Материаловедение | |
Название | Порошковая металлургия при получении металлического ядерного топлива |
DOI | 10.17580/tsm.2015.10.15 |
Автор | Шорников Д. П., Баранов В. Г., Никитин С. Н., Тарасов Б. А. |
Информация об авторе | Отраслевая научно-исследовательская лаборатория 709, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия: Д. П. Шорников, ст. науч. сотр., эл. почта: d.p.shornikov@mail.ru |
Реферат | Реакторы на быстрых нейтронах являются основой мировой ядерной энергетики. Металлическое топливо на основе сплавов U – Mo, U – Zr, (U, Pu) – Zr традиционно рассматривается в качестве ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Данные сплавы обладают такими достоинствами, как высокая теплопроводность, высокая плотность, простота переработки и производства. К недостаткам металлического топлива можно отнести: низкую температуру плавления, взаимодействие со стальной оболочкой (образование эвтектик), радиационный рост и газовое распухание. В настоящей работе приведены основные результаты изучения пористого металлического ядерного топлива на основе сплавов урана с молибденом и цирконием. Рассмотрены методы получения порошка урановых сплавов, приведены режимы прессования и спекания. Получен порошок металлического топлива размером частиц 0,2–0,7 мм. Затем порошок измельчен в высокоэнергетической шаровой мельнице до размера 50–100 мкм. После помола порошок отжигали. Прессование проводили при давлении 30–65 МПа, в этом случае относительная плотность компактов составляет 60–75 % от теоритической плотности, спекание проводили в диапазоне температур 600–900 оС. Представлены зависимости плотности и пористости от давления прессования и температуры спекания. Приведены результаты рентгенофазового и микрорентгеноспектрального анализов. Рассмотрена возможность применения ВЭИК метода для получения готовых таблеток из урановых сплавов. |
Ключевые слова | Реактор на быстрых нейтронах, металлическое ядерное топливо, газовое распухание, пористое топливо, сплавы урана с молибденом, прессование, спекание, высоковольтное электроимпульсное компактирование |
Библиографический список | 1. Kazachkovskiy O. D. et al. The present status of the fast reactor programme in the USSR. Proceedings of International Conference on Nuclear Power and its Fuel Cycle. Salzburg, 1977. pp. 393–414. 7. Status and Trends of Nuclear Fuels Technology for Sodium Cooled Fast Reactors. Vienna : IAEA Nuclear Energy Series, 2011. 113 p. |
Language of full-text | русский |
Полный текст статьи | Получить |