на две группы: сплавы со структурой a-фазы, в которых небольшое количество легирующих элементов способствует получению мелкозернистого металла без текстуры, и сплавы со структурой у-фазы, в кото рых легирующие элементы вводятся в количестве, достаточном для частичной или полной стабилизации кубической у-фазы. Сплавы первой группы на основе природного или слабообогащенного урана применяются главным образом в реакторах на тепловых нейтронах. Примером таких сплавов могут служить сплавы урана с 0,4% А1, с 0,5—2,0% Мо, с 2,0%) Zr, с 0,1% Сг. Сплавы второй группы более универсальны, но из-за высокого содержания легирующих элементов требуют значительного обо гащения. Примером сплавов этого типа могут служить сплавы систем U—Mo, U—Zr, U—Nb и тройные сплавы системы U—Zr—Nb со значительным количеством легирующих компо нентов. Значительный интерес представляют композиции на ос нове интерметаллических соединений U3Si, UA14 и т. д.
Сплавы с железом. Легирование урана небольшим количе ством (сотые доли процента) железа улучшает эксплуатацион ную надежность сердечников твэлов. После закалки у такого урана измельчается зерно и повышаются механические харак теристики. Эти обстоятельства ослабляют радиационное огруб ление поверхности сердечников твэлов. Урановый угол диаграм мы состояния U—Fe представлен на рис. 7.6. В этой системе образуется ряд интерметаллидов урана. Предельная раствори мость железа в а-уране близка к нулю, а в ß- и у-фазах — соответственно 0,5 и 1,8 ат.%.
Сплавы с алюминием. Алюминий практически нерастворим в а-уране. Предельная растворимость алюминия в ß- и у-фазах составляет соответственно 0,18 и 0,6%■ В системе U—А1 обра зуются три интерметаллических соединения.
Диаграмма состояния системы U—А1 представлена на рис. 7.7. Легирование урана небольшими добавками алюминия
§ 7.5. Сплавы урана |
191 |
используется для получения мелкозернистого металла со струк турой a-фазы. В структуре сплавов с содержанием алюминия 0,15—0,5% имеются включения интерметаллида UA12. Сплав
ссодержанием алюминия 0,4% рекристаллизуется очень быстро
иприобретает мелкозернистую полиэдрическую структуру с размером зерен 10—20 мкм. Зерна с предпочтительной ориенти-
Содержание Fe, am. %
Рис. 7.6. Урановый угол диаграммы системы U — Fe.
ровной практически отсутствуют. Такой сплав обладает высо ким сопротивлением термической усталости и значительно более устойчив к изменению формы при циклических нагреваниях и облучении, чем чистый уран.
Определенный интерес для использования в реакторах пред ставляют уран-алюминиевые сплавы, содержащие менее 35% U. В сплаве с 14—16% U значительное количество алюминия нахо дится в виде соединения UA14. Структура сплава состоит из кристаллов первичного соединения UÂ14, распределенных в матрице, состоящейиз эвтектики А1—UA14.
Из трех интерметаллических соединений наиболее важное значение для дисперсионных твэлов имеет соединение UAU. Сфероидальная форма включений этого соединения благоприят ствует сохранению формы металла матрицы и не вызывает трудностей при изготовлении твэлов.
Сплавы с кремнием. Диаграмма состояния U—Si представ лена на рис. 7.8. В а-уране кремний практически не растіво-
192 |
Г л . 7. Ядерно-горю чие материалы |
ряется. Растворимость кремния в ß- и у-уране составляет со ответственно 2,58 и 3,75 ат. %• Легирование урана кремнием в количестве 0,5—1,5 ат.% понижает температуру у—ß- и особен но ß—а-превращениіі. Полная фиксация ß-фазы наблюдается в сплавах с 0,25—1,5 ат.% Si.
СодержаниеАI,бес.%
I
1
§■
2000 ---------- 1— |
о |
|
10 |
2 0 |
3 0 |
4 0 |
60 |
|
---------1---- |
1 |
— 1----- г |
1 |
і |
||||
|
ж |
|
|
16'2 0 |
|
ж |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1500 |
|
|
|
|
1 3 5 0 4 ^ и л і р + ж |
|||
|
|
/ ж ' |
ж + и л і 2 |
|||||
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
1 1 0 5 |
|
|
\ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1000 ' Г |
|
# + и л і 2 |
|
UAV |
* |
\ |
||
|
|
7 5 7 |
|
|||||
/ |
J |
ß+Uflla |
|
|
7 3 2 |
\ |
||
■ |
6 7 2 |
|
6 4 6 ± 0 ,5 \ |
|||||
ß - |
' |
|
|
|
|
|
|
|
500 |
|
|
|
|
|
и л і 4 + ж |
||
|
|
|
|
|
|
|||
|
" оС |
|
|
*1 |
М |
Ч |
|
|
|
< £ + и Л Ъ 2 |
|
SO |
so |
so и л і 4 + л і |
|||
|
|
|
§ |
§ |
§ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
20 |
4 0 |
60 |
|
80 |
|
100 |
Содержание ЛІ^ат.%
Рис. 7.7. Диаграмма состояния U — Al.
Кремний более эффективен в смысле сохранения ß-фазы при закалке, чем алюминий и железо. Легирование урана крем нием приводит к уменьшению размера зерна в уране, закален
ном из у- и ß-фаз.
Фаза U3Si содержит 3,78% Si. Для выдавленных и облу ченных .стержней из U3Si предел прочности и текучести соот ветственно равен 70,3 и 42 кГ/мм2. Литые образцы имеют хо рошую чистую поверхность и стабильны при облучении. Выдав ленные образцы заметно удлиняются при облучении. Вследствие накапливания газообразных продуктов деления наблюдается распухание при температуре ниже 500°. При выгорании более 600 Мет■сутки/т максимальное увеличение объема вследствие распухания составляет 7%- Необлученный сплав показал вы сокую коррозионную стойкость в воде при температуре 315°.
Сплавы с хромом. Одним из наиболее значительных эффек тов, достигнутых легированием урана, является измельчение
§ 7.5. Сплавы урана |
193 |
зерна в сплавах с хромом. С увеличением содержания легирую щего элемента размер зерна уменьшается. Так, при содержании хрома 0,067; 0,4; 0,9% размер зерна составляет соответственно 0,050; 0,035; 0,030 мм. Предельная растворимость хрома в раз-
Содержание S i , вес.%
0,51 |
2 |
3 |
5 |
10 |
2 0 |
30 |
50 |
Содержание Si,ат.% |
|
|
|
Рис. 7.8. Диаграмма |
состояния U — Si. |
ат.%; |
|
личных модификациях урана |
составляет: |
a-U — 1,5 |
|
ß-U — 1,5 ат.%; у-U — 4,5 ат.%. |
Легирование |
хромом |
резко |
замедляет фазовые превращения. Сплавы урана, содержащие менее 0,3% Сг, могут быть подвержены изотермической обра ботке, в' процессе которой превращение ß—а происходит при постоянной температуре. Малые добавки хрома способствуют увеличению прочности урана.
Сплавы с молибденом. Диаграмма состояния U—Мо пред ставлена на рис. 7.9.
.7 В. В. Герасимов, А. С. Монахов
194 |
Г л . 7. Ядерно-горю чие материалы |
В этих сплавах при закалке могут быть зафиксированы как ß-, так и у-фазы, а также промежуточные метастабильные фазы. При содержании молибдена ~ 1% закалка сохраняет ß-фазу при комнатной температуре. При закалке сплавов с 3% Мо
Содержание Мо, вес. %
у-твердый раствор полностью превращается в а'-фазу — пере сыщенный молибденом твердый раствор иа основе а-фазы урана. В сплавах, содержащих более 3% Мо, начинается по давление у—а'-превращения, которое достигается полностью при 11 ат.% Мо.
Пределы прочности и текучести закаленных сплавов с рос том содержания молибдена проходят через максимум при содержании 5 ат.% Мо и составляют в этом случае соответст венно 130 и 90 к Г /м м 2. Относительное удлинение равно 8%'.