Составы, технология и свойства порошковых материалов для ядерной техники - Панов В.С., Лопатин В.Ю.

Author: Панов В.С. Лопатин В.Ю.

Tags: технология обработки без снятия стружки в целом: процессы, инструмент, оборудование и приспособления металлургия материаловедение ядерная техника ядерная энергетика энергетические установки

Year: 2008

Similar

Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Часть 1

Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС

Конструирование ядерных реакторов

Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций

Text

№ 1902
МИСиС
В.С. Панов
В.Ю. Лопатин
Составы, технология
и свойства порошковых
материалов для ядерной
техники
Курс лекций
ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ
№ 1902
МОСКОВСКИЙ ИНСТИТУТ СТАЛИ
И СПЛАВОВ
МИСиС

В.С. Панов
В.Ю. Лопатин
Составы, технология
и свойства порошковых
материалов для ядерной
техники
Курс лекций
2008
УДК 621.762
П16
Подготовлено в рамках гранта
по программе «Физик-ядерщик» при финансовой поддержке
Фонда содействия отечественной науке.
Панов В.С., Лопатин В.Ю.
П16 Составы, технология и свойства порошковых материалов
для ядерной техники: Курс лекций. - М.: Изд. Дом МИСиС,
2008. - 105 с.

стали и сплавов» (МИСиС). 2008
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие.................................................................
I Ядерная энергетическая установка ........................................
1.1. Основные агрегаты ядерной установки...............................
1.2.1. Виды реакторов........... ................................
1.2.2. Материалы для ядерных реакторов...........................
1.3.1. Материалы замедлителя, отражателя и зоны
воспроизводства........................................... ............
1.3.3. Материалы каналов для теплоносителя и
трубопроводов................................................. _......
1.3.5. Материалы защиты.............................................
2. Порошковые расщепляющиеся материалы для ядерной
энергетики..................................................... ...............26
2.1.1. Уран, его сплавы и соединения.................................... 27
2.1.2. Плутоний............................................................. 32
2.1.3. Торий ...............................................................32
.18
.18
.18
20
.22
.23
24
2.2. Материалы на основе соединений металлов.
2.2.1. Оксиды урана и композиции на их основе.
2.2.3 Другие соединения радиоактивных металлов
2.3. Дисперсно-упрочненные материалы.........
расщепляющимися компонентами. .................
3. Порошковая технология и свойства тепловыделяющих
элементов ядерных реакторов..........„.........
3.1. Конструкция тепловыделяющего элемента.„.........56
3.2. Технологии изготовления тепловыделяющих элементов 59
3.2.1. ТВЭЛы металлического типа..................59
3.2 3 Альтернативные методы формования в производстве
ТВЭЛов........................................... 68
.36
.39
.43
45
3.2.4. Спекание материалов на основе UO;.................
3.2.5. Горячее прессование............................................
3.3. Сборка ТВЭЛов.......................................................
4. Конструкционные порошковые материалы активной тоны .
4.1. Бериллий и материалы на его основе.......................
4.3. Алюминий и материалы на его основе.......................
4.4. Цирконий и материалы на его основе.......................
4.6. Титан и материалы на его основе..........................
4.7. Тугоплавкие металлы......................................
4.9. Аустенитные хромоникелевые нержавеющие стали..............
4 10 Перлитные стали..........................................
4.11. Материалы регулирующих систем и систем зашиты...
4.13. Наноструетурные материалы в атомной
промышленное ти.................................... .............
Заключение.............................................. ............
.72
.73
.74
.77
.78
.80
.82
.85
.87
.88
.89
.90
.91
.92
.93
.94
.98
102
Библиографический список.
Предисловие
Со времен возникновения ядерной энергетики во многих странах
пользуемых в ядерной технике. Цель их - совершенствование суще-
ствующих и создание новых материалов для ядерных энергетических
серьезного подхода к выбору материала для каждой их составляю-
тировании и эксплуатации АЭС, требует четкого понимания процес-
сов. происходящих в теплоносителях установки, которые определя-
Усиление роли ядерной энергетики требует постоянного повыше-
ния квалификации специалистов, причем одной из основных про-
Болыиое значение при переработке расщепляющихся материалов
структуры и состава. Методом литья аналогичные материалы создать
очень трудно или практически невозможно. Кроме того, литые рас-
рошковые металлические или керамические.
Развиваясь в двух основных направлениях (создание материалов с
методами, и изготовление изделий с обычными свойствами, но с
лучшими технико-экономическими показателями), порошковая ме-
1) получать неметаллические (в частности, оксидные или карбид-
ные) материалы на основе урана, тория, плутония;
2) формировать дисперсные системы с оксидными и карбидными
3) обеспечивать нужные размеры зерен и требуемую структуру,
4) минимизировать материальные потери при изготовлении.
студентов, обучающихся по специальностям I5OIO8 «Порошковая
металлургия, композиционные материалы, покрытия». 150701 «Фи-
зико-химия процессов и материалов». Особое внимание в курсе уде-
ведения.
Авторы стремились сочетать доступность изложения материала с
современном уровне знаний, поскольку в области атомной энергети-
ки успешно можно трудиться лишь тогда, когда специалист творче-
достижения в области физической химии процессов, протекающих в
реакторных системах, материаловедения и порошковой металлургии.
техники н эксплуатировать ядерные энергетические установки.
Поскольку отразить все аспекты выбора материалов ядерных
энергетических установок нет возможности, авторы старались осве-
тить те проблемы, которые представляют наибольший интерес, тре-
буют максимальных усилий для своего решения и в решении кото-
рых сделаны наиболее заметные успехи. Желающим углубить свои
списку литературы.
Курс может быть использован также студентами других техниче-
ских вузов, преподавателями, аспирантами и слушателями курсов
повышения квалификации.
Авторы выражают глубокую признательность доценту, кандидату
технических наук, ведущему инженеру АО «Машиностроительный
завод» В.В. Басову за неоценимую помощь при подготовке курса.
Введение
Рассматривая состояние мировой ядерной энергетики, следует
дит к выводу, что для удовлетворения возраста кипи х энергетических
потребностей в общей структуре энергетики необходим ядерный
технических и экономических показателей и в 30 странах составляет
заметную долю в национальной энергетике, в ряде стран превышая
В Советском Союзе индустриальное строительство энергоблоков
три с половиной пятилетки число действующих энергоблоков дос-
тигло сорока трех, а их суммарная мощность составила 30,3 млн кВт.
опыт, и перед ней была поставлена плановая задача к концу 1990 г.
ввести в строй 66,9 млн кВт мощностей АЭС. Чернобыльская авария
ядерной индустрии. Однако даже после аварии на ЧАЭС в СССР уда-
лось достроить и ввести в эксплуатацию в 1986 г. второй блок Кали-
После распада СССР российская атомная отрасль функциониро-
вала в основном благодаря иностранным заказам на строительство
АЭС (Иран. Китай. Индия), а также контракту на переработку в
оружейною урана.
Осознавая угрозу потери технологических ядерных знаний, навы-
ряд мер по улучшению ситуации в ядерной энергетике страны. В
сентябре 1992 г. Указом Президента РФ все АЭС страны были объе-
динены в государственный концерн «Росэнергоатом», выполняющий
функции эксплуатирующей организации, ответственной за безопас-
ность АЭС. Предприятия, производящие ядерное топливо, были объ-
единены в государственную корпорацию «ТВЭЛ», поставляющую
В 2000 г. Президент РФ выступил в ООН с инициативой обеспе-
чения энергетической стабильности развития человечества на основе
шла поддержку мирового сообщества в четырех резолюциях гене-
ральных конференций МАГАТЭ и в трех резолюциях Генеральной
Ассамблеи ООН.
Наиболее полно перспективы отрасли, охватывающие весь ком-
плекс проблем развития ядерной энергетики, в том числе современ-
ное ее состояние, достройка приостановленных и строительство но-
вых. а также снятие с эксплуатации выработавших свой ресурс энер-
гоблоков. новые научно-технические и технологические направле-
ния, обеспечение безопасности, замкнутые топливные циклы и т.д.
изложены в Стратегии развития атомной энергетики России в первой
половине XXI века, утвержденной Правительством РФ 25 мая 2000 г.
После принятия этого документа были достроены и запущены
энергоблоков Нововоронежской АЭС и первого и второго Ленин-
градской АЭС. Благодаря этому к 2001 г. ядерная энергетика России,
уровень годовой выработки продукции в советское время.
Сегодня в России работает 10 атомных электростанций, в состав
ими. составляет в целом по стране примерно 16.5 %, в ее европейской
части - 29 %. В последние годы наблюдается устойчивый рост произ-
установленной мощности АЭС России. Тарифы на электроэнергию,
вырабатываемую на них, в среднем по России на 30% ниже тарифов
для ГРЭС на органическом топливе. Требования национального зако-
ванням МАГАТЭ, а по некоторым критериям являются более жестки-
ми. Средний уровень отказов оборудования на АЭС России почти в
В июне 2006 г. Президент РФ В.В. Путин утвердил Программу раз-
вития ядерной энергетики, предусмазривающую строительство и пуск
начиная с 2012 г. по два гигаватта ядерных мощностей в год с выхо-
дом в 2015-2020 гт. на ежегодное введение до четырех энергоблоков
мощностью более 1.1 ГВт каждый с достижением доли выработки
электроэнергии на АЭС до 22...25 % к 2020 г., а также участие в строи-
жению станций, источникам финансирования, выбор планируемых
мест размещения объектов, а также формирование базовых докумен-
«АЭС-2009». В целом к 2015 г. ожидается ввод не менее 9.8 ГВт но-
вых мощностей с достижением обшей установленной мощности АЭС
33 ГВт. выработки 224 млрд кВт ч электроэнергии и роста доли ядер-
ного сектора на этом этапе до 18,6 %. В результате реализации этой
программы ожидается повышение тепловой мощности реакторных
установок: РБМК на 5 %. ВВЭР-1000 - на 4 %. ВВЭР-440 - на 7 %.
В Российской Федерации корпорация «ТВЭЛ» обеспечивает топ-
ливом 76 энергетических и 30 исследовательских реакторов в России
н 13 странах Европы и Азии, занимая по объемам поставок третье
место в мире. Топливо с маркой «ТВЭЛ» используют атомные элек-
тростанции Армении. Литвы. Украины. Болгарии. Венгрии. Герма-
нии. Китая. Нидерландов. Словакии, Финляндии, Чехии. Швейцарии.
Несмотря на явные положительные тенденции, в атомной отрасли
России есть немало проблем, которые требуют безотлагательного
Если во времена Советского Союза существенную часть потребно-
стей страны в уране удовлетворял импорт из Чехословакии и ГДР. то
ной отрасли значительно обострилась.
Большинство урановых рудников и месторождений оказались за
ре). Узбекистане и в Украине. В России остался только истощенный
Стрельцовский уранорудный район (Читинская область) с остаточ-
ными запасами 152 тыс. т урана.
Добыча урана в России составляет около 3,3 тыс. т в год, тогда
как как ежегодная потребность в нем достигает 20,5 тыс. т (для рос-
сийских ядерных реакторов - 5.0 тыс. т. для экспорта тепловыде-
11,3 тыс. т). Дефицит покрывается за счет использования складских
запасов и импорта. Проблему импорта удалось решить в 2006 г. на
февральском саммите ЕврАзЭС в Санкт-Петербурге, заключив дол-
госрочные соглашения с Казахстаном и Узбекистаном.
Для сырьевого обеспечения развивающегося ядерно-энергетического
комплекса в ближайшее время необходимо начать широкомасштабные
точно-Забайкальском. Витимском. Эльконском и Карело-Кольском ре-
гионах, где разведаны запасы комплексных урановых руд.
нительные проблемы, связанные с потерей квалифицированных кад-
ров и утратой культуры производства. Предприятия уже сегодня за-
казывают в 1.5-2 раза больше специалистов, чем можно подготовить
при нынешнем уровне финансирования вузов.
Для дальнейшего развития мировой ядерной энергетики в рыночных
условиях поставки электроэнергии проектные организации должны ста-
вить перед собой задачу разработки усовершенствованных блоков АЭС
с меньшими капитальными затратами и более короткими сроками со-
оружения энергоблоков (например, с помощью стандартизации проек-
проектнрования). а также с использованием блоков различной мощно-
ста применительно к потребностям и особенностям электросетей раз-
ине, а также удешевление топливной составляющей.
Управляемая ОАО «ТВЭЛ» корпорация, созданная в 1996 г., пред-
которую входят предприятия, специализирующиеся на добыче и пе-
реработке уранового сырья, производстве топлива для реакторов раз-
предприятия. как ОАО «Машиностроительный завод» (г. Электро-
сталь), ОАО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов). ОАО «Но-
Ядерная, радиационная и биологическая безопасность являются при-
оритетными направлениями деятельности корпорации.
В соответствии с Указом Президента от 27 апреля 2007 г. «О ре-
Федерации» создано ОАО «Атомэнергопром». куда вошла корпора-
ция «ТВЭЛ». По мнению главы Росатома С.В. Кириенко, необходи-
что «...разрозненные предприятия атомного энергопромышленного
комплекса могут не справиться с задачей по новому масштабному
строительству ядерных энергоблоков в стране и уже не в состоянии
конкурировать на мировом рынке».
Для дальнейшего эффективного развития атомной отрасли необ-
ходимо решение ряда вопросов, без которых широкомасштабное раз-
витие ядерной энергетики невозможно. К ним относятся НИОКР, без
которых невозможно инновационное развитие отрасли. Должны
быть развернуты работы по уран-ториевому топливному циклу, так
ресурсов ядерной энергетики на тысячелетие. Большое внимание
следует уделить ядерной энергетике малой мощности, развитие ко-
торой весьма актуально для России.
До последнего времени уделялось мало внимания проблеме под-
готовки кадров уровней атомной отрасли. Для достижения атомной
энергетикой, как российской, так и зарубежной, высоких качествен-
ных результатов одним из важнейших факторов является совершен-
ствование технологии производства керамического ядерного топли-
ва, улучшение его качественных характеристик с целью повышения
эффективности, безопасности эксплуатации АЭС, как действующих,
так и проектируемых.
1. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА
1.1. Основные агрегаты ядерной установки
Основой любой ядерной энергетической установки (ЯЭУ)
(рис. 1.1) является реактор / с активной зоной 15, где происходит
цепная реакция деления ядсрного горючего с выделением тепловой
энергии. Теплоноситель 13 транспортирует выделившееся в резуль-
тате распада ядерного горючего тепло в парогенератор 3, где оно пе-
редастся во внешний, второй, контур. Образовавшийся в парогенера-
торе пар направляется в паровую турбину 4. приводящую в действие
электрогенератор 5. Такая схема ЯЭУ называется двухконтурной.
Первый контур работает в условиях облучения, во втором контуре
активность отсутствует.

1.2. Реактор ядерной энергетической установки
В состав атомного реактора входят, как правило, следующие ос-
новные части:
I) активная зона с тепловыделяющими элементами и технологи-
ческими каналами для циркуляции теплоносителя, удаляющего теп-
ло из реактора:
2) поглощающие элементы (ПЭЛ) или стержни для регулирования
мощности и аварийной защиты реактора:
3) замедлитель, снижающий скорость нейтронов деления для уве-
личения сечения захвата их ядерным горючим:
4) отражатель нейтронов за пределами активной зоны для рассея-
ния и возвращения их обратно в активную зону:
5) биохимическая защита реактора для предохранения обслужи-
вающего персонала от излучения.
1.2.1. Виды реакторов
Конструкции атомных реакторов различаются по способу распре-
деления ядерного горючего в активной зоне, которое может нахо-
диться в виде однородной смеси, суспензии или химического соеди-
нения с замедлителем и теплоносителем либо размещаться локально,
образуя в поперечном сечении правильную решетку (твердое ядер-
ное горючее и ядсрное топливо).
Следует обратить внимание на то, что термины «ядсрное горю-
чее» и «ядерное топливо» означают разные понятия. Ядерное горю-
чее - вещество для осуществления цепной реакции деления радиоак-
тивных изотопов: 235U (содержится в природном уране). 2J’U. 2wPu
(получаются в реакторах). Ядерное топливо - вещество, из которого
за счет реакций захвата нейтронов и последующего двухступенчато-
го p-распада воспроизводится ядерное горючее:
‘’Np^’Pu;
2W->’”U.
Тип реактора определяется:
I) энергией нейтронов - быстрые или тепловые;
2) топливным циклом: a5U/ 2“U/ и,Ри или M5U/ И2ТЬ/ 2,3U;
3) теплоносителем: жидкость (легкая или тяжелая вода, натрий)
или газ (углекислый газ. гелий);
4) замедлителем (обычная или тяжелая вода либо графит).

Важной характеристикой ядерного реактора является кннетиче-
чают реакторы на тепловых нейтронах, быстрых нейтронах и реакто-
ры на промежуточных нейтронах (иногда называемых надтепловыми
венно тепловые (1О’2...101 эВ), быстрые (10s... 107 эВ) и промежуточ-
ные (5-102... 10s эВ) нейтроны. Наиболее разработаны и чаще всего
применяются реакторы на тепловых нейтронах.
По виду топлива или теплоносителя различают:
I) газоохлаждаемый реактор (с графитовым замедлителем):
2) высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
3) газоохлаждаемый быстрый реактор-размножитель:
чественный реактор ВВЭР, а также с кипящей водой), в котором ис-
пользуется слабообогашенное топливо (2MU) и вода в качестве теп-
5) тяжеловодный реактор, использующий природный уран и тя-
желую воду в качестве замедлителя (вода может быть также и тепло-
носителем):
6) жидкометаллический быстрый реактор-размножитель, исполь-
зующий в качестве топлива плутоний и уран, а в качестве теплоноси-
теля - жидкий металл (натрий).
Реакторы на быстрых нейтронах
ния замедлителя. При использовании уран-плутониевого цикла
(255U/:’*U/2WPu) возникают потоки нейтронов, более сильные, чем для
нейтрона, т.е. такой реактор производит больше горючего, чем рас-
ходует сам. Однако сечение захвата быстрых нейтронов невелико,
поэтому горючее должно иметь высокую степень обогащения деля-
Такие реакторы работают на менее обогащенном топливе, чем ус-
тановки на быстрых нейтронах, поскольку сечения деления ядер топ-
лива на быстрых нейтронах уменьшаются по сравнению с сечениями
деления для тепловых нейтронов в сотни раз. Во столько же раз
уменьшается эффективность использования делящихся ядер. За счет
этого стоимость тепловыделяющих элементов значительно снижает-
рого используют обычную воду, тяжелую воду или графит. Для бо-
лее эффективной работы реакторов на тепловых нейтронах необхо-
ннямн захвата тепловых нейтронов, поскольку с увеличением этих
сечений эффективность работы реактора снижается. К таким мате-
Железо и стали для этой цели менее пригодны. Материалы стержней
контроля и управления включают в себя следующие элементы (как в
мий. редкоземельные металлы.
Это простейшие реакторы на тепловых нейтронах, в которых вода
используется в качестве теплоносителя и замедлителя одновременно.
Химическое соединение атомов водорода и кислорода является
ляются реакторы с некипящей водой под давлением - PWR (рис. 1.2)
и с кипящей водой - BWR (рис. 1.3). Теплоноситель подается в них в
состоит из сборок тепловыделяющих элементов, содержащих UO;,
которые заключены в оболочку из стали и циркаллоя, и объединены

Ядерные свойства тяжелой воды приводят к существенным раз-
личиям в оборудовании и конструкции реактора по сравнению с во-
до-водяными. Дейтерий имеет сечение захвата нейтронов гораздо
меньше, чем водород, и. следовательно, допускает меньшее обога-
шенне ядерного топлива или дает возможность использовать даже
ров - CANDY и SGHWR. которые похожи на реакторы типа PWR и
BWR.
Эти реакторы являются конкурентами водо-водяных установок.
такие хорошие переносчики тепла, как жидкости, поэтому объем ка-
нала и межканальное пространство должно быть больше, чем в вод-
димость в различном сложном оборудовании для обеспечения безо-
пасности, что объясняется очень малой вероятностью разрушения
с меньшим, чем в водо-водяном реакторе, обогащением. Теплоноси-
телем служит COj или гелий.
целиком состоит из графита, а в качестве теплоносителя обычно ис-
пользуют гелий. Это экономит нейтроны и позволяет существенно
тичь более высокой температуры как топлива, так и теплоносителя.
Топливо размешается в матрице из графита в виде сферических топ-
углерода. которые удерживают продукты деления. В качестве замед-
лителя используют графитовые блоки.
телем корпусного типа с водой под давлением типа ВВЭР (Новово-
ронежская, Кольская, Армянская АЭС и др.) и реакторы большой
РБМК (Ленинградская. Курская. Чернобыльская АЭС и др.). В реак-
торах канального типа теплоноситель и замедлитель разделены, а в
рых нейтронах типа БОР (опытные) и промышленные ядерныс энер-
гетические установки в г. Шевченко БН-350 (реактор с натриевым
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
I) установки с магнитным удержанием плазмы;
2) установки с инерционным удержанием плазмы,
степенное значение.
Конфигурации магнитных поверхностей удержания плазмы ста-
поддерживающейся реакции ядерного синтеза. Над созданием уст-
ройств с управляемой термоядерной реакцией работы продолжаются.
1.2.2. Материалы для ядерных реакторов
менсння специальных материалов, в разработке и производстве ко-
торых важная роль отводится порошковой металлургии. При этом
рошковой металлургии получают практически всю' топливную со-
ставляющую (в виде миллионов топливных таблеток) ТВЭЛов как
бежных (типа BWR, PWR).
Основные материалы ядерных реакторов приведены в табл. I. I.
1.3. Требования к материалам активной зоны
и находящимся вне ее материалам
1.3.1. Материалы замедлителя, отражателя
и зоны воспроизводства
В тепловом реакторе замедлитель служит для снижения относи-
тельно высокой кинетической энергии образующихся при делении
нейтронов до уровня энергии, соответствующей тепловым нейтро-
нам (IO’2...I01 эВ). Радиальные и аксиальные отражатели могут от-
ражать рассеянные или покидающие активную зону нейтроны и на-
правлять их обратно. Материалы зоны воспроизводства, окружаю-
щие ее. используются для создания новых топливных материалов
путем поглощения покидающих активную зону нейтронов такими
воспроизводящими материалами, как *,2Th или обедненный 18U,
специально загружаемыми в быстрые реакторы-размножители.

Как правило, для замедлителей и отражателей используются одни
рассеяния нейтронов, большая потеря энергии нейтронов, малое се-
чение их поглощения. Примером могут служить водород и его окси-
Аналогично функции замедлителя и отражателя в ядерном реак-
торе на тепловых нейтронах могут выполнять бериллий, оксид бе-
риллами.
Основное назначение бланкета - наработка нового ядерного топ-
обедненным или природным 3,2Th. 1,SU) в быстром реакторе-
размножителе. Материалом бланкета в уран-ториевом реакторе
(УТР) с дейтерий-тритиевым циклом служит 6Li или Li’BeFj.
1.3.2. Материалы теплоносителя
Материал теплоносителя, основное назначение которого - отвод
тепла из ядерного реактора с последующим использованием этого
тепла, должен обладать высокой теплопроводностью, малой плотно-
может бьггь газ (Не. СО’), жидкий металл или сплав (Na. Bi. Pb.
Na+K) и вода (HjO, D’O).
должен обладать следующими характеристиками: минимальными
затратами энергии на его «прокачку»: низкой температурой плавлс-
устойчивостью к облучению, малым сечением захвата ней тронов.
Помимо этого, он должен быть совместимым с ядсрным горючим и
ным и экономичным в производстве, а также не быть токсичным.
Применяемые теплоносители, перечисленные выше, обладают мно-
гими из указанных свойств, но ни один из них не удовлетворяет всем
В реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя
наиболее широко используют воду, причем она служит не только
теплоносителем, но и замедлителем.
Для ядерной энергетики представляют интерес ее теплофнзиче-
бует создания специальных контуров, рассчитанных на большие на-
грузки, что удорожает установку и затрудняет ее эксплуатацию,
режим реактора. Количество допустимых примесей нормируется.
Тяжелая вода DjO также применяется в качестве теплоносителя, но
ны. При этом тяжелая вода почти не поглощает тепловые нейтроны,
поэтому является лучшим замедлителем ядерных реакторов на теп-
Жидкие металлические теплоносители
Жидкие металлические теплоносители могут использоваться в ре-
воды имеет ряд преимуществ. Металлы имеют высокую теплопро-
водность. в них отсутствует радиолиз, присущий воде. У воды как у
ния. что не позволяет создавать высокотемпературные контуры теп-
лоносителя при низких давлениях.
Сдерживающим фактором для применения металлических тепло-
тивными. что создает трудности при конструировании и обслужива-
нии теплоотводящего контура. Эти трудности усиливаются в связи с
струкционные материалы.
Для продолжительной работы при температурах 500...550 °C с на-
триево-калиевым сплавом могут быть использованы нержавеющие
аустенитные и хромистые теплостойкие стали. Для работы с жидким
натрием при температуре 600...650’С и выше можно использовать
некоторые хромоникелевые аустенитные стали, легированные мо-
либденом или вольфрамом. Сплавы и стали, содержащие ниобий,
вольфрам и молибден, перспективны для работы с жидким металли-
ческим литием, однако технология их изготовления, обработка и
сварка очень трудны, даже проблематичны. При эксплуатации ртут-
ных котлов при температуре 550 °C хорошо показала себя сталь, со-
держащая 5 % хрома и 1.5% кремния.
Еще одним недостатком жидких металлов является малая по
сравнению с водой объемная теплоемкость. Ряд металлов вступает в
реакцию с водой, что усложняет схему установки. Кроме этого, не-
лям, имеющим высокую температуру кипения и поэтому обеспечи-
вающим повышенный КПД установки (до 45% для ртутно-водяного
являются ртуть, литий, натрий, могут также использоваться висмут,
свинец, галлий.
Как и металлические, органические теплоносители имеют пре-
имущества по сравнению с водой. Небольшое давление их паров уп-
рощает конструкцию и эксплуатацию контура. Низкая коррозионная
активность позволяет применять в качестве конструкционных мате-
риалов дешевые углеродистые стали. Благодаря невысокой наведен-
биологической защиты.
Основной недостаток органических теплоносителей - невысокая
единений вызывает резкое изменение их свойств.
В качестве органических теплоносителей применяют дифенил,
дифенильную смесь, которые термически стойки до 320...400 °C. При
более высокой температуре происходит их интенсивное разложение.
Газовые теплоносители нашли широкое применение в ядерных
тронов газами небольшой' что позволяет применять их в реакторах
на природном уране. Недостатками являются низкие значения плот-
Для улучшения теплопередающих свойств и уменьшения затрат на
перекачку приходится использовать теплоноситель под давлением.
1.3.3. Материалы каналов для теплоносителя и
трубопроводов
Каналы для теплоносителя, системы трубопроводов и корпуса,
работающие под давлением, являются первичными компонентами
ядерных энергетических реакторов. С помощью каналов для тепло-
носителя и систем трубопроводов тепло отводится от тепловыде-
определяется материалами оболочек и конструкционными материа-
лами, выбранными дли изготовления ТВЭЛов. Основные материалы

Реактор Материал
I азоохлажадемый. с пмфнтовым Магниевые сплавы, чагнокс А-12 и т.п.
Легководный с кипящей водой SZ'u011’"' «н1жалой-2- «ер*®-
Легководный с водой пол давлением Циркониевые сплавы, циркалой-4, нержа-
Тяжеловодный Цирюжлевые сплавы, циркалой-2, сплав Zr
пф'^вм^Х'ш''it” 6Ыe,PЬ,,', РСаК' Нержавеющие стали 308.316. никелевые
Чаще всего для трубопроводов и теплообменников используют
нержавеющие легированные стали.
1.3.4. Материалы регулирующих систем
При эксплуатации реактора необходимо учитывать следующие
факторы: уменьшение количества делящегося материала при выго-
рании ядерного горючего, образование нового горючего в результате
облучения, накопление продуктов деления или поглотителей нейтро-
нов. выгорание регулирующих стержней. Таким образом, безопас-
ную работу реактора можно обеспечить за счет регулирования ско-
ствие утечки и скорости их паразитного захвата в активной зоне. Для
этого в реакторе предусмотрены принудительная регулировка и пре-
лировки. стержни грубой регулировки и аварийные стержни" кото-
рые изготавливаются из материалов с высоким сечением захвата.
кадмий, диспрозий, иридий, ртуть, индий, эрбий, родий, лютеций,
гафний, золото, рений, серебро, но не все они пригодны для исполь-
зования в ядерных энергетических установках из-за своих свойств.
Ни один из элементов не удовлетворяет полностью всем основным
случаев материалы регулирующих стержней работают в активной
зоне только в оболочке. Чаще всего стержни изготавливают из кар-
или кадмием, оксидов редкоземельных металлов, распределенных в
металлических матрицах.
выгорающих поглотителей непосредственно в топливо. В качестве
таких поглотителей часто используют гадолиний и эрбий. Кроме это-
таллов (EujO.i, EtjOj, GdjOj). сплавы (Hf-Ag. Cd-Ir-Ag) и др. Приме-
няют также и химические методы в виде изменения концентрации
HjBOj в водном теплоносителе, что влияет на активность реактора
1.3.5. Материалы защиты
Ядерный реактор является источником различных видов излуче-
ния (а, р. у, нейтронного), в связи с чем необходимо применять меры
для защиты персонала от облучения. Для этого реактор экранируют
В соответствии с назначением материалы защиты можно разде-
лить на три основные категории:
ностью (Pb, Bi, Та. W, стали):
2) водородсодержащие .материалы (С„Нт, цементобетон, бетон с
добавками);
Защита от а- и 0-излучений не представляет трудностей. Посколь-
ку длина пробега этих частиц невелика, то специальной защиты от
действием обладают у- и нейтронное излучения, требующие специ-
альной защиты. При выборе материала для защиты необходимо учи-
экономические показатели. Материал, выбранный для защиты, дол-
жен замедлять быстрые нейтроны, поглощать медленные и тепловые
нейтроны, ослаблять первичное у-излучение. иметь минимальное
вторичное у-излучение.
Для поглощения быстрых нейтронов их энергия должна быть
ных и тепловых. Для эффективного поглощения у-излучения целесо-
образно применять тяжелые металлы.
системе защиты, является водород благодаря высокой замедляющей
способности, удобству применения в системе защиты и низкой стои-
функции замедлителя и защиты. Ограничение ее применения связано
с необходимостью иметь очень большую толщину требуемого слоя
ратуры воды в системе водяной защиты. По этим причинам и ряду
других соображений целесообразно применять другие материалы,
содержащие водород (гидриды, углеводороды). Для повышения ско-
рекомендуется к воде добавлять соединения бора, такие как борная
кислота, бура, бораты и др.
диацнонной стойкости в системе защиты широкое применение на-
шли бериллий и графит. Для поглощения тепловых нейтронов ис-
пользуют композиции, содержащие бор (В4С; стали перлитного клас-
са. легированные бором и др.). Для защиты от нейтронного облуче-
ния также применяют бораль (карбид бора, распределенный в алю-
миниевой матрице). Если масса и размер защиты не являются лими-
тирующим фактором, то применяют цемент или бетон. Наиболее
экономичным материалом, эффективно поглощающим у-излучение с
высокой энергией, является свинец, но у него низкая температура
весьма высока.
2. ПОРОШКОВЫЕ РАСЩЕПЛЯЮЩИЕСЯ
МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
2.1. Расщепляющиеся материалы
на металлической основе
«Идеальное» (гипотетическое) ядернос топливо должно удовле-
творять следующим требованиям:
I) максимально возможное количество расщепляющегося вешест-
2) небольшой паразитный захват нейтронов:
3) высокая температура плавления и отсутствие фазовых превра-
щений:
4) стабильная во времени кубическая кристаллическая решетка с
изотропными свойствами:
5) кристаллическая структура, соответствующая выполняемым
задачам;
6) высокая кратковременная и длительная прочность, не изме-
няющаяся с температурой;
7) высокие теплопроводность и термостойкость;
8) отсутствие взаимодействия с веществом оболочки:
9) высокая стойкость против коррозии.
В практике ядерной энергетики используют a3U, 13SU, 2WPu, Th. из
которого искусственным путем получают 2MU. В природе из пере-
численных элементов встречаются только 255U и Th.
Изотоп урана 2MU, имеющий большой период полураспада -
4.6 млрд лет, может быть превращен в ядерном реакторе в другой
радиоактивный элемент - 2,’Ри в результате облучения нейтронами.
Уран-233 получают искусственным путем из тория. Торий радиоак-
тивен, его период полураспада 13,9 млрд ле г. Поглощая нейтрон, он
претерпевает несколько радиоактивных превращений до ajU, кото-
рый также способен делиться.
Хотя производство 215и обходится дешевле изготовления плуто-
ния, ядерная реакция превращения 2WU в 2WPu является более пер-
спективной для воспроизводства горючего в самом реакторе.
Уран-235 эффективно делится при захвате медленных нейтронов,
а 2’80 - быстрых, движущихся со скоростью выше 10 м/с. Первые
имеют кинетическую энергию порядка 0,025 эВ. Они называются
также тепловыми нейтронами, так как их скорость близка к скоро-

сти теплового движения молекул водорода при комнатной темпера-
лители нейтронов.
2.1.1. Уран, его сплавы и соединения
того, что он имеет максимальное число делящихся атомов на едини-
цу объема и высокую теплопроводность. Но эти преимущества обес-
кубической решетки (так называемого свеллинга), высокой химиче-
ской активностью, приводящей к коррозии оболочки ТВЭЛа. По фи-
уран малопригоден для эксплуатации. Уже при выгорании около
0,2 % ат. стержень приходится менять. Легирование урана повышает
В табл. 2.1 приведены методы получения металлического урана.
Метод получения Соединение урана Восстановитель гура. °C
^стаХ'шХиГ ио,. и А. ио. Углерод 2000 Снек U + UC
UO,. UO,. UA Магний 1Т5О Порошок
Калышн 13(Х>
Гидрид кальция 970
Натрий -*(ХХ) Слиток
K:i ii.uxi. 7200
Магний 1Х(Х>
^'ш»ЗГ"прас' UCI, + KUF,+UF, 400... 1200 Порошок
ванием литой заготовки с последующим дегидрированием. Однако
такой вариант сложен, так как требует дополнительных операций.
высокой пирофорностью.
В отечественной практике широкое распространение нашло вос-
твержденные экспериментами, показали, что теплота реакции
27
UOj + 2Ca = U + 2CaO +191 кДж способна разогреть шихту макси-
цесса выше температуры плавления урана частицы металла приобре-
тают форму гладких сфер.
щыо добавки СаСЬ, вводимой в исходную шихту. Механизм влияния
СаСЬ заключается в основном в следующем:
а твердые частицы СаО перекристаллизовываются через расплав, что
ослабляет влияние прослоек СаО, препятствующих укрупнению час-
2. Расплавленный СаСЬ частично растворяет Са, а также UCb. что
активизирует процесс восстановления и перенос урана через расплав.
Изменяя количество СаСЬ в шихте, можно регулировать грануло-
шо отделяется от других продуктов реакции обработкой водой и раз-
бавленной HNOj. Он имеет высокую относительную насыпную плот-
стальных пресс-формах. При 500 "С и давлении 500 МПа (5 т/см’)
можно получить практически беспористые заготовки или изделия,
содержащие 0,04 % С и О.2...О.З % О.
При получении изделий по классической технологии фиксируется
очевидная зависимость: чем выше давление прессования, тем выше
плотность после спекания. Однако, даже при температуре спекания
металлического урана 1120 °C (что на 12 °C ниже Г1И) его остаточная
позволяют несколько снизить эту величину. Для кальциетермическо-
го порошка аналогичные данные получены при температуре спека-
ния 1100 °C.
Изделия в виде стержней, а также шары можно получать прессо-
ванием порошка гидрида с последующим спеканием в вакууме. Уп-
лотнение в этом случае идет быстрее, а достигаемая относительная
плотность выше, чем в случае металлического порошка. Но широко-
му использованию этой технологии препятствует низкая прочность
формовок из порошкообразного гидрида. Спеченный «гидридный»
образец обладает более высокой твердостью и прочностью при рас-
тяжении, чем полученный плавлением. Допрессовка и отжиг спечен-
ного образца позволяют повысить механические свойства за счет по-
лучения более мелкого зерна.
Полученный калыщетермическим восстановлением порошок ура-
на спекают в состоянии свободной насыпки при 850... 1050 °C в ва-
кууме 0,013 Па (I04 мм рт. ст.) из-за трудности прессования таких
порошков урана по традиционной технологической схеме приведены
в табл. 2.2.
"по^" Тклий" МП п?ессоХ ill t 1411
1-1" Is и О § § § = = х Hl 111 1“ В.ОТ» n i 2 s ^ । । । । । 63.0 73.0 83.0
Hh
•ч 1 ° 12.2 г/см')
Порошки урана можно подвергать горячему прессованию в ва-
кууме или в защитной атмосфере при давлении 300 МПа (3 т/см2).
тые изделия с мелкозернистой структурой. Для производства стерж-
ней и труб применяют экструзию со степенью обжатия от 20:1 до
35:1 при температурах, соответствующих у-области, что позволяет
служит коллоидный графит.
Режимы горячей обработки давлением порошков урана представ-
пресс-форм Среда Режим ппо 0.% Примечание
МПа т.ч
Горя ее преесоват
Р ши °ЗПа ст.) Hhh S 5 h i
сплав Т(С-Со ТзпГ 130 1.0
Графит 'iTila' 30.4 0.5 роструктура
* керосином 200 1.0
Воздух. 1.5 15 h 5f mi
/ ОРЯЧРЯ Н1ЮКС1П1КЧ
~~1 = 1 Вакуум | 600 1-1 95 |

Жаропрочный! Аргоне | 800 140...851 r= I99.5...99.8 керосина |
Спеченные и горячепрессованные изделия в отличие от получен-
ных плавлением и прокаткой не имеют текстуры, более устойчивы с
точки зрения формы и размеров в условиях облучения, а также при
циклическом изменении температур в пределах существования а-
моднфикацни урана. Их теплопроводность можно повысить ин-
фильтрацией натрием и калием (при соответствующей пористости).
Структура горячепрессованных образцов указывает на присутст-
вие по границам зерен оксидов при прессовании (780 °C), тогда как
при температуре ниже 700 °C этого не наблюдается. Из-за наличия
нические свойства недостаточны для противодействия большим тер-
вых изделиях при их эксплуатации. Для разрушения сплошных ок-
сидных прослоек были предложены два метода обработки заготовок:
термообработка или термообработка в сочетании с обработкой дав-
лением.
В результате отжига горячепрессованного изделия при 950 °C
сплошная оксидная сетка разрушается с коагуляцией оксидных
включений вследствие повышенной растворимости и диффузии ки-
слорода в y-U. Закалка из р- или у-фазы с последующим отжигом в
a-фазе создает мелкозернистую квазиизотропную структуру. После
проведения термообработки заметно повышаются прочность и пла-
стичность металла.
Еще большее повышение свойств достигается сочетанием обра-
ботки давлением с термообработкой: это еще эффективнее разрушает
и измельчает оксидные прослойки. В табл. 2.4 приведены свойства
порошкового урана в зависимости от условий обработки.
Механические свойсззза порошкового храпа
Условия обработки Растяжение
<т МПа 6. я
Горячспрсссованная заготовка Дп 39? 0.15
Горячее прессование + у-огжиг + В-закатка 490 372 2...3.5
' ^б 'ж Т+В^ каТ'°™"Г * Э,<CTPУЗИ,, 735...833 358...372 I5...2O
Горячее прессование + а- жструзия + В*закалка 735...833 10... 15
bTJT^'рсссован,,с+a’8bwa,,-i"Ba"Hc+7’отж"'+ 764.,.833 45I...5I0 8.6... 13
Легирование порошка урана молибденом (3...3.5 %) приводит к прессованные и спеченные образцы показали преимущество пере; Сплавы урана получают литьем или методом порошковой метал- ургии. Применение соединений урана и его сплавов в качестве ядерного топлива требует повышенного содержания И51). поэтому
более широкое применение получили композиции U-Mo. U-A1,
прессование смеси порошков гидрида иттрия с ураном и спекание в
вакууме при 1100 °C. Содержание урана в сплаве может меняться в
диапазоне от 5 до 85 %.
2.1.2. Плутоний
плутоний, заметное количество которого получают из 23*U путем об-
лучения нейтронами с последующим двухступенчатым 0 распадом.
сегодняшний день хорошо известны. Однако возможность практиче-
ского применения его в качестве ядерного топлива в мирных целях
(металлический плутоний чаше всего используется для ядерного
оружия) требует дальнейших исследований, хотя установлено, что
или исследовательских реакторах. Использование этого металла по-
тывать его токсичность и возможность накопления критической мас-
ся композиции PuOj-UO;. карбиды плутония или карбидные компо-
Высокоплотные изделия из плутония можно получать горячим
прессованием при температуре 400°C и давлении около 400 МПа
(4 т/см2).
2.1.3. Торий
В современной ядерной энергетике важное место занимают ме-
таллический торий, его сплавы, соединения и композиции. Мировые
запасы тория в оксидных, силикатных, карбонатных и фосфатных
минералах представляют большой резерв для получения вторичного
ядерного топлива. В результате нейтронной бомбардировки тория
можно получить изотоп * U.
становлением оксида или тетрафторида тория кальцием или гидри-
дом кальция. Подробно эти процессы изучены Г.А. Меерсоном.
Высокая температура плавления тория (1700 °C) затрудняет его
тическим способом и кальциетермическим восстановлением. Пре-
имущества технологии порошковой металлургии в данном случае, как
вии литейных отходов, а также в возможности производства из по-
рошка не только заготовок, но и непосредственно готовых изделий.
выход по току и металлу составляет 70...80 %. Катодный осадок, со-
держащий до 50% электролита, дробится, обрабатывается водой,
обогащается на концентрационных столах и промывается разбавлен-
уменыиить содержание примесей редкоземельных элементов в де-
сятки раз.
тичном стальном контейнере в атмосфере аргона. Исследования
влияния температуры, количества кальция и добавок СаСЬ в шихте
для регулирования размера частиц порошка показали, что наиболь-
шее прямое извлечение тория в порошок (90 %) после отмывки раз-
бавленной азотной кислотой достигается при температуре 1000 °C,
25 %-ном избытке Са и 40 %-ном избытке СаСЬ от массы ThOj.
ческий порошок содержит 0,2...0,45 % F. а кальциетермический -
соответственно 0,1...0,12 % Са. остальные примеси составляют сотые
порошка имеют сопоставимые по трем осям размеры, а частицы
кальциетермического порошка представляют спекшиеся агломераты
с развитой поверхностью. Это обусловливает различие насыпной
плотности: соответственно 4,5 и 2.6 г/см'. Гранулометрические со-
ставы обоих порошков близки: наибольшая доля (30 %) приходится
на фракцию 55...75 мкм, встречаются частицы до 150... 180 мкм.
Результаты исследований уплотняемости обоих порошков показа-
ны в логарифмических координатах (по М.Ю. Балыиину) на рис. 2.1.
Отклонение зависимостей от прямолинейности свидетельствует о
наклепе на контактных участках частиц в результате их пластиче-
ской деформации. Касательные к кривым в точках, соответствующих
относительной плотности 90 %, отсекают на осн ординат значения
твердости на контактных участках для электролитного металла около
1.32 ГПа. а для кальциетермического - около 1,96 ГПа (твердость
Igp

Высокая пластичность тория позволяет прессовать порошок при
относительной плотности 95...97 %.
При спекании в вакууме брикетов из электролитического порошка
плотностью 11 г/см' при 1100...1500 °C она увеличивается незначи-
структуры показывают, что начиная с температуры 1 000... 1100 °C
рен. разрушению и частичному растворению оксидных пленок и по-
Гидридный порошок тория прессуют при 1050 МПа (10,5 т/см2) и
спекают в аргоне при 1150 °C в течение 30 мин, в результате чего
достигается плотность 11.5 г/см’. Аналогичную плотность получают
после горячего прессования при давлении 190...230 МПа
(1.9...2.3 т/см2) и температуре 625...650 °C в течение 10... 15 мин.
Заготовки из металлического тория плотностью 11.65 г/см3 полу-
и повторном спекании при 1300 °C. Также за счет прессования при
850 МПа (8.5 т/см2) и вакуумного спекания при 1000 °C с выдержкой
Применение двухкратного цикла прессования и спекания позволяет
получить практически бсспористые изделия.
Горячим прессованием ториевого порошка в графитовых пресс-
формах можно получать заготовки с относительной плотностью до
дельность выдержки 10 мин, остаточное давление в рабочей зоне
25.-55 Па.
нием в резиновых оболочках при давлении 310 МПа (3.1 т/см2) и
спеканием в вакууме при 1300 °C в течение 2 ч. Получаемую плот-
ность 11,3 г/см' можно повысить допрессовкой.
При спекании в вакууме при температурах выше 1150 °C в высоко-
вздутия из-за испарения остатков кальция. В брикетах с меньшей от-
носительной плотностью (< 80 %), из которых он свободно испаряет-
после спекания снижается до 0.03...0.05 %. Плотность спеченного ме-
талла - около 11 г/см3. Твердость и прочность его выше, чем электро-
нне плотности спеченных заготовок до 11.5...11,6 г/см' (относительной
плотности соответственно до 98—99 %) и повышение их механических
нием с рекристаллизацией при 1100 °C (табл. 2.5). Калибровка после
ров. Метод порошковой металлургии позволяет также получать то-
риевые заготовки для любых других видов обработки давлением.

Порошок X НВ. МПа а.. МПа О.. МПа 8. % кДж/м:
);1ек1ролн I нческин 1 1 6 1ь * 78 4 35...43
Кальцистсрмиче- 11.5 687 216 127Л I7...24.5 112-132
35
Как показывают приведенные в табл. 2.5 данные, свойства изде-
ленного.
Из сплавов тория практическое значение для ядерной техники
имеют только его сплавы с ураном.
2.2. Материалы на основе соединений металлов
2.2.1. Оксиды урана и композиции на их основе
Важнейшим керамическим материалом, применяемым в качестве
ядерного горючего, является оксид урана UO2 (ранее называвшийся
диоксидом), который наиболее полно отвечает требованиям, предъ-
являемым к материалам такого класса. Среди других соединений он
наиболее инертен по отношению к материалам оболочек и теплоно-
сителям. имеет малое сечение поглощения нейтронов кислородом.
Высокая устойчивость к коррозии в водной среде и стабильность при
облучении делают его незаменимым в реакторах с водяным охлаж-
дением. несмотря на малую плотность и низкую теплопроводность.
Отрицательное влияние этих факторов частично компенсируют по-
вышением рабочей температуры ТВЭЛа и обогащением (JO2 деля-
щимся изотопом.
Порошок оксида урана получают разными способами, в том числе
из водных растворов нитрата уранила путем их разложения и восста-
новления водородом при 600...900 °C.
В настоящее время в промышленности применяются три способа:
два «водных» - ADU и AUC и один «сухой» - 1DR.
По ADU-процессу фторид урана UF6 подвергают гидролизу по ре-
акции
UF6 + 2Н2О -» UOjF2 + 4HF.
Затем из полученного водного раствора UO2F2 гидроксидом ам-
мония осаждают диуранат аммония (обозначаемый аббревиатурой
ADU) по реакции
2UO2F2 + 6NFLOH -> (NH1)2U2O7i + 4NH,F + ЗН2О.
Основным целевым продуктом последующего пиролиза является
оксид урана UjOg:
UO2: у Р°
UjO» + 2Н2 -» 3UO2 + 2Н2О.
При AUC-nponecce газообразный UF6 пропускают через водный UF* + 2Н2О -» UO2F2 + 4HF;P° UO’Fj + 3(NH4)2CO> -» (NH4)4[UO2(CO5)j]4- + 2NH4F. температуре около 550 "С с получением UjOg, который восстанавли- вают водородом до UO2 по приведенной выше реакции. По «сухому» способу газообразный UF6 взаимодействует с пере- гретым паром при температуре не ниже 150 “С с образованием JO2F2, который далее восстанавливают водородом в присутствии паров воды: UOjF2 + Н2 + Н2О -> UO2 + 2HF + Н2О. вает влияние метод его получения (табл. 2.6). Во избежание растрес- кивания и коробления изделий при спекании следует выбирать опти- мальную скорость нагрева и охлаждения, которая в свою очередь зависит от формы и размера изделия. при 1700 «С в течение 30 мин (/* = 270 МПа)
ОД! перед 5„, м:/г
у г/см 0 %
1.38 6.62
Шн 1ПН. 2.112 3.83 90.0
dh llili 2.124 5.04 5.73 96.5
Благоприятное влияние на уплотнение UO2 при спекании оказы-
вают небольшие добавки ТЮ2 и NbjOj (0,1...0,4 %). Режимы изготов-
лення спеченных изделий из UO>. а также UOj с добавкой ThO; при-
ведены в табл. 2.7.

формования Р.МПа hi Режим спек
Т.’С т ч Сш,яа’ ниС,%
ио, ? S ' .X 30 jj»-
„If? ЧП •S' 64 72 к ц к 3 |жос к 00
5...I0 •Ш S> 61
<5 ЧП 3100 66 2000
S 1.0 ^[адрме 700 55 1600... 1700 «0 94,,,96
<0.5 700 53 Hl i hl i
Холоя"“ 1100 95
93.6% ио;+ 6.4% 'форме 1700... 1750 Воздух
Для повышения теплопроводности и термостойкости, а также
снижения хрупкости оксида урана используют композиции UOj с
добавками Be. ВеО. CeO,. Si. S1O2, SijNj. ZrOz, AljQj. LajOj. YjOj.
Nb>Os, получая спеканием в водороде, аргоне или в вакууме различ-
ные композиции. Оксид церия существенно повышает плотность
UO’. а оксид бериллия - его термостойкость.
Добавка оксида плутония к UO, улучшает спекание последнего.
плотности стержней около 0.9.
Добавки оксида тория и плутония усиливают способность UO: к
ведутся исследования по разработке материала покрытия. Некоторые
физические и химические свойства UO, и композиций на их основе
приведены в табл. 2.8.

Плотность и прочность заготовок из UO, сильно зависят от мето-
да его получения. Коэффициент теплопроводности образцов UO, при
относительной плотности 95 % изменяется от 5,23 Вт/(м-К) при
200 °C до 1,26 Вт/(м К) при 1600...2800 °C. Линейный коэффициент
теплового расширения UO, равен 9-10"* К-1 в диапазоне температур
ЗО...4ОО°С; 11-10"* К1 - в диапазоне температур 400...800 °C и
12.9-10* К"1 - в диапазоне температур 800... 1260 °C.
Исследования российских ученых показали, что плотность и
прочность на сжатие таблеток UO, зависит от условий приготовле-
ния пресс-порошка и изменяются при изменении давления прессова-
ния от 175 до 290 МПа.
2.2.2. Карбид урана и композиции на его основе
Перспективным видом ядерного горючего, особенно для реакто-
ров на быстрых нейтронах, в силу своих свойств является монокар-
нению с оксидом карбид обладает более высокой теплопроводно-
стью (в 4-10 раз), имеет повышенную плотность атомов делящегося
вешества (на 30...40 %). К недостаткам UC относятся его низкая ока-
взаимодействия UC с углеродом образуется UCj, который при нагре-
вании претерпевает полиморфные превращения и связанные с ним
теплоносителях улучшают с помощью металлических покрытий.
Твердые растворы карбида урана и карбидов плутония и тория пред-
сокнх температурах и газовом охлаждении.
Монокарбид урана получают следующими способами:
инертном газе или вакууме;
2) карбидизация металлического урана твердым углеродом в иных
газовых средах;
В Советском Союзе при исследовании условий получения порош-
ка UC были проведены расчеты равновесного давления СО для рсак-
Гсмпсрагуро.’С....1000 1100 1200 1300 1400 1500
Ро>Па_____—-......0.133 24 200 1067 5733 24-I01
Температура начала реакции экспериментально определена мано-
метрическим методом, фиксирующим начало заметного выделения
СО. При исходном давлении 0.013 Па реакция с заметной скоростью
начинается с 1300 °C, что примерно на 200...250 °C выше расчетной
температуры. Установлен оптимальный режим получения UC: нагрев
ние связанного углерода совпадает с расчетным (4.8 %), содержание
свободного углерода не превышает 0,1 %. Период решетки а. равный
0,4951 нм. совпадает с литературными данными.
Из порошка UC. как и из порошков других тугоплавких карбидов,
компактные тела можно получать раздельным прессованием и спе-
канием. горячим прессованием, газостатическим формованием, ков-
кой. Скорость и степень уплотнения зависят от дисперсности порош-
ка. Изучены условия получения компактных тел из порошка с части-
цами до 10...20 мкм. Раздельным прессованием и спеканием в вакуу-
ме при 2100 °C с выдержкой 2 ч достигается относительная плот-
ность 90 %. Горячим прессованием в вакууме в графитовой пресс-
форме. выложенной фольгой из тугоплавкого металла, при темпера-
туре 1800...1850 °C и давлении 30 МПа (300 кг/см") можно за 5 мин
получить относительную плотность 95 %.
Режимы спекания чистого карбида урана и карбида урана с акти-
Таблица 2.9
Режимы вакуумною спекании карбида урана н материалов на сто основе
Материал Исходный порошок т.°с 0.% держание второю
UC без добавок дуТн™м1Ти+С 1900 90...98
UC без добавок восстановленный из 1990 90...98
UC-7.5W UAL (0.1...0.2%РО) 1400 98 O.O2...O.O5 AI (не- кие 1.38)
UC-7.5WUAI, Л i я !g На 1350... 1400 80...98 До 0.07 AI
UC-0,75% UBc,, 1525 95 содержание 0 247)
UC-0,75 % UBc,j с шбытком углерода 1525 S7...96
UC-O.75WUBe„ UO; (0.7 % О.) 1525 77
UC - LOW UjSi; стехиометрический 1500 96.96.5 содержание 0 07)
UC-I.OWUjSij ГХыткомуг'л-рота 1500 94...95
UC - I.SWU.Si. UO; (0.7 % О:) 1600 97.5 O.O5...O.O8 Si (ис- ниё 0.11)
Уплотнение карбида урана можно шггенсифицировать и металличе- ским ураном в качестве легкоплавкой добавки. Раздельным прессовани- ем и спеканием в вакууме смеси UC с 20...30 % U при 1700 °C в течение наружена. Значительное укрупнение зерен UC и их ограненные фор- мы свидетельствуют о перекристаллизации UC через жидкую фазу. чем у чистого карбида урана. Испытания термоциклами длительно- стью 20...30 с в диапазоне 200... 1000 °C показали, что материал
UC + 20 % U выдерживает более 1000 циклов, в то время как чистый
лись. Кроме того, оказалось, что материал UC + U более устойчив в
условиях облучения, чем чистый уран.
держащего от 5 до 10 % урана, повышается от 77,5 до 3I0...390 МПа
и даже при 1000 °C составляет 155...230 МПа. Прочность конкретно-
го материала зависит от величины зерна и пористости.
Для использования в высокотемпературных атомных реакторах, а
также в ядерных термоэлектрических преобразователях советские
исследователи предложили использовать твердые растворы UC-ZrC
(молярное соотношение UC/ZrC составляет 1:4), обладающие более
В СССР порошкообразные твердые растворы системы UC-ZrC
получали совместным восстановлением смеси UO2 + ZrO, сажей в
сти от состава изменялись прямолинейно по правилу Вегарда.
Для получения компактных образцов использовали горячее прес-
сование с активирующими добавками никеля. Добавка никеля в ко-
личестве 0,2 % позволила достичь в материале UC-ZrC с мольным
соотношением компонентов 1:4 относительную плотность на уровне
98—99% за 5 мин при температуре 1850 °C и давлении 30 МПа
(300 кг/см2), в то время как без добавки требовалась температура
2220 °C. С учетом диаграммы состояния U - Ni - С можно сказать,
что в указанных сплавах при 2000 °C объем жидкой фазы примерно в
10 раз больше объема добавленного никеля. Отжиг горячепрессован-
ет никель. Микротвердость UC-ZrC (1:4 мол.) составляет 32,1 ГПа, а
чистого ZrC - 28.1 ГПа. В ходе испытаний на сжатие при температу-
ре 2300 "С и давлении 980 МПа цилиндрические образцы UC-ZrC
(H:D = 2:1) показали за 10 мин осадку на 2.3 %, в то время как образ-
цы из чистого ZrC - на 4 %.
келя. Наибольшие уплотнение (96—97 %) достигается при содержа-
нии никеля 2 % и температуре спекания в вакууме 2100 °C (выдерж-
В исследовательских целях иногда применяют композиты на осно-
попытках использования силицидов, боридов, сульфидов урана.
2.2.3. Другие соединения радиоактивных
металлов
Из оксидов тория используют только ThO; свойства которого по-
добны свойствам иОз. или материалы системы ThOj-UOj.
9,78 г/см'. Оксид тория, полученный разложением карбоната тория,
дает более высокую плотность уже при 1700 °C: при этом наблюда-
ется заметный рост зерен.
Компактные изделия из карбида тория получают холодным прес-
сованием и спеканием при 1800 °C, а также горячим прессованием и
дуговой плавкой.
Данные по использованию карбидов тория, нитридов, боридов.
ря на то что они могут оказаться перспективными для высокотемпе-
ратурных реакторов с темпсразурой выше 1000 °C. В настоящее вре-
ствуюших тепловыделяющих элементов уделяется большое внима-
ние. Режимы изготовления изделий из порошков соединений урана.

Таблица 2.10

н“и” изготовле- /\.МПа <11 СКРИПИ О. % Примечание
T.°C t. мин среда
U'S’- ниТ?“е- 40 1400 60 Аргон ад8»" °’Z°
U,Si. h'IT+cik-- 90... 120 1400 to Аргон 96...9« 2Г<ли’
U4Si_. 'Русова- 100 925 1 Аргон 90
UBc.j ни^Тспе- 1550 120... 180 Аргон 97
US m^cne- 4(X) 1700...2050 60 92.95
PuC ниеТснс 400... 1000 1500...1600 60 92...96
PuC ннсТспе- 400... 1000 1500... IMO 60 95-97 0.2 % акта-
The н'кТспс’ 1700 60 95-w
Некоторые свойства оксида и карбидов тория в табл. 2.14.

2.3. Дисперсно-упрочненные материалы
Свойства урана можно повышать за счет введения распределен-
ных дисперсных включений. Так дисперсно-упрочненный уран по-
лучали из порошка, полученного гидрированием компактного метал-
ла, смешивали с порошком соответствующих присадок, брикетиро-
вали и спекали при 1000 °C в вакууме. Из спеченных заготовок вы-
давливали прутки при нагреве (у-фаза урана) и определяли свойства.
РиС и др.
Введение UO>. UC. UBeu в количестве 9... 18 % повышает проч-
ность по сравнению с чистым ураном при 20 °C на 24...40 %, а при
600 °C - на 44...69 %. Ползучесть этих композиций также растет. Са-
мым эффективным упрочнителем из приведенных выше является
UBeu. Наиболее устойчивой к термическим импульсам оказалась
композиция U + UO,. После 400 термоциклов образцы в виде прутков
из U + UO? удлинились на 0,5...0,6 % с UO?. (после 300 термоциклов
свойств можно достигнугь за счет регулирования размера частиц ис-
ходных порошков и количества дисперсной фазы, ее размера.
2.4. Композиционные материалы с дисперсными
расщепляющимися компонентами
позитами - дисперсными ТВЭЛами. Основным их преимуществом
плуатацин реактора. Дисперсные элементы допускают очень боль-
шое выгорание (до 50 % исходного урана).
номерное по объему расположение гранул радиоактивной фазы в
матрице в виде возможно более правильной плотноупакованной
следующие требования:
I) высокая концентрация ядерного горючего в гранулах топлива:
2) высокая прочность и пластичность материала матрицы;
6) низкий паразитный захват тепловых нейтронов.
Металлические материалы в качестве нерасшепляющейся матри-
цы обеспечиваю)' хорошую теплопроводность и термостойкость сис-
урана UOj. Для повышения теплопроводности композита на сфери-
них приведены в табл. 2.12. Наряду с оксидом урана в составе компо-
зита можно использовать другие соединения урана и плутония. В
ментальных реакторах.

а - ВеО; й - АЬО»

Рабочий газ Химическая реакция Температура
Пиро графит СН« CH, —• C + ?H, 900...2000
КИОНИЙ l\h< 1. NbCI, + 2.5H, — Nb + 50 800
КЬ,ти<бги*н MotCOk Mo(CO)*—• Mo +6CO 1 3<X>
Вольфрам WF, WF,, + H, — W + 6HF 400...700
AI.O, Alt 'h AICI. + 3H-O -> Al-Oi + 6HCI 500... 1400
ВеО BeCI, BeCI- + H,0 — BeO + 2HCI 800... 1400
Способы получения порошков различных соединений урана и
плутония для ТВЭЛов дисперсионного типа приведены в табл. 2.13.
Соединение Способ получения порошка Т °C
UN Азотирование урана по реакции U + N = U.N,. 1250
h i S. h i i It S s м Ш! shh 1 = t = i J|11I 20
UC-. UBj. UN. USi. UjSi2. U.Si. USi,. USi,. UB„ Ш Hi Hl fli jl 1 I (0.8... 1.0) 7k, 20
PuC 1 £ h if Hl III 2000
PuB|, Спекание прессовок из смеси PuH. и В в аргоне !55О
UAI, Измельчение1* МСТаЛЛ°В
Примером композиционного материала для ТВЭЛов дисперсион-
ной матрице. Такая система характеризуется весьма высокой степе-
нью выгорания, большей, чем для металлических урановых элемен-
вой советской атомной электростанции. Похожий материал исполь-
зуется и в американском экспериментальном реакторе. Композит

U-Mg изготавливают методом горячего прессования порошков маг-
(15...25 % U), которые можно рассматривать как циркониевую мат-
рицу с дисперсными включениями UZn. а также сплавов урана с ит-
лы. в которых уран в виде UAlj или UAL распределен в алюминии,
получают методом порошковой металлургии, что позволяет устра-
Интерметаллидные соединения UAL. UAlj, UAL получают мето-
дом литья, затем измельчают их до размера < 40 мк.м. после чего со-
держания вязкой алюминиевой основы.
Ураново-алюмннневые изделия в виде стержней и труб можно
лотненной смеси в оболочке. Альтернативой этому является горячее
прессование и последующая экструзия порошков интерметалличе-
ских соединений типа UAL. UAlj, UAL, которые получены диспер-
гированием расплава на вращающемся диске. При этом получаются
мелкозернистые материалы.
Свойства некоторых материалов системы Al-UCL приведены в
табл. 2.14.

Сотсржанис НО- % масс. п MI1:i л МП:. 6. %
0 96 33 .34
5 94 43 10
10 К4 44 14
X) 81 42 6
30 76 47 5 7
40 $*> 41 1 0
SO 43 42 0.5
60 39 37 0.5
В литературе достаточно хорошо описаны материалы, в которых
оксид урана распределен в железной матрице или в сплаве на основе
железа. Некоторые их свойства приведены в табл. 2.15.

Материал .матрицы. uo.,% Mila Примечания
Fc-65.5; Ст-18: Ni - 14; Mo-2.5 15 75... 150 258
20 75... 150 228
25 75... 150 178
30 75.. 150 154
35 75 150 1 1 *. s
15 44 325
25 44 ’ 1 *
44 50 <10 5 Холодная деформация 7 %
25 44 50 96 Холодная деформация 17 %
Fe- 65.7; Cr- 18.2; Mo-2.34; Si-2.44; Mn-0.01 15 75... 150 204
25 50 75 110
30 75.. 150 103
35 75 150 79
15 44
25 44 1 ’<1 *1
15 75-150 80 Холодная деформация 20 Ч
25 53 178
25 44 1 7ft
25 *3 221
Для применения при повышенных температурах и улучшения
коррозионной стойкости рекомендуют материалы систем Be-UO,,
Zr-UOj, Nb-UCh. Mo-UO’, а также жаропрочные сплавы с UO; и
PuOj. Их изготавливают непосредственной прокаткой порошков с
последующим вакуумным спеканием.
Режимы прессования и спекания некоторых материалов с метал-
лической матрицей для ТВЭЛов дисперсионного типа приведены в
табл. 2.16.
Из других соединений урана в качестве расщепляющихся веществ
используют дисперсные включения UC и UC, (в алюминиевой, цир-
кониевой матрице и матрице из нержавеющей стали), нитрид урана
(в матрицах из нержавеющей стали, ниобия, а также из сплавов нио-
бия с титаном или нихрома с ванадием). Изделия из материалов
AI-UC, Zr-UC получают горячим прессованием в графитовых пресс-
формах в интервале температур от 600 до 1200 °C. Также можно
применять холодное прессование и спекание с последующей горячей
прокаткой. Режимы горячего прессования других материалов приве-
дены в табл. 2.17.

Композиция. соединение Mila Режимы спекания
T °C T. >1 Среда
Nb(Mo)-UO. 790 1750.. .2000 S h Вакуум
<82.06:17.94) 1350 16 Сухой водород
(7433:25.98) 1180 12.5 Водород
Mo|Nb. U, нихром. Nb-Ti (60 : 4<>>| - UO. (70:30) 780 1200 4 Вакуум
Нержавеющая сталь - UO. (75:25) 5IO 1350 Сухой водород
Мо-НО. (80:20) 790 1400 0.5 Водород
Th — PuO. 1300 2 Вакуум 1.3.3 На
Mo PuO. 1600 12
Al - U.О. 50 580 Аргон

Композиция r.-c /’«..Mila Примечания
Zr-UC 1000 10.0 ХХа'вадержка
(Mo. (1. Nb.) - UN (69.5:30.5) 120 5 0 Материал пористый
(Nb-Ti. 60:40) - UN (69,5:30.5) 870... 10-10
Mo-UO. (79.5:20,5) 1500
Нержавеющая сталь-UO. 830 21 Графитовая пресс-
(Cr. Nb. Mo) - UO. 1150...I3I0 >1000 сХЯ<М>м^^"ЧС'
Кроме того, встречаются упоминания об исследовании компози-
ций Мо-иВе|3. Zr-UeNi, Nb-UjSia, B-UBe,3. Zr-UjSi, Zr-UjNi,
вается сульфид урана в сочетании с Mo. Nb, V и Zn. Этот сульфид
имеет ряд преимуществ по сравнению с карбидом урана UC.
дисперсными включениями представляют интерес оксидные матри-
цы. Особенно выделяются оксиды бериллия, алюминия, магния, цнр-
оболочек. Описаны трубчатые изделия с высокой термостойкостью и
ZrO>-UO:. UO;-MgO, UOj-MgO-Ni. Прессованием с последующим
спеканием или инфильтрацией изготавливали композиционные ма-
вой кислоты и 1Ю>.
Имеющие довольно хорошую теплопроводность и устойчивость к
облучению системы ZrC-Fe-UO?. NiC-Ni-UO2, SiC-UO2, SiC-Si-UO2
теоретически могут представлять определенный интерес. Имеются
краткие сведения о композициях MoSij-USi2 и MoSiOr-UOj.
скнм свойствам, малому сечению захвата нейтронов и хорошей теп-
лопроводности в качестве материала матрицы дисперсионных
ТВЭЛов можно применять графит. Проведено большое количество
UC. UC2, иногда с участием соединений тория и плутония. Такие ма-
териалы предназначены для реакторов с повышенной рабочей тем-
пературой (выше 1000 °C). Их можно изготавливать различными
способами. Так, материал системы графит-уран-торий получали
прессованием порошков при давлении 1050 МПа (10,5 т/см2) с по-
следующим спеканием при 1400 °C. В зависимости от содержания
урана или тория достигаемая относительная плотность составляет от
76 до 90 %.
Графитовые изделия различной толщины можно пропитывать рас-
твором уранилнитрата. а затем выдерживать в газообразном аммиаке
до получения диураната аммония. При последующем нагреве в соот-
ветствующих условиях образуется UO2. частицы которого имеют раз-
мер 0,3...(),4 мкм. Более крупные частицы 1Ю2 можно получать за счет
сфероидизации с помощью шлака. Далее полученный материал сме-
шивают с фенолсодержащим порошком графита и формуют в сталь-
ной пресс-форме с подогревом. Следует иметь в виду, что в дисперс-
ной системе UOj-графит при 1000 °C образуются UC, UO2 и СО, а
компактная система не взаимодействует с графитом до 1500 °C.
Для ограничения выделения газообразных продуктов деления при
облучении графита с дисперсными включениями UO2 следует при-
менять газоплотные покрытия из карбидов титана, циркония, ниобия,
тантала, молибдена и кремния.
Получать керамическое топливо для дисперсных ТВЭЛов можно
и золь-гель методом. Гидрозоль приготавливается одним из много-
численных методов и превращается в гель в ходе экстракции водой
относительная плотность которого близка к теоретической. Произ-
водство таких сфер этим методом полностью исключает образование
рис. 2.4 показана типичная схема такого процесса, используемого
для получения UO,, ThO>, PuO, или смесей этих оксидов.
Получаемые с помощью описанного процесса микросферы входят
в состав уранграфитовых композитов и используются в высокотем-
пературных газоохлаждаемых реакторах (ВТГР) с гелиевым тепло-
носителем. которые разрабатываются и испытываются в настоящее
время в Японии. Китае. ЮАР. Франции. США и России.
Топливные микросферы МС4 получают методом осаждения пи-
шется микроТВЭЛа составляет 700... 1000 мкм. Для получения слоя
пироуглерода плотностью 0,9...1.0 г/см’ (буферного) используют
г/см’ - соответственно смесь пропилена и аргона, слоя SiC плотно-
стью 3,2 г/см’ - смесь метилтрихлорсилана и водорода. Осаждение
покрытий проводят при температуре 1350... 1500 °C.
Полученные топливные микросферы смешивают с графитом, со-
держащим 18...20 % связующего, например, фенолформальдегидной
смолы или каменноугольной смолы, далее формуют в пресс-форме
заготовку ТВЭЛа и проводят полимеризацию связующего, карбони-
зацию (900 °C) и высокотемпературную обработку топливных фор-
мовок (1800.. .2000 °C).
На всех стадиях получения МС4 и композитов их подвергают кон-
шине слоев пироуглерода и карбида кремния, коэффициенту анизо-
тропии плотного пироуглерода и дефектности карбидокремниевого
покрытия.
Вместо стержней можно формовать кольцевые брикеты и подвер-
гать их последующему горячему прессованию при температуре
850 °C и давлении 35 МПа. а затем спекать в вакууме при 1800 "С.
помещаемые в активную зону реактора.
Микросферы из карбидного топлива (ThC,, UC, и их твердых рас-
микросфер. изготовленных агломерацией или золь-гель методом, но
в большинстве случаев их формируют за счет сфероидизации при
плавлении. Эти частицы обычно готовятся с избытком углерода, в
некоторой степени защищающего их от взаимодействия с окружаю-
щей средой до формирования на сферах углеродных покрытий. Та-
кие покрытия получаются в кипящем слое в результате осаждения на
топливной частице пиротехнического углерода.
Решение проблемы газоплотных покрытий возможно за счет гете-
рогенной композиции C-UC (UCj), т.е. в виде графитового шара с
сердечником из UC или UC, (рис. 2.5).
53

В высокотемпературном реакторе марки HTR используется гелие-
вый теплоноситель. Топливо для него изготавливают в виде микро-
сфер объемом 105 см3, покрытых несколькими слоями углерода и
других совместимых с ним материалов. Такие сферы загружают в
графитовую трубу, обеспечивающую жесткость и стабильность раз-
меров. Связкой служит тонкий слой органики на сферах. Трубы теп-
ловыделяющих элементов вставляют в блоки замедлителя и сборку
устанавливают в реактор.

Ресурс работы уран-графитовых реакторов определяется време-
нем сохранности ТВЭЛов и их способностью задерживать выход ос-
колков деления и образующихся газов в теплоноситель. Эти пара-
пряжений. возникающих в микроТВЭЛах и ТВЭЛах на стадии их
изготовления и эксплуатации.

работка способов снижения уровня дефектов, напряжений и их кон-
центрации в ходе получения композиционного материала, что позво-
55
3. ПОРОШКОВАЯ ТЕХНОЛОГИЯ
И СВОЙСТВА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ
ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
3.1. Конструкция тепловыделяющего элемента
Тепловыделяющий элемент состоит из сердечника, в котором на-
ходятся ядерное горючее, оболочки, концевых и дистанционирую-
щих деталей. По форме ТВЭЛов различают: цилиндрические, стерж-
невые. кольцевые, трубчатые, пластинчатые, ленточные, шаровые,
призматические и т.д. Концевые детали герметизируют ТВЭЛ и вме-
сте с дистанционируюшнми деталями фиксируют его в определен-
ном положении. Для загрузки в реактор ТВЭЛы собирают в сборки:
кассеты, пучки, пакеты (см. рис. 2.6 и 2.7). Топливные каналы, обра-
зуемые сборками ТВЭЛов. служат для организации потока теплоно-
сителя в активной зоне.
ТВЭЛы установок ВВЭР-210 и ВВЭР-440 собирают в кассеты
(рис. 3.1). В реакторах Белоярской АЭС топливные каналы содержат
трубки и ТВЭЛы в графитовых и металлических втулках, образую-
щих цилиндр определенных размеров (рис. 3.12). Материал оболоч-
ки - нержавеющая сталь. ТВЭЛ Ленинградской АЭС представляет
собой трубку из циркониевого сплава (1% Nb). заполненную таблет-
ками из UO>
Активная зона реактора на быстрых нейтронах БН-350 собрана из
шестигранных пакетов, заполненных оксидом обогащенного урана. В
верхней и нижней части пакета размещены элементы торцевых экра-
нов. содержащие обогащенный оксид урана.
Функции ТВЭЛов включают в себя:
1) генерирование энергии деления ядер в топливе:
2) перенос тепла, образующегося при делении ядер, к теплоноси-
телю через оболочку:
3) удержание газообразных продуктов деления (Не, Кг. Хе и др.);
4) обеспечение совместимости материалов топлива, прослойки
между топливом и оболочкой, оболочки и теплоносителя.
ТВЭЛы должны обладать термической и радиационной стабиль-
4 Ik

В настоящее время принято выделять следующие типы тепловы-
• на основе металлического топлива (урана, плутония, тория и
соединений урана и плутония);
но в нерасщепляющейся матрице.
материалов, которые осуществляют «сцепление» топлива с оболоч-
кой. В качестве «связок» можно использовать газ или жидкость, на-
В гетерогенных реакторах используются ТВЭЛы с металличе-
ским. керамическим и металлокерамическим (композиционным) то-
Экспернментальные гомогенные реакторы были испытаны с топли-
вом в виде расплавленной соли и расплавленного плутония.
в форме тонких длинных пластин, полученных литьем и прокаткой.
ные таблетки.
Для каждого типа реактора устанавливается свое значение плотности
ра. Важной характеристикой также является геометрия таблеток, особен-
но их диаметр. Жесткие требования к диаметру связаны с необходимо-
оптимального уровня теплопередачи в зазоре между горючим и оболоч-
кой (из-за распухания горючего). Высота таблеток влияет на работоспо-
условиями снаряжения ими ТВЭЛа. При hID < I возможно их перевора-
чивание и заклинивание в автомате или оболочке. Исходя из этого реко-
го требования существенно влияют текучесть, прессуемость порошка, его
активность при спекании, а также вид пластификатора.
зрения прочности таблеток имеет форма их торцевой части.
58
3.2. Технологии изготовления
тепловыделяющих элементов
Основными методами изготовления ТВЭЛов являются литье и
порошковая металлургия.
Изготовление топлива для пластинчатых ТВЭЛов по первому ме-
тоду включает индукционную плавку высокообогащенного урана с
чистым алюминием или его сплавами в графитовом тигле при атмо-
сферном давлении. Литые заготовки прокатывают в горячем состоя-
нии в листы, из которых вырубают топливную заготовку необходи-
мого размера. Затем заготовку вставляют в рамку из алюминия и за-
крывают с обеих сторон алюминиевыми листами с применением
жидкого связующего материала или без него. После этого заготовку
нагревают, прокатывают в горячем состоянии до необходимой тол-
щины, отжигают, прокатывают вхолодную и механически обрабаты-
стины с помощью пайки собирают в тепловыделяющие сборки, ко-
торые будут загружаться в активную зону реактора.
топливом осуществляется по достаточно сложной технологической
схеме: для получения топливного сердечника требуется более 40
операций, поэтому метод порошковой металлургии получил пре-
3.2.1. ТВЭЛы металлического типа
Изделия различной формы для ТВЭЛов из металлического урана,
тория и плутония получают обычно прессованием и спеканием. От-
носительно низкая уплотняемость порошков обусловливается их вы-
сокой удельной поверхностью и значительными потерями на пре-
одоление внешнего трения. Прессование ведут в пресс-формах из
высокопрочной стали, со смазкой (камфара), в защитной атмосфере.
Для максимального уменьшения пористости прессовки необходима
температура спекания порядка 0.8 Г,,, металлического урана, тория,
плутония.
3.2.2. ТВЭЛы керамического типа
ного топлива наиболее подходящим ядерным горючим для совре-
менных ядерных электростанций признается оксид урана UO?.
Технология получения ядерного горючего на основе UO’ разрабо-
мованием. изостатическое и горячее прессование, вращающуюся (ро-
тационную) ковку, вибрационное уплотнение, шликерное литье и
ние ударом (разными способами). Перечисленные методы также мо-
гут быть практически применены для всех видов горючего на основе
Учитывая простоту и доступность, особого внимания заслужива-
ют холодное прессование и спекание, горячее прессование и вибра-
ным для получения сердечников ТВЭЛов из UO2.
Требования к топливным таблеткам по геометрическим парамет-
рам. допускам на них, химическому составу, качеству поверхности и
микроструктуре постоянно ужесточаются, что требует оптимизации
технологии изготовления таблеток. Многолетний мировой опыт из-
готовления таблетированного топлива для атомных станций вырабо-
урана, подготовки его к прессованию, изготовлению самих таблеток.
Каждый из этих этапов содержит несколько операций, направленных
на формирование основных качеств порошка. В основном эти свой-
ства закладываются на стадии химического передела, формирование
их продолжается при физической обработке.
Обобщенная технологическая схема производства топливных таб-
леток приведена на рис. 3.3.
В настоящее время процесс производства порошков и таблеток не
стал проще, чем во время его разработки. Это связано не только со
пользуемого оборудования. Жесткие условия конкуренции на рынке
требуют удешевления топливной составляющей ядерного энергети-
ческого цикла. Получение спеченных таблеток со стабильными свой-
ствами в заданном диапазоне - очень сложная задача, решение кото-
рой зависит от всех технологических операций.
В России в основном используются две технологические схемы
получения таблеток: «мокрая» (рис. 3.4) и «сухая» (рис. 3.5).

му контролю качества на соответствие установленным техническим
условиям. В частности, проверяют суммарное содержание изотопов
ный размер частиц, насыпную плотность, удельную поверхность.
На операции сухого смешивания к порошкам оксидов добавляется
го заключается в просеве через сито с размером ячейки 40...315 мк.м
для разрушения крупных агломератов. Эту операцию проводят в
Второе смешивание ставит своей целью введение в сухую смесь
пластификатора (в количестве 8,5...9% от массы загрузки). Длитель-
ность операции 2...5 мин.
прессуется на механическом прессе (например. КО622Б) в цилинд-
рические заготовки («шашки») с отношением высоты к диаметру
затем полученный материал протирается через сетку 500...700 .мкм .
Полученные гранулы высушивают при температуре 2О...6О°С в
течение 24...48 ч. Загрузка в сушилку составляет 200...400 кг. Для
усреднения пресс-порошок подвергают окатке в течение 10...15 мин.
Если качество продукта удовлетворяет требованиям (массовая до-
ля воды 0.5... 1,7 %, насыпная плотность не менее 2.0 г/см'), то его
ды > 1.7 % подвергается повторной сушке, а порошок с массовой до-
лей воды < 0,5 % - соответственно окатке с добавлением дистилли-
рованной воды или спирто-олеиновой смеси. Пресс-порошок с на-
сыпной плотностью менее 2.0 г/см’ направляют на операцию смеше-
ния с пластификатором.
Топливные таблетки прессуют на роторных многопозиционных
прессах до достижения плотности от 5,6 до 6.1 г/см’. Для смазки
матриц можно использовать спирто-олеиновую смесь.
Спекание топливных таблеток проводят в печах, предварительно
разогретых до заданной температуры. Следует отметить, что одно-
временно можно спекать таблетки только одного типа, с одной мас-
совой долей изотопа 2MU.

Перед спеканием таблетки необходимо просушить. Эту операцию
щихся в распоряжении печах спекания нет низкотемпературных зон
для отгонки пластификатора.
Параметры сушки: температура 650...900 °C; расход водорода
O.8...5 м’/ч; избыточное давление 2I05...8-10S Па; период проталки-
вания лодочек - не менее 40 мин. Загрузка лодочек осуществляется
через шлюзовые камеры, продуваемые азотом (расход не менее
0,08 м’/ч, время продувки - не менее 2 мин).
После сушки лодочки с просушенными таблетками автоматически
проводится спекание по определенным режимам. Распределение тем-
пературы по зонам предварительного нагрева следующее (печь с ша-
гающим подом BTU): 1-я зона; 400...750 °C; 2-я зона; 800...900 °C. В
высокотемпературных зонах температура распределяется следующим
образом: 3-я зона: 1600... 1730 °C; 4-я зона: 1680...1770 °C;
5-я зона: 1700... 1770 °C. В других печах с иным количеством рабо-
чих зон распределение температур по ним отличается от приведен-
ного выше, однако общий «перепад» температур остается примерно
Расход водорода с высокой степенью очистки составляет от 6 до
12 м’/ч. Допускается добавка водорода худшей очистки от влаги,
причем его количество -зависит от точки росы (не выше+10 °C).
Контроль температуры спекания, цикла движения балки шагаю-
щего пода, расхода водорода по зонам в зависимости от его влажно-
сти осуществляется не менее трех раз в смену.
таблеток. Их плотность должна быть 10.4... 10.7 г/см’, причем если
ются на повторное спекание, а если больше - то на сплошную раз-
браковку.
Далее таблетки передают на операцию шлифования, после кото-
переработки. а таблетки с диаметром > 7,57 мм направляют на по-
вторное шлифование. Масса столба таблеток длиной 1000 мм должна
быть 444...452 г.

«Мокрая» технологическая схема (на примере производства
(U, Er)jOs подвергают входному контролю качества с определением
тех же самых характеристик, что и в технологии производства табле-
ток типа ВВЭР.
В зависимости от последующего метода уплотнения шихты суще-
ствуют два различных способа приготовления пресс-порошка. В од-
ну). в другом - уплотнение шихты в «шашку».
Независимо от .метода уплотнения шихты и типа соответствую-
порошка является смешивание оксидов урана и эрбия. Эта операция
может проводиться как в лопастном смесителе активаторного типа,
входящего в состав установок приготовления пресс-порошка. так и
смешивания, имеющей высокую производительность и стабильно
обеспечивающей однородное перемешивание оксида урана с окси-
Наряду с оксидом эрбия к 1Ю; добавляют порообразователи (по-
ливиниловый спирт, порофор) и сложный оксид (U, Er).tOs. Количе-
ство вводимых добавок и значения технологических параметров при
проведении различных операций зависят от типа топливных табле-
После смешивания сухих компонентов следует операция смеши-
Затем полученный пластифицированный материал поступает на опе-
рацию уплотнения, которое осуществляется методом экструзии через
(установка ППШ).
Полученные в результате уплотнения гранулы («шашки») измель-
чаются, протираются через сетку на вибросите с протиром и посту-
пают на операцию сушки для отгонки излишней влаги. Эту сушку
проводят либо в кассетных сушилках, либо в трубе сушки и окатки.
После сушки пресс-порошок передают на окатку для усреднения и
повышения его текучести. Данная операция проводится в смесителе,
вращающемся в двух плоскостях.
Уран-эрбиевые топливные таблетки прессуют на роторных мно-
гопозиционных прессах-автоматах различного типа при давлении
170...220 МПа (1,7...2,2 т/см'): скорость вращения ротора
8... 14 об/мин. В процессе прессования таблеток пуансоны периоди-
ским размерам, внешнему виду или плотности возвращают на опера-
цию приготовления пресс-порошка.
лодочки и передают на операцию спекания, где используют 8-зонные
печи непрерывного действия с шагающим подом типа BTU. Темпе-
логнн производства уран-эрбиевых таблеток.
В первой и второй зонах печи при температурах от 600 до 1100 °C
происходит отгонка пластификатора и порообразователя. В после-
дующих зонах при температурах до 1800 "С непосредственно осуше-
(водород). После окончания процесса определяют плотность и диа-
метр спеченных изделий, а также рассчитывают их усадку.
алмазными кругами на бесцентрово-шлифовальных станках с уста-
новками разбраковки таблеток по диаметру. Эту операцию произво-
дят без охлаждающей жидкости.
После разбраковки по диаметру таблетки с размерами больше за-
данных направляют на повторное шлифование; годные таблетки - на
проверку внешнего вида, плотности, геометрии, шероховатости и т.д.
и контроля качества шлифованных уран-эрбиевых таблеток анало-
гичны параметрам для других типов топливных таблеток (на UO,).
«Сухая» технологическая схема (на примере производства
уран-гадолиниевых топливных таблеток
Перед запуском порошков UO, и GdjOi в производство их под-
вергают входному контролю качества с определением (для UO,)
суммарного содержания изотопов урана, содержания изотопа 2J5U,
ности. удельной поверхности.
Приготовление пресс-порошка включает в себя три операции:
смешивание исходных порошков UO; и Gd,Ch; измельчение и грану-
На операции приготовления смесей исходных компонентов вна-
чале вручную смешивают порошки UO,. Gd,Oj и А1(ОН).,. При необ-

ходимости к этим оксидам добавляют (U.GdhOs. Полученную смесь
Измельчение смеси проводят в вибрационной мельнице в течение
0,5...2 ч, после чего ее просеивают через сито с размером ячеек
Дальнейшее смешивание смеси оксидов со стеаратом цинка и по-
робразователем вначале проводят вручную в течение 30 мин, а затем
его рабочей емкости от 40 до 70 об/мин.
Прессование таблеток проводят на роторных многопозиционных
(0.6...3 т/см2). Скорость вращения ротора ПР-01 от 2 до 6 об/мин. По-
сле этой операции проверяют диаметр, высоту и внешний вид табле-
чах типа ПНТ и ПВТ, входящих в состав установок сушки и спека-
ния УСиС. Первые предварительно разогревают до температуры
45О...65О°С. а вторые - до температуры не менее 1730 °C. На этапе
сушки период продвижения лодочек должен быть 20... 120 мин.
Сушку и спекание проводят в защитной азото-водородной атмо-
сфере. расход которой составляет от 0.4 до 1 м'/ч (в смеси соотноше-
ние HizNj обычно составляет 8:2), избыточное давление - от 200 до
диаметра и плотности.
Операции шлифования и разбраковки топливных таблеток, полу-
изготовленные по «сухим» схемам, не требуют удаления газообраз-
ных продуктов разложения пластификатора, но их механическая
прочность после шлифования меньше, чем у таблеток, изготовлен-
ных по «мокрым» схемам.
Технологическая схема производства гранул
входному контролю на соответствие параметрам, установленным ТУ
(рис. 3.6). В частности, проверяется суммарное содержание изотопов
урана, содержание 25SU, воды, примесей, средний условный размер
сырья удовлетворяет необходимым требованиям, то его запускают в
производство.

Порошок UO, смешивают с порообразователем (азодикарбонами-
дом) несколькими способами. По одному способу (при массе порош-
ка оксида в контейнере не более 430 кг) порообразователь добавляют
непосредственно в контейнер в количестве 0.25...0.8 % (масс.) и пе-
ремешивают смесь, вращая контейнер в кантователе не менее
70 мин. Допускается добавлять в него UjO« не более 10 % от массы
UOj. По другому способу, после отбора 5 - 10 кг UO; к нему добав-
ляют порообразователь в количестве 0.25...0.8 % (масс.), перемеши-
вают порошки вручную и высыпают двухкомпонентную смесь в сме-
несколько приемов (общая масса смеси не более 50 кг): время сме-
тователь и заливают в него из мерной емкости порцию пластифика-
тора в количестве 60...80 мл на I кг порошка (но не более 13 % от его
обороты, также допускается дошихтовка UjOg (в обоих случаях не
более 10 % от массы загруженного порошка). Время смешивания не
ки установки приготовления пресс-порошка. где ее последовательно
уплотняют в трех группах валков при давлении 100...800 кПа.
вращения 5... 10 об/мин) на измельчение с одновременным просевом
через сетку с размером ячеек 1,2... 1.6 мм. Из гранулятора пресс -
рячим воздухом, на сушку и окатку (скорость вращения трубы
4... 16 об/мин. температура наружного обогрева трубы 50...100 °C,
кается окатка пресс-порошка с керосино-олеиновой смесью.
После этого порошок просевают через сетки с ячейками 1,2 и
0.5 мм на вибросите или вручную. Годной считается крупка фракции
-1,2...+0,5 мм. Фракцию + 1,2 мм направляют на доизмельчение или
на смешение (приготовление шихты). Фракцию - 0.5 мм направляют
на дальнейшую обработку.
Операции сушки и спекания крупки осуществляются соответст-
венно в печах ПНТ и ПВТ. входящих в состав установок сушки и
спекания. Температура в печи сушки составляет 250...900 °C, расход
водорода 0.6 м’/ч; расход азота 0.2 м’/ч; смесь газов подается проти-
вотоком. ее давление составляет 200...800 Па. Период проталкивания
лодочек через печь К)...30 мин.
же расходом защитных газов при том же давлении. Период протал-
кивания лодочек в два раза больше, т. е. 20...60 мин. Спеченные гра-
нулы рассевают через сетки с размером ячеек 0,315...0.63 мм и I мм
на вибросите. Годным считается продукт -I...+0,315 мм. Крупку
> 1 мм размалывают в «пьяной бочке» с шарами из коррозионно-
стойкой стали диаметром 5... 10 мм в течение 0,5...4 ч.
3.2.3. Альтернативные методы формования
в производстве ТВЭЛов
деляюших элементов с использованием вибрационного уплотнения.
Этот вид формования применяется при производстве ТВЭЛов слож-
(близкой к теоретической) частиц из UOj, UOr-ThO’. UOy-PuOj ис-
пользуют плавление в электрической дуге, в электронно-лучевых
устройствах, а также золь-гель процесс и т.п. Форма получаемых

| Сборка конструкций ТВЭЛов |

После вибрационного уплотнения относительная плотность из-
мельченной и просеянной крупки UO; составляет 0.85. а плавленой и
измельченной - даже 0.90 (аналогичные данные получили для изоста-
тически уплотненного в оболочке порошка UOy). Плотность зависит
от режима вибрации и зернистости порошка. На степень уплотнения в
готовом изделии большое влияние оказывают характер распределения
частиц по размерам и отношение диаметра оболочки к высоте. Гео-
метрическая форма оболочки оказывает сильное влияние на степень
вибрационного уплотнения керамического ядерного горючего, что в
свою очередь имеет большое значение для производства топливных
элементов трубчатой, кольцевой, инверсионной формы.
На экономические показатели вибрационного метода уплотнения
За рубежом применяют и другие способы формования изделий,
полуфабрикатов или стержней для ТВЭЛов из UO’.
ным распределением плотности. Порошок UO2 смешивают с разбав-
ленной соляной кислотой и готовят шликер, который заливают в
ленную вязкость, зависящую от pH среды. Через некоторое время
изделия вынимают из формы и сушат на воздухе, затем спекают при
Известны опыты по получению плотных изделий длиной
160...260 мм (относительная плотность более 95%) экструзией с по-
следующим спеканием. Исходный порошок предварительно прессо-
спекания изделия шлифовали. Авторы метода считают его более
экономичным, чем традиционные прессование и спекание.
Холодная и горячая ротационная ковка позволяют получать непо-
средственно стержни для ТВЭЛов с относительной плотностью 90...95 %.
Порошок UO> в состоянии свободной насыпки или слегка подпрессован-
ном состоянии засыпают в оболочку из циркония или нержавеющей ста-
вочных машинах. В процессе деформации изменяется плотность мате-
риала. толщина стенки оболочки и ее длина. Ковкой при 400...800 °C
можно получить изделия более высокой плотности, чем холодной ков-
кой. Уплотняемость порошка сильно зависит от его свойств (метода по-
лучения) и прочности оболочки. Лучше других уплотняется плавленый и
измельченный UO2. Вообще, ковкой достаточно легко уплотняются ке-
рамические расщепляемые материала разного состава.
Для изготовления стержневых и трубчатых ТВЭЛов можно ис-
пользовать и ротационную ковку цилиндрической оболочки, напол-
ненную спеченными сердечниками (нержавеющая сталь с 30 % объ-
емн. UO2). при температуре 1000... 1300 "С.
практически беспористые ТВЭЛы. Для уравнивания пластических
свойств оболочки и порошка UO2 их нагревают раздельно до разной
температуры. Так, оболочка из нержавеющей стали нагревается до
700 °C. a UO2 - до 1700 °C. Компоненты соединяют вместе различ-
ними приемами уже перед самой экструзией. Этот способ считается
Режимы горячей экструзии сборок тепловыделяющих элементов
дисперсионного типа приведены в табл. 3.1.
Режимы горячей экструзии сборок ТВЭЛов дисперсионного типа
Состав соопки Форма и размеры Режим экструзии
Оболочка Сердечник „’^Гэ'к^мм Т.-С V. м/с МПа
AI (Ы)-ДП) Лейта 2x2.7 360...420 0.0I6...0.032 9(Х)
А1 Al - U Груба 30.46/25 340 420 0 75
Нержавеющая сталь - UO. Труба 24/20 1300 1.0
Нержавеющая сталь - UO. Стержни 1300 1.0
AI Трубы 53.85/50.81 и 37.08/33.53 430
Стержневые и трубчатые ТВЭЛы дисперсионного типа можно из- готавливать методами волочения или прокатки. ТВЭЛы сложной Практически все рассмотренные методы уплотнения оксида урана применимы и для других расщепляемых материалов. Некоторые примеры технологии производства таблеток в зависи- мости от схемы уплотнения порошка приведены в табл. 3.2.

Схема уплотнения плотность. нрессова- пр^тж- спеченных _ ная’^сад
МВ - 0.05 2.6..3.2 5.8...6.0 10.4... 10.55
Экстпузия З.О...З.З 1.? . 2,2 10.4... 10.7
пь= Hi s й я : ГН 2.0...2.8
3.2.4. Спекание материалов на основе UO2
Поскольку UO? относится к тугоплавким оксидам, получение вы-
сокоплотного материала на его основе связано со спеканием при тем-
пературах 1700... 1800 °C. что обуславливает высокую суммарную
себестоимость этой технологической операции. К настоящему вре-
мени для активации спекания UO? используют ставшие уже тради-
ционными механические и химические способы.
К первым относится измельчение исходного порошка в шаровых,
планетарных или струйных мельницах с очевидным увеличением его
удельной поверхности. Измельчить порошок можно также, проводя
обработку, включающую в себя окислительно-восстановительные
циклы (UO? + €>?<-> UjOg). Несмотря на очевидную физико-
химическую природу этого процесса, по результату в виде увеличен-
ной удельной поверхности его следует все-таки отнести к механиче-
ским методам активации спекания. После измельчения тем или иным
способом получают порошок с размером частиц < 1 мкм и удельной
поверхностью до 20 г/м‘. После прессования при 300 МПа и спека-
нии при 1600 "С получается материал с плотностью, близкой к
10,7 г/см’.
К химическим методам активации можно отнести изменение со-
става оксида UO?. Избыток кислорода (U/O > 2.05) способствует уп-
лотнению порошка при спекании в инертной атмосфере. Установле-
но. что в оксиде так называемого «гиперстехиомстрического» соста-
ва UO? ♦ , при 0.002 S х S 0.1 активно проявляется зернограничная
диффузия, причем ее коэффициент линейно возрастает с увеличени-
ем содержания кислорода. Активация также может быть обеспечена
за счет использования окислительной атмосферы, содержащей пары
воды, увлажненного водорода или углекислого газа, обеспечиваю-
щих избыток атомов кислорода. В таких средах уплотнение оксида
урана до 10.5... 10,6 г/см’ достигается быстрее и при более низкой
температуре (1200... 1400 °C) по сравнению с нейтральной или вос-
становительной (осушенный Н?) средой.
Недостатком низкотемпературного спекания в окислительной ат-
мосфере является избыточное содержание кислорода в оксиде (до
UO2.15), что снижает его радиационную стойкость. В связи с этим
разработаны режимы спекания с изотермической выдержкой в окис-
лительной атмосфере и охлаждением в водороде, что позволяет по-
лучать практически стехиометрический продукт.
Активирующее действие на спекание оксида урана оказывают
Nb’Oj (0.4 %); CaF2 (3 %); V3O< (5 %). Наибольшее распространение
получил оксид титана, при использовании которого плотность UO2.
спеченного в водороде при 1700 "С. повышается на 0.2...0,25 г/см’.
Особенности спекания НО}
при изготовлении топливных таблеток
Особенность спекания материалов на основе UO2 при изготовле-
нии топливных таблеток заключается в оптимизации спекаемости
порошков с целью получения стабильных результатов по плотности.
Для этого используют следующие технологические приемы:
I) уплотнение порошка при давлении > 300 МПа (3 т/см2) и спе-
кание при температуре выше 2300 °C:
2) интенсивное уплотнение пресс-порошка путем обработки его
стальными шарами;
3) отжиг приготовленных гранул в атмосфере СО2 при
600... 1000 °C:
4) создание крупных пор в таблетках за счет введения порообра-
зователей в количестве 0.3... 1,4 % масс., удаляющихся при темпера-
туре ниже 600 °C.
Установлено, что для эффективного развития контактных пере-
шейков между частицами оксида урана при спекании и повышения
плотности таблетки благодаря усадке относительная плотность ее
после прессования должна быть больше некоего критического значе-
ния 40% (что для UO2 в абсолютных величинах составляет 4.4 г/см ).
Как показывает практика, усадка таблеток существенно зависит от
методов и режимов получения пресс-порошков, а также условий их
формования при неизменных времени и температуре изотермической
выдержки.
3.2.5. Горячее прессование
Этот способ формования заготовок для сердечников ТВЭЛов объ-
единяет два процесса - формование и спекание. Он имеет ограни-
ченное применение и в основном используется для изготовления
плотных заготовок сердечников ТВЭЛов с графитовой матрицей.
Для горячего прессования дисперсионных композиций на основе
графита используют пресс-оснастку из графита, которую нагревают
либо прямым пропусканием тока, либо с помощью индуктора.
73
К недостаткам этого метода следует отнести невысокую произво-
3.3. Сборка ТВЭЛов
Для предохранения материала сердечника от коррозионного и
тельной конструктивной прочности используют оболочки, как пра-
формы и размеров.
катке подвергают сборку, состоящую из рамки, сердечника и двух
покровных пластин.
между заготовкой и стенкой образуется равномерный зазор, который
Режимы прокатки зависят от свойств материалов ТВЭЛов и выби-
раются таким образом, чтобы одновременно обеспечить получение
Режим прокатки материала, состоящего из UjOg (54,4 %) и AI
(45,6 %), для бразильского исследовательского реактора предусмат-
ривал горячее обжатие на 59 % при температуре 590 °C, отжиг в те-
лодную прокатку.
Пластинчатые ТВЭЛы с сердечником из UO; на основе нержа-
проходе составляла 40 %, при последующих - 20 %.
Метод изготовления ТВЭЛов прокаткой всегда включает оконча-
тельную обработку при комнатной температуре (степень обжатия
15—30%), которую проводят для улучшения качества поверхности
пластин и обеспечения заданных размеров.
После прокатки проводят отжиг. Для ТВЭЛов на основе нержа-
алюминия -610 “С.
При прокатке большое внимание уделяется обеспечению условий
для формирования связи оболочки с сердечником. Перед сборкой
щают от окалины, масляных пленок и других примесей, обезжири-
вают. зачищают металлическими щетками с мыльным раствором и
шариками в течение 30 мин. травление. Для сохранения в процессе
нагрева подготовленных поверхностей в чистом виде сборки поме-
Значительные трудности в обеспечении сцепления имеются при
работе с материалами, на поверхности которых есть прочная оксид-
ная пленка (например, с алюминием). В этом случае процесс форми-
выполняющих роль флюсов.
Метод экструзии позволяет совместить операции уплотнения
кирования и герметизации.
В этом методе заготовку ТВЭЛа помещают в гильзу из материала
оболочки, закрывают ее пробкой и всю сборку продавливают в горя-
чем состоянии через очко матрицы. Данный метод используется для
изготовления ТВЭЛов с большим отношением длины к габаритам
поперечного сечения на основе легкодеформируемых материалов.
Горячая экструзия может быть реализована для материалов, меха-
нические свойства которых близки. Подготовка к экструзии заклю-
чается в нагреве сборок и их смазке. Температура контейнера пресса
смазки при деформации сборок с алюминиевой гильзой используют
графитизированный воск, а для сборок на основе нержавеющих ста-
лей - порошкообразное стекло.
Скорость экструзии значительно меняется в зависимости от мате-
риала оболочки. Сборки на алюминиевой основе выдавливают со
скоростью 1,1...1.8 м/мин. а на основе нержавеющей стали 1...7 м/с.
Волочение используют при изготовлении стержневых и трубча-
тых ТВЭЛов. Сердечник в этом случае делают либо в виде пластины,
которой штамповкой придают форму цилиндра или двух полуцилин-
дров, либо нескольких цилиндрических брикетов с осевыми отвер-
В ТВЭЛах. содержащих UO,. на этапе подготовки к волочению с
поверхности сердечника вытравливают твердые частицы, чтобы ис-
ключить возможность проникновения их в материал оболочки при
Подготовленный сердечник заключают в кольцевой зазор между
двумя концентрическими трубами, и полученную сборку протаски-
степень обжатия составляет около 20 %.
Для изготовления стержневых ТВЭЛов также используется метод
ченными порошковыми брикетами материала сердечника. Этот ме-
тод разработан для элементов UO, - нержавеющая сталь и преду-
сматривает ковку при температуре 1000... 1300 °C.
Газостатическую обработку используют для сцепления оболочки
Распространение газостатов с так называемыми холодными стенками
позволяет проводить процесс при температурах 800..2800 °C и дав-
лениях 35...70 МПа.

4. КОНСТРУКЦИОННЫЕ ПОРОШКОВЫЕ
МАТЕРИАЛЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
4.1. Бериллий и материалы на его основе
По совокупности физических свойств бериллий является одним из
наиболее перспективных реакторных материалов. Он имеет малое
сечение поглощения тепловых нейтронов (9-10 51 м2). Сочетание ма-
лого сечения с высоким рассеянием и большим числом атомов в еди-
нице объема металла делают его превосходным замедлителем и от-
ражателем в реакторах, что позволяет уменьшать критическую за-
грузку горючего. Другими положительными свойствами бериллия
являются малая плотность (1,85 г/см'), сравнительно высокая темпе-
ратура плавления (1283 °C), небольшой коэффициент термического
расширения (11,6-Ю"6 град1). Отсутствие структурных превращении
в широком диапазоне температур делает бериллий нечувствитель-
ным к циклическим изменениям температуры.
Вместе с тем стоимость этого металла примерно в сто раз больше
стоимости алюминия, магния, стали. Он хрупок, причем при облуче-
нии хрупкость его увеличивается. Изготовление их него тонкостен-
ных оболочек ТВЭЛов и особенно их герметизация крайне затрудни-
тельны. Бериллии и его соединения очень токсичны.
Металлический порошкообразный бериллий получают магние-
термическим восстановлением оксида, электролизом расплавов или
резанием. Порошок прессуют при 800 МПа и затем спекают в аргоне
при 1200... 1250 °C. Альтернативой является горячее прессование в
стальных пресс-формах при давлении 350... 1000 МПа и температуре
400...500 °C или в графитовых пресс-формах соответственно при 50
МПа и 1000... 1400 °C.
Изделия из бериллия имеют малую удельную массу (1,85 г/см3),
высокую температуру плавления (1283 °C), высокие теплопровод-
ность и удельную прочность, очень высокий модуль упругости
(30000 кге/мм2). Механические свойства горячепрессованного бе-

Исходный материал Размерчастин. МПа 8.%
Матнетсрмичсский 50 314
Дистиллированный 50 25 2Л
Магнстсрмическнй 500 20 О 1 0
Дистиллированный 500 17 1
Лигой металл из дистиллированного порошка :1 ()

Порошки бериллия, как и порошки алюминия, покрыты пленкой
ными упрочнителямн. Фактически все промышленные марки берил-
лия, получаемые методами порошковой металлургии, являются дис-
держащими от 0,7 до 3 % ВеО.
ДКМ системы Ве-ВеО получают формованием исходных порош-
смотря на малый запас технологической пластичности материалов
Ве-ВеО2, из них удается получать проволоку и различные профили.
ния оксида, причем эффективность упрочнения растет с увеличением
температуры, что вообще характерно для дисперсно-упрочненных
материалов (табл. 4.3).
ков. выше, чем из грубодисперсных. Пластичность недеформирован-
ных ДКМ при комнатной температуре невысока (1...2 %), после де-
нок. она увеличивается до 5... 15%. при этом также увеличивается
прочность (до 450...550 МПа). Сопротивление ползучести и длитель-
ная прочность материалов Ве-ВеО при высоких температурах срав-
нительно невелики.

Содержание ВеО. % т ас л.. МПа л |л 6 %
ы 25 95
200 55
400 45 14
ООО |5
1.8 24 Л>
15 2 5
4(К) 75 4
6(К> 40 6 5
3.0 24 1
200 1.5
4< К) 10 7
000 75 .45

Наряду с гак называемыми естественно упрочненными КМ
устойчивости к крипу (ползучести) при высоких температурах. Тех-
нология их получения включает в себя смешивание порошка берил-
бериллия и последующую горячую экструзию.
Частицы карбида бериллия намного эффективнее повышают дли-
тельную прочность композитов. Так, 100-4 прочность при 650 °C по-
вышается почти втрое, а при 730 °C - более чем в пять раз по срав-
нению с чистым бериллием.
розионной стойкостью, чем литой. При испытании в воде с темпера-
турой 320 °C под давлением ускоренную местную коррозию на экс-
трудированных образцах сплавов Ве-ВсО наблюдали через
140... 160 сут. тогда как отлитые в вакууме образцы чистого бериллия
разрушались менее чем через двое суток.
Для изготовления тритийвоспроизводящего бланкета термоядер-
ных реакторов перспективным считается пористый бериллий. Изде-
замедлителя нейтронов. Для повышения прочности таких изделий и
формирования микроячсистой структуры с полностью открытыми
порами к порошку бериллия добавляют ВеН3, разложение которого с
образованием наночастиц бериллия способствует укреплению кон-
тактов между частицами основного порошка, а выделение водорода -
образованию открытых пор.
4.2. Магний и материалы на его основе
Магний и материалы на его основе являются весьма перспектив-
ный металл, по сечению захвата нейтронов (5.9- КГ30 м2) уступающий
достаточно пластичен. К недостаткам магния относят малую корро-
зионную стойкость, низкую температуру плавления, низкие механи-
воспламенению.
Несмотря на это. магниевые сплавы широко применяют в качест-
замедлителем. природным ураном в качестве горючего и СО? в каче-
стве теплоносителя (английские реакторы в Колдер-Холле, Брадуэл-
системы Mg-MgO обладают низкой плотностью, сочетающейся с вы-
сокой прочностью и устойчивостью к вибрации. Высокая эффектив-
растворимостыо кислорода в магнии и высокой термодинамической
стабильностью этого оксида. Оксид образуется на поверхности частиц
Оптимальным содержанием MgO считается 1,0... 1.1 %.
Дальнейшая технология получения КМ системы Mg-MgO вклю-
ной технологической пластичностью, позволяющей обрабатывать их
горячей деформацией.
упрочнения наблюдается при содержании MgO около 1 %. Дальней-
шее повышение его содержания практически не влияет на прочность,
однако снижает пластичность (табл. 4.4). Оксиды эффективно повы-
шают длительную прочность и сопротивление ползучести при высо-
ких температурах (табл. 4.5). Длительный отжиг при 500 °C к разу-
прочнению КМ не приводит.

1цО
г. с л,,,. МПа л МПа 6. %
20 270
20 750...760 7X5. ТОО X
4<М) 50 60 9
4V) In IS 25 30 9
5(Х1 15 .70 IO 17
20 270

Oiixi. МПа Скорость реформации %/ч при G МПа
5 1 К)
4.5(1 9-Ю'5 I 9 КГ'
500 10 8 IOJ | ЗЮ'2

Как уже упоминалось, материалы системы Mg-MgO имеют низ-
сколько коррозионной стойкостью. Более устойчивыми к окислению
при повышенных температурах оказались дисперсно-упрочненные
со специальными покрытиями.
Легирование магниевой матрицы бериллием в количестве 2...8 %
приводит к существенному росту окалиностонкости, одновременно
повышая жаропрочность за счет интерметаллида MgBen. Прираще-
ние массы для сплавов на основе магния с 5—8 % Be при температу-
ре 580 °C составляет примерно 0,3—0,45 мг/см2 в течение 5000 ч.
4.3. Алюминий и материалы на его основе
Низкая плотность, малое сечение захвата нейтронов, а также от-
ния обуславливают достаточно широкое использование алюминия в
захвата тепловых нейтронов алюминия позволяет работать на при-
сей 0.0002 %) в реакторостроении широко применяют сплавы алю-
сколько групп:
I. Технический алюминий марки АД и близкий к нему по составу
примесей около 0,5 %. в основном железа и кремния.
2. Сплавы, легированные никелем (1 — 1.5%), железом (0,5—1,5%)
и другими элементами (Си - до 0.25 %. Si - от 0.003 до 0.6 %. Mg -
1 %. Сг - 0.25 %). Из них изготавливают оболочки ТВЭЛов. эксплуа-
тирующихся до 200 °C.
па 6061), используемые при изготовлении технологических каналов.
4. Дисперсно-упрочненные материалы типа САП.
САП-1 (зарубежный аналог SAP-1SML-930) содержит 6—9 % АБО»,
САП-2 (зарубежный аналог SAP-ISML-895) - от 9,1 до 13 % AljOj. а
САП-3 (аналог SAP-ISML-865) - от 13,1 до 17 % АЬО,.
алюминиевых порошков в шаровых мельницах с контролируемой
атмосферой (азот + 10% кислорода). В ходе обработки оксидная
окисляются, осколки исходной оксидной пленки внедряются в цен-
тральные области частиц. Последующая обработка предусматривает
подвергаться пластической деформации при температурах
450...520 °C. Они могут сохранять стабильную структуру после на-
грева 500 °C в течение 104... К)5 ч.
Увеличение концентрации оксида алюминия в САП приводит к
повышению прочности и снижению пластичности. Оптимальное со-
териалы превосходят по прочности все промышленные алюминие-
вые сплавы (табл. 4.7).

Марка материала т °г rt. . МПа а МПа
САП-1 20 ?00 290 310 7 9
>50 ISO.. .140 4 6
350 140 150 3 4
500 100
САП-2 20 230 320 4
250 190 3
350 150
500 100 |
САП-3 20 340 400 3
250 >40 1.5
350 190 1
5(Х) 1 30 1
SAP-1SML-930 20 175 Т50 14 5
100 150 >05 13,5
>оо 125 155
300 95 НО 8 0
400 75 85 4 5
500 65 70

риалы получают методом реакционного смешивания алюминиевого
порошка с сажей в течение 0.5...4 ч. Последующий нагрев до 550 °C,
в течение 0,5 ч завершает формирование карбидов, после чего полу-
фабрикат подвергают горячей экструзии при 530 "С, позволяющей
зультаты при концентрации углерода не более 5 %, что соответствует
ниевом порошке. По устойчивости к рекристаллизации при высоких
температурах материалы Al-АЬС, близки к САП. Механические

Т °C гг. МПа <Т|П МГЬ п.._. мпд
200 230 210 |9О
300 140 130 120
400 110 95 <40
500 70 65 60
4.4. Цирконий и материалы на его основе
Сплавы циркония получили широкое распространение в качестве
материалов для изготовления оболочек ТВЭЛов. например, для реак-
(I...2.5 %), хромом (1.2 %), железом (0.1 %). Сплавы с ниобием рабо-
онной стойкостью. Сплавы с хромом и железом работоспособны и
при более высоких температурах в атмосфере перегретого пара.
гированием заметно ухудшает его ядерные характеристики, тогда как
в дисперсно-упрочненных материалах на его основе можно добиться
Однако высокое сродство циркония к кислороду и большая рас-
с матрицей, их применение оправдано, поскольку при сравнительно
невысоких температурах эксплуатации циркониевых ДУ-материалов
протекает с достаточно низкой скоростью.
Из-за высокого сродства циркония к кислороду практически
механическое смешивание. Это затрудняет получение материалов с
достаточной дисперсностью и равномерным распределением упроч-

няющей фазы. Вместо порошка циркония в исходную смесь можно
пределение дисперсной фазы в матрице получается более равномер-
ным и ее размеры могут быть до 0,2 мкм.
тем экструзии, штамповки, высадки и т.п. Механические свойства
дисперсно-упрочненных материалов на основе циркония приведены
Таблица 4.10
Показано, что характеристики прочности у материалов с матрицей
ванной матрицей. Примером легированной матрицы может служить
сплав циркалой-2. Свойства материала на его основе, упрочненного
Следует обратить внимание на то. что коррозионная стойкость
дисперсно-упрочненного циркалоя-2 в водяном паре при повышен-
ных темперагурах существенно ниже чистого цнркалоя-2.

4.5. Материалы на основе меди
Благодаря высокой теплопроводности порошковых материалов на
лообменнон аппаратуре, конденсаторах турбин, подогревателях низ-
кого давления. При охлаждении конденсаторов морской водой медные
содержанием цинка < 30 %), медноникелевые (до 30 % Ni) и меднонн-
них имеет структуру a-твердого раствора с ГЦК-решеткой.
нашли применение в теплообменной аппаратуре энергетических ус-
тановок. Они имеют высокую пластичность, что позволяет изготав-
Порошки для изготовления ДУМ на основе меди получают мето-
дом внутреннего окисления, химического соосаждения и восстанов-
ииже. чем в первых двух случаях из-за особенностей распределения
упрочняющей фазы, в качестве которой могут быть оксиды металлов
кие соединения. Оптимальным считается содержание упрочняющей
фазы порядка I ...2 %.
упрочненных материалов включает, как правило, формование по-
рошков. спекание и последующую экструзию или прокатку. Механи-
ных температурах приведены в табл. 4.12.

а.. МПа в,™,. МПа
Си + 0.8 % ВсО
20 393 433
400 390 440 Д(Х) 390 .380
600 300 33!) 320 7Я0 740
800 190 200 140 100 80
Си 4- 1 - % А1.О>
20 4(Х) 437
400 470 430 380 340 300
600 300 330 з(И) 730 7(Х)
800 190 200 160 110 80
К отрицательным последствиям применения медных сплавов >еакторостроении следует отнести образование медьсодержащих на кипей на теплопередающих поверхностях с высокими удельным! тепловыми потоками, например на поверхностях ТВЭЛов. и загряз гение теплоносителя и оборудования радионуклидами цинка, яв- ляющимися продуктами коррозии латуней. Местная коррозия мед обменных аппаратов.
4.6. Титан и материалы на его основе
Малая плотность в сочетании с высокой удельной прочностью,
тан перспективным материалом для изготовления парогенераторов и
других узлов ядерных энергетических установок (в основном специ-
тывать (только в нагретом состоянии), сваривать аргоно-дуговой
сваркой, обрабатывать резанием.
Высокая коррозионная стойкость титана в атмосферных условиях
и морской воде обусловливается наличием оксидной пленки, прочно
связанной с металлической основой. Такая пленка образуется при
окислении на воздухе, анодном окислении и самопассивации в рас-
творах. Вместе с тем. как и другие металлы, стойкость которых оп-
ределяется устойчивостью оксидной пленки, титан подвержен корро-
зионному растрескиванию под напряжением. При нахождении тита-
обусловленная образованием на поверхности металла пленки TiH, с
тов в титане и существование двух его аллотропических модифика-
ций позволило разработать много титановых сплавов для различных
Основными легирующими элементами для сплавов со структурой
a-фазы и псевдо а-сплавов являются алюминий, марганец, молиб-
ден; для |3- и псевдо-р-сплавов - алюминий, ванадий, молибден.
ден. хром, кремний, железо. Изделия практически из всех этих спла-
вов можно получать .методами порошковой металлургии, что позво-
хранением или даже повышением прочностных свойств.
4.7. Тугоплавкие металлы
большая энергия активации самодиффузии. слабая температурная
зависимость модулей упругости, хорошая совместимость с жидкомс-
ния захвата тепловых нейтронов (особенно у ванадия и тантала), су-
щественно снижающиеся с увеличением энергии нейтронов, позво-
тронах и с жидкомсталлическим теплоносителем, а также для изго-
товления первой стенки реакторов.
теплоносителями обусловлена, в первую очередь, их малой раство-
римостью в расплавленных щелочных металлах - Li. Na, К. а также в
Материалы на основе вольфрама и тантала хорошо совмещаются
с ядерным горючим, особенно с керамическим, поскольку оно имеет
в настоящее время считаются ниобий, ванадий и их сплавы, что обу-
словлено благоприятным сочетанием жаропрочных, коррозионных,
формируемостью, возможностью соединения сваркой). Из ниобия и
его сплавов можно изготавливать оболочки ТВЭЛов. трубопроводы.
пароперегреватели, детали насосов и т.п. Накоплен определенный
при температуре до 1100 °C в течение нескольких сот и даже тысяч
Вместе с тем применение тугоплавких материалов сдерживается
рядом трудноустранимых недостатков, среди которых рабочие тем-
талла-основы. Правда, есть прогнозы, по которым эти температуры
будут доведены до уровня 0,6...0.8 ТЮ11, как для дисперсионнотвер-
деющих и дисперсно-упрочненных никелевых материалов. Также
следует учитывать более высокую стоимость тугоплавких металлов
по сравнению с традиционными конструкционными материалами.
4.8. Никель и материалы на его основе
прочность и коррозионная стойкость в различных средах - позволяет
бланкета реакторов с теплоносителем в виде расплава щелочных ме-
таллов и их солей. Никель имеет также большое сечение поглощения
тепловых нейтронов-4,6-КГ28 м2.
рами пара. Никелевые сплавы используют также для изготовления
направляющих каналов регулирующих стержней. Иногда в конст-
рукциях ТВЭЛов и сборок для оболочек, матриц и других деталей
стве теплоносителя и топлива использовали расплавы фтористых со-
лей (KF - NaF - LiF - UF| и др.). Кроме того, есть сведения о приме-
дов реакторов типа ВТГР. эксплуатирующихся при температурах до
900...1000 °C, изготавливают из жаропрочного никелевого сплава
венных высокотемпературных гелиевых реакторов были созданы
сплавы ХН55МВ и ХН55МВЦ. Накоплен опыт использования в ак-
тивной зоне реакторов на быстрых нейтронах сплавов Нимоник РЕ-
16 (08Х17Н44МЗТЮ) и отечественных сплавов ЧС-42
(03Х20Н45М4БЧ) и ЧС-43 (03Х20Н45М4БРЦ).
Основными легирующими элементами жаропрочных никелевых
конструкционных материалов являются хром, титан, алюминий.
твора с включениями упрочняющих фаз NijTi и NijAl).
Практика показала, что методами порошковой металлургии мож-
но изготовить практически любые никелевые материалы, представ-
ляющие интерес для ядерной энергетики, при этом их свойства будут
не ниже, а часто даже выше свойств литых аналогов.
Основным фактором, ограничивающим широкое применение ни-
по сравнению с жаропрочными коррозионно-стойкими сталями ана-
логичного назначения.
4.9. Аустенитные хромоникелевые
нержавеющие стали
К конструкционным материалам реакторного контура ядерных
энергетических установок предъявляют весьма жесткие требования
торых в качестве теплоносителя используется легкая вода или жид-
кие металлы, которые являются достаточно агрессивными средами.
достатка данных о коррозионной стойкости различных материалов в
воде и жидких металлах в условиях облучения, как правило, приме-
матерналами были выбраны аустенитные хромоникелевые нержа-
веющие стали Х18Н9 и XI8HI0T (зарубежные аналоги - стали 304 и
600 °C), водяного перегретого пара - до 650 °C.
Аустенитные порошковые нержавеющие стали успешно приме-
няют в качестве оболочек ТВЭЛов и других элементов активной зо-
лее высокие показатели поглощения нейтронов по сравнению, на-
пример. с цирконием (что приводит к необходимости применения
более обогащенного топлива), эти стали имеют ряд важных преиму-
жаропрочность и жаростойкость (вплоть до 550...600 °C), хорошая
предпочтительны для реакторов на быстрых нейтронах, поскольку в
них используют жидкие металлы в качестве теплоносителя. Для до-
щих сталей их легируют вольфрамом и молибденом.
Сталь Х18Н10Т хорошо совместима с (JO? до температуры 750 "С.
Это особенно важно при использовании жидкометаллических тепло-
носителей, так как даже при нарушении герметичности оболочки
ТВЭЛа оксид урана не взаимодействует с жидким металлом.
4.10. Перлитные стали
ного класса, содержащие от 0,08 до 0,4 % С. Суммарное содержание
легирующих элементов в них не превосходит 5...6%.
зовали хромоникелевую нержавеющую сталь. Это объяснялось ее
высокой коррозионной стойкостью, сводящей к минимуму загрязне-
ния опыта выяснилось, что в ряде случаев эта сталь не является оп-
тимальным материалом, поскольку она подвержена коррозионному
всегда входит в ее состав, содержит, хоть и в незначительных коли-
чествах. примеси кобальта. Поэтому кобальт можно обнаружить в
месяц после остановки реактора основной вклад в активность обору-
дования первого контура вносят радиоизотопы кобальта.
левых'сталей высока, что приводит к удорожанию всей установки.
Замена их на стали перлитного класса существенно снижает стои-
солержат кобальта. Эти стали технологичны и освоены промышлен-
ностью.
Вместе с тем коррозионная стойкость перлитных сталей ниже,
чем у нержавеющих, поэтому в случае применения их в первом кон-
туре реактора следует принимать специальные меры по снижению
ных покрытий.
Для изготовления корпусов реакторов с водным теплоносителем
молибденом, ванадием, марганцем для повышения механических
характеристик. Эти материалы хорошо прокатываются и сваривают-
В реакторе с водным теплоносителем для уменьшения загрязне-
ния воды первого контура продуктами коррозии и наводораживания
лями методами наплавки.
4.11. Материалы регулирующих систем
и систем защиты
отнесены Gd, Sin. Ей. В. Cd. Dy. Ir. Hg. In, Er. Rh, Tm, Lu. Hf. Au, Re,
Ag. Для практического применения в системах регулирования реак-
дий слишком дороги. Ртуть - жидкость, и ее применение в системе
регулирования связано с рядом трудностей. Гафний может быть
бинацни физических и механических свойств используется в виде
сплава с индием и кадмием. Остальные элементы применяются в ви-
лической матрице. Бор применяется в виде карбида или другого со-
единения в металлической или керамической матрице, а также в виде
В большинстве случаев материалы регулирующих стержней мо-
гут работать в активной зоне только в оболочках. Исключение со-
В настоящее время материалами для регулирующих стержней
чаще всего служит изотоп бора |0В в виде карбидов, сплавов и дру-
индием и кадмием, оксиды РЗМ. диспергированные в металлической
матрице.

Из соединений бора чаще всего применяют В.(С - тугоплавкий
бирают из таблеток керамических поглощающих материалов, полу-
чаемых чаще всего вакуумным горячим прессованием, режимы кото-

4.12. Графит
Графит был применен в ядерной технике одним из первых среди
ческих и химических свойств, обеспечивающих ему преимущества
перед многими другими материалами.
Графит - наиболее стабильная кристаллическая модификация уг-
лерода. Он сублимирует при температуре около 4000 °C, расплавить
имеются две кристаллические модификации: гексагональная и ром-
боэдрическая. Природный графит частично обладает ромбоэдриче-
ся. Силы взаимодействия между базисными плоскостями малы и
имеют характер Ван-дер-Ваальсовых. Сечение захвата тепловых ней-
тронов графитом составляет около 0.0036' 10 2Х мг, он обладает отно-
сительно высокой прочностью вплоть до температуры 2500 °C, оста-
ется в твердом состоянии при температуре свыше 3500 °C. Именно
последние обстоятельства сделали графит привлекательным для
стенки термоядерного реактора.
Всем видам графита свойственны различные устойчивые дефекты
ские, физические и другие свойства. Наряду с традиционными де-
фектами (дислокации различных видов) в графите присутствуют и
ные в кристаллическую решетку.
В промышленности широко применяют искусственные углерод-
качестве конструкционных материалов для высокотемпературных
реакторов.
Технология получения искусственного графита сложилась в конце
новными технологическими этапами ее являются следующие опера-
до размера 3...40 мм.
2. Прокалка кокса без доступа воздуха при температуре
1100... 1300 °C. На этой операции разлагается органика, удаляются
летучие вещества и влага, образуются плоские углеродные сетки. В
ходе прокалки наблюдается усадка от 13 до 25 % (в зависимости от
типа кокса).
3. Размол полученного продукта и рассев его по фракциям. состав-
используют для обеспечения более плотной упаковки частиц. В состав
шихты входит 25 % частиц размером 0.4...0.8 мм и 15 % частиц разме-
ром 0,15 мм и менее. Форма частиц сажи близка к сферической, у при-
родного графита и непрокаленного кокса она пластинчатая. В свою
очередь, форма пластинок зависит от природы кокса.
4. Подготовка связующего. В качестве связующего, как правило,
используют каменноугольный пек или синтетические смолы. Пек
расплавляют и выдерживают при постоянной температуре для уда-
ления летучих веществ и влаги.
5. Смешивание. Твердые сыпучие компоненты смешивают для
достижения однородной смеси, которую затем нагревают до
90... 130 °C. вводят связующее в расплавленном состоянии и продол-
жают перемешивание.
6. Формование. В промышленных условиях применяют в основ-
1500 мм. Реже используют гидростатическое формование.
7. Обжиг. Для превращения связующего вещества в кокс формов-
ку нагревают до 1000... 1300 °C, причем условия нагрева обеспечива-
прочность связи зерен наполнителя и, соответственно, прочность
всего изделия.
8. Графитации. Процесс превращения углеродных материалов в
2400...2800 °C. Температурно-временной режим подбирается экспе-
сокую чистоту, поскольку наличие примесей увеличивает эффектив-
ное сечение захвата нейтронов. Обычно очистка производится при
графитации с использованием хлора, фтора или фреона, образующих
с примесными атомами летучие соединения. Как правило, количест-
во примесей (зольность) нс превышает нескольких тысячных долей
вают существенное влияние на свойства искусственного графита.
Эти свойства также можно изменить за счет пропитки полуфабрика-
та различными веществами (импрегнатамн).
В значительной степени свойства графита определяются двумя
факторами: его пористостью и совершенством кристаллической
структуры, которые зависят от технологии получения. Изменяя по-
ристость, можно изменить практически все свойства графита. Сте-
пень совершенства структуры будет зависеть в первую очередь от
температуры окончательной обработки графита и природы использо-
ванных сырьевых материалов. Степень графитации в значительной
степени определяет радиационную стойкость графита.
Графит активных зон ядерных реакторов находится под постоян-
ным воздействием химически активных по отношению к углероду
примесей в теплоносителе или газе, заполняющем кладку активной
зоны. Коррозия материала протекает на фоне изменения его структу-
ры и свойств, вызванного реакторным облучением.
Имеются экспериментальные данные, показывающие, что сочета-
ние дозированного коррозионного воздействия и радиационного эф-
фекта может отодвинуть окончательную деградацию прочностных
характеристик графита в сторону больших флюенсов (интегральных
потоков частиц). Этот эффект может найти применение для «ожив-
(выше 400 °C) в условиях облучения происходит изменение линей-
ных размеров с практически постоянной скоростью, которая увели-
тов. При этом вначале происходит уменьшение линейных размеров
графита как перпендикулярном, так и параллельном в направлении
тем наблюдается постепенный переход к распуханию, которое про-
должается до весьма больших значений флюенса (десятки процен-
изменениями структуры и свойств, что в итоге приводит к ухудше-
нию характеристик графита как конструкционного материала.
Согласно существующим экспериментальным данным образую-
решетки. весьма подвижны (энергия активации миграции около
0,1 эВ) и уже при температуре существенно ниже комнатной они об-
нение кристаллической структуры графита при облучении проявля-
ется в увеличении размера элементарной ячейки вдоль кристалло-
графической оси а и сокращения вдоль оси с. уменьшении размеров
кристаллитов, снижении степени упорядоченности. Изменения тем
больше, чем ниже температура облучения. В начальной стадии облу-
чения скорость изменения наибольшая, затем она постепенно
уменьшается и наступает насыщение; при этом предельный уровень
его снижается с повышением температуры.
Изменения структуры и свойств, приводящие к деградации мате-
тывающих радиационный рост кристаллитов, приводящим к «внут-
реннему» разрушению материала. Взаимодействие происходит на
разных структурных уровнях.
Флюенс, при котором происходит переход графита от усадки к
распуханию, уменьшается с увеличением температуры. На качест-
венном уровне это можно объяснить тем. что при повышении темпе-
ратуры часть аккомодационного объема заполняется за счет теплово-
го расширения кристаллов.
Область вторичного распухания характеризуется ухудшением
плуатационную надежность.
Большое радиационное повреждение графита при облучении ней-
настоящее время он широко используется в качестве материала бло-
ков замедлителя и отражателя уран-графнтовых реакторов канально-
мых реакторов и оболочек ТВЭЛов этих реакторов. Существуют
перспективы использования графита как конструкционного материа-
стенки. для чего необходимо повышение его радиационной стойко-
сти, а резервы для этого существуют.
4 1026 м при этом в некоторых точках отражателя могут совпадать
К сожалению, пока еще не создано промышленных технологий,
которые позволяли бы получать графит, полностью удовлетворяю-
щий необходимым требованиям. Поэтому можно говорить только о
принципах создания новых типов графита и представить основные
направления разработки графита повышенной радиационной стойко-
сти. Одним из таких направлений для высокотемпературных реакго-
несение покрытий из SiC.
Высокой радиационной стойкостью обладают композиционные уг-
лерод-углеродные материалы, превосходящие по своим прочностным
характеристикам известные марки реакторных графитов. В связи с
этим представляется перспективным применение их для изготовления
узлов активной зоны высокотемпературных газоохлаждаемых реакто-
ров. Из них можно делать торцевые и боковые отражатели, каналы для
размещения стержней управления и защиты, разгрузочные трубы для
выгрузки шаровых тепловыделяющих элементов из активной зоны.
4.13. Наноструктурные материалы
в атомной промышленности
Под наноструктурными материалами обычно понимают материа-
лы. размеры основных структурных элементов которых не превы-
турные материалы занимают важное место в современном материа-
рой и свойствами материалов, выявляющем оптимальные нанострук-
ния наноструктур получают различными методами (табл. 4.14).

Метол Разновидности метода Получаемые порошки
(J>U 1ЧЧ(Чк'П1’
!НШ Hi ill ИпИ = | 2 Ь Zn. Си. Ni. Со. AI. Вс. Sn. Pb. Mg. Ag. Cr. MgO. AI<Oi. Y.Oi.
В реакционном газе TiN. AIN. ZrN. NbN. ZiO,. AIO,. TiO,
Пзмсльчетше "р ,к “,бР°- Fe-Cr. Be. AbO>. TiC. Si>N4. NiAl.TiAI. AIN
Детонационная обработка BN. SiC. TiC. Fe. алмаз
электрического тока через про- Al. Cd. AljOj. TiO.
Хи мические че1Иш1ы
.И lii !li М- (6000...8000 °C) TiC, TiN. Ti(C.N). VN. AIN. SiC. SijN4. BN
Ла черный Si,N4. SiC. SoN.-SiC
1ермнческий BN. TiC. WC-Co
Само^мспртет^някштийся^тысо- SiC. MoSi.. AIN. TiC
Механохимический TiC. TiN. NiAl.TiB,. Fc-Cu. W-Cu
Элсктрох им нчсски и WC. CeO.. ZiO,. WB4
В растворах Mo-C. BN. TiB.. SiC
Термическое разложс- Конденсированные прекурсоры Fc. Ni.Co. SiC.Si,N4. BN. AIN. ZiO;. NbN
Г азообразные прекурсоры TiB,. ZrB,. BN
Наноматерналы и нанотехнологии находят широкое применение в
атомной энергетике. Так, в ФГУП ВНИИНМ им. А.А. Бочвара разра-
батываются опытно-промышленные технологии получения функ-
циональных веществ и изделий с использованием нанотехнологий
для ядерной. термоядерной, водородной энергетики.
Снижение потребления природного урана при производстве энер-
гии достигается в основном за счет увеличения глубины выгорания
ядерного топлива, что может быть достигнуто за счет создания круп-
са спекания за счет нанодобавок является одним из направлений при
разработке технологий новых видов уран-плутониевых оксидов и
Радиационная стойкость материала оболочки реакторов на быст-
рых нейтронах обеспечивается путем использования нового класса
наноразмернымн оксидами. Технология включает в себя получение
гомогенных порошков со сферической и чешуйчатой формой мето-
вания матрицы нанодисперсными оксидами иттрия в атгриторе с по-
следующим компактированием порошков.
С целью обеспечения высоких свойств реакторных материалов
сплава Ni-Cr-Mo. за счет чего исходная гомогенная структура пре-
вращается в упорядоченную, состоящую из новых фаз с периодом в
турной подрешетки кластеров ближнего упорядочения существенно
повышает радиационную стойкость. Такие сплавы нашли примене-
ние в системах управления реакторов АЭС, они также применяются
в качестве конструкционных материалов активных зон транспортных
реакторов.
Весьма перспективно применение металлических объемных на-
нофильтров в системах водоподготовки и очистки теплоносителя
реакторов АЭС.
В системах управления ядерных реакторов, при создании безо-
ливом находят применение нержавеющие борсодержащне стали, по-
лучаемые методом сверхбыстрого охлаждения расплава с получени-
ем рентгеноаморфной структуры, в которой при последующих пере-
делах выделяются бориды нанометрового уровня, что позволяет уве-
личить содержание бора в 3-4 раза при сохранении пластичности.
Во ВНИИНМ им. А.А. Бочвара разработана и запатентована тех-
нология получения нанокристаллических магнитных материалов ме-
тодом центробежного распыления расплава. Нанокристаллические
магнитные материалы превосходят известные ферриты бария и
стронция по магнитной энергии в 6-8 раз. Магнитные нанокомпозн-
ты перспекгивны для использования в приборах диагностики состоя-
ния элементов конструкции активных зон ядерных реакторов и дру-
Работы ВНИИНМ им. А.А. Бочвара позволили разработать порис-
тый нанокаркас из бериллия с плотностью, в пять раз меньшей, чем
плотность воды, и образцы элементов конструкций бланкета ядерно-
ристостью 20...30 % является полезной при создании оболочечных
материалов с малым распуханием для ТВЭЛов высокопоточных
верхность раздела способствует удалению продуктов облучения.

Заключение
В ближайшем будущем ядерная энергия будет более эффектив-
видами энергии.
Основными тенденциями в развитии ядерной энергетики в на-
вующих АЭС;
• модернизация и продление срока службы действующих АЭС с
легководными, тяжеловодными и газовыми реакторами:
• снятие с эксплуатации устаревших реакторов и замена их на
новые;
• введение в строй энергоблоков стандартных серий;
• разработка ядерных реакторов четвертого поколения;
• разработка полностью замкнутых ядерных циклов на основе
"быстрых" реакторов-размножителей;
• разработка инновационных ядерных технологий;
ядерного топлива;
• удешевление топливной составляющей в производстве элек-
троэнергии на АЭС;
• переработка и рециклирование ядерного топлива и отходов;
• повышение безопасности и экономических показателей при
эксплуатации АЭС;
• разработка и реализация международного термоядерного экс-
С точки зрения достижения атомной энергетикой, в том числе и
российской, высоких качественных результатов одним из важнейших
го ядерного топлива, повышение его качественных характеристик с
целью повышения эффективности и безопасности эксплуатации АЭС
как действующих, так и новых поколений.
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
Айзенкольб Ф. Успехи порошковой металлургии. М.: Металлур-
гия. 1969. 540 с.
Андреев Э.И., Басов В.В., Лопатин В.Ю. Технология изготовления
тепловыделяющих элементов: Учеб.-метод. пособие. М.: МИСиС,
2206.112 с.
риалы в технике. Минск.: Беларусь, 1971. 271 с.
торов: Учеб, пособие. М.: Атомиздат, 1977. 53 с.
материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1995. 704 с.
Энергоиздат, 1982. 288 с.
Композиционные материалы: Справ. / Под ред. Д.М. Карпнноса.
Киев: Наук, думка, 1985. 592 с.
Конструкционные материалы ядерных реакторов: Учеб, для ву-
топливо. М.: Атомиздат, 1969. 368 с.
Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.:
Энергоатомиздат, 1987.408 с.
Майоров А.А., Бравер.ман И.Б. Технология получения порошков
керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат, 1995. 128 с.
тивных» и «пассивных» пор в технологии изготовления таблеток
ядерного топлива. / Э.И. Андреев. А.С. Бочаров. ГА. Либенсон и др. И
Меерсон ГА. Металлокерамические материалы атомной техни-
ки. // Порошковая металлургия. 1967. № 11. С. 50-62.
Оценка эффективности технологии топливных таблеток из по-
ная металлургия. 2002. № 4. С. 47-50.
Б.С. Митина. М.: Металлургия, 1987. 792 с.
Порошковая металлургия. Материалы, технология, свойства, об-
думка. 1985.624 с.
Портной К.И., Бабич Б.Н. Дисперсноупрочненные материалы. М.:
Металлургия. 1974. 200 с.
производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энерге-
тических реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1995. 320 с.
Учеб, пособие. М.: Энергоатомиздат. 1989.47 с.
Самойлов А.Г.. Каштанов А.И.. Волков В.С. Дисперсионные
Современные проблемы порошковой металлургии / Полпред.
И.М. Федорченко. Киев.: Наук, думка, 1970. 343 с.
СтерлинЯ.М. Металлургия урана. М.: Атомиздат, 1962. 247 с.
Танклло Дж.Р., Крендалла У.Б. Керметы. М.: Изд-во иностр, лит.,
1962. 367 с.
Уайетт Л.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.:
Атомиздат. 1979.255 с.
Фрост Б.Т. ТВЭЛы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат.
1986.277 с.
Ядерные энергетические установки / Под общ. ред. Н.А. Долле-
жаля. М.: Энергоатомиздат. 1991.
Sheikh Р.А.. Shajupie М. Effect of precompaction on the compressibil-
ity of uranium dioxide powder И Powder Metallurgy - UK, 1977. V. 20.
ПАНОВ Владимир Сергеевич
ЛОПАТИН Владимир Юрьевич
СОСТАВЫ, ТЕХНОЛОГИЯ И СВОЙСТ ВА ПОРОШКОВЫХ
МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ЯДЕРНОЙ ТЕХНИКИ
Курс лекций
1 lo.u। исано в печать 17.11.08 Бумага офсетная
Формат 60 х 90 '/ш Печать офсетная Уч.-изд. л. 6.56
Per. №977 Тираж 80 экз. Заказ 2013

119049. Москва. Ленинский пр-т. 2
Тел.: 647-23-1», 954-19-22