DOI: 10.55176/2414-1038-2021-3-68-76
Авторы
Курина И.С., Фролова М.Ю., Чесноков Е.А., Рябый В.М., Дворяшин А.М., Канунников М.Ю.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Курина И.С. – доцент, ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-86-32; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Фролова М.Ю. – инженер 1 категории.
Чесноков Е.А. – руководитель группы.
Рябый В.М. – начальник лаборатории.
Дворяшин А.М. – руководитель группы.
Канунников М.Ю. – первый заместитель директора ОИРМиТ.
Аннотация
В АО «ГНЦ РФ – ФЭИ» исследованы плотность, фазовый состав, микроструктура и теплопроводность сплава U-10 масс. % Zr, изготовленного способом индукционной плавки с последующим литьём в кварцевые формы и точением в размер. Для сравнения исследованы плотность и теплопроводность сплава U-10 масс. % Zr, изготовленного плавкой с последующей экструзией и точением в размер.
Для определения плотности использовался метод гидростатического взвешивания.
Средние значения плотности литого и экструдированного сплавов составили соответственно 98,8 и 97,5 % теоретической плотности, которая рассчитывалась по правилу смесей.
Приведены результаты исследования микроструктуры с помощью сканирующего электронного микроскопа. Показано, что литой сплав U-10 % Zr представляет собой металлическую матрицу, в которой распределены обогащённые цирконием частицы произвольной формы. В металлической матрице основную часть объёма занимает α-U, а также присутствуют выделения d-фазы в виде тонких пластинок. Отмечено более низкое значение микротвёрдости сплава по сравнению с опубликованными в известной литературе данными.
Приведены результаты измерения теплопроводности при температурах от 100 до 750 °С для сплава U-10 масс. % Zr, полученного способом литья, а также экструзией. Для измерения теплопроводности использовался стационарный метод осевого теплового потока (или метод пластины). У образцов сплава, изготовленных разными способами, теплопроводность почти одинакова при 200 °C. С повышением температуры расхождение в теплопроводности между образцами литого и экструдированного сплавов постепенно увеличивается, причём теплопроводность экструдированного сплава оказывается ниже, что особенно заметно в интервале температур 600–750 °C. Проведено сравнение полученных данных с результатами опубликованных работ. Измеренные значения теплопроводности литого сплава U-10 масс. % Zr до температуры 750 °C не расходятся с литературными данными. Обнаружено, что при более высокой температуре происходит размягчение сплава, что, в свою очередь, приводит к деформации испытуемого образца и увеличению ошибки измерения при использовании метода осевого теплового потока.
Ключевые слова
металлическое топливо, сплав U-10 масс. % Zr, плотность, микроструктура, фазовый состав, теплопроводность, литой сплав, экструдированный сплав, метод осевого теплового потока
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Hofman G.L., Walters L.C. Metallic fast reactor fuels. Materials Science and Technology, 1994, vol. 10A, pp. 1–43.
- Crawford D.C., Porter D.L., Hayes S.L. Fuels for sodium-cooled fast reactors: US perspective. Journal Nuclear Materials, 2007, vol. 371, no. 1, pp. 202–231.
- Burkes D.E., Fielding R.S., Porter D.L., Crawford D.C., Meyer M.K. A US Perspective on Fast Reactor Fabrication Technology and Experience. Part I: Metal Fuels and Assembly Design. Journal Nuclear Materials, 2009, vol. 389, pp. 458–469.
- Steindler M.J., Nelson PA., Johnson C.E. Annual Technical Report for 1986. Report of Argonne National Laboratory, 1987, ANL-87-19, 226 p.
- Kaity S., Banerjee J., Nair M.R., Ravi K., Dash S., Kutty T.R.G., Kumar A., Singh R.P. Microstructural and thermophysical properties of U-6 wt. % Zr alloy for fast reactor application. Journal of Nuclear Materials, 2012, vol. 427, pp. 1–11.
- Nair M.R., Kaity S., Kutty T.R.G., Kumar A., Saify M.T., Jha S.K. Thermal conductivity of U-Zr alloys by transient plane source technique. Proc. Int. Conf. on Characterization and Quality Control of Nuclear Fuels (CQCNF-2012). India, INIS, 2012, vol. 43, no. 17, pp. 46–47.
- Banerjee J., Kaity S., Ravi K., Nair M.R., Saify M.T., Keswani R., Kumar A., Prasad G.J. Out-of-pile thermophysical properties of metallic fuel for fast reactors in India. Proc. Int. Conf. “Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13)”. Paris, 2015, vol. 46, no. 33, p. 10.
- Touloukian Y.S., Powell R.W., Ho C.Y., Klemens P.G. Thermophysical properties of matter – the TPRC data series. Thermal Conductivity – Metallic Elements and Alloys. New York, IFI/Plenum, 1970, vol. 1. 1595 p.
- Touloukian Y.S., Powell R.W., Ho C.Y., Klemens P.G. Experimental Determination of Thermal Conductivity. Thermal Conductivity. New York, IFI/Plenum, 1970, vol. 10, no. 1007/97. Pp. 13–25.
- Cheon J.S., Oh S.-J., Lee B.-O., Lee C.-B. The effect of RE-rich phase on the thermal conductivity of U-Zr-Re alloys. Journal of Nuclear Materials, 2009, vol. 385, pp. 559–562.
- Matsui T., Natsume T., Naito K. Heat capacity measurements of U0.80Zr0.20 and U0.80Mo0.20 alloys from room temperature to 1300 K. Journal of Nuclear Materials, 1989, vol. 167, pp. 152–159.
- Billone M.C., Liu Y.Y., Gruber E.E., Hughes T.H., Kramer J.M. Status of fuel element modeling codes for metallic fuels. Proc. Int. Conf. on Reliable Fuels for Liquid Metal Reactors. Tucson, AZ, American Nuclear Society, 1986, pp. 5–77.
- Kim Y.S., Cho T.W., Sohn D.-S. Thermal conductivities of actinides (U, Pu, Np, Cm, Am) and uranium-alloys (U-Zr, U-Pu-Zr and U-Pu-TRU-Zr). Journal of Nuclear Materials, 2014, vol. 445, no. 1–3, pp. 272–280.
- Hales J.D., Williamson R.L., Novascone S.R., Pastore G., Spencer B.W., Stafford D.S., Gamble K.A., Perez D.M., Gardner R.J., Liu W., Galloway J., Matthews C., Unal C., Carlson N. BISON Theory Manual. The Equations Behind Nuclear Fuel Analysis BISON. Release 1.3. Technical Report of Idaho National Laboratory, 2016, INL/EXT-13-29930, 155 p.
- Okuniewski M.A., Tomar V., Bai X., Deo C.S., Beeler B., Zhang Y. Microstructure, Thermal, and Mechanical Properties Relationships in U and U-Zr Alloys – 16-10821. Final Report of Purdue University, 2020, DE-NE0008558, 32 p.
- Kalimullah M. The SAS4A/SASSYS-1 Safety Analysis Code System. SSCOMP: Pre-Transient Characterization of Metallic Fuel Pins. Chapter 10. Report of Argonne National Laboratory, ANL/NE-12/4. Argonne, 2012, 186 p.
- Hofman G.L., Leibovitz L., Kramer J.M., Billone M.C., Koenig J.F. Metallic Fuels Handbook. Report of Argonne National Laboratory, ANL-IFR-29. Argonne, 1985, 184 p.
- Hofman G.L., Billone M.C., Koenig J.F., Kramer J.M., Lambert J.D.B., Leibovitz L., Orechwa Y., Pedersen D.R., Porter D.L., Tsai H., Wright A.E. Metallic Fuels Handbook. Report of Argonne National Laboratory, ANL-NSE-3. Argonne, 2019, 210 p.
- ГОСТ 25281–82 (СТ СЭВ 2287–80). Метод определения плотности формовок. М.: Изд-во стандартов, 1982. 12 с.
- Douglas L.P. Density of U-10 wt. % Zr Materials. Report of Idaho National Laboratory, INL/EXT-17-41917. Idaho, 2017.
- Rai A.K., Subramanian R., Hajra R.N., Tripathy H., Rengachari M., Saibaba S. Calorimetric Study of Phase Stability and Phase Transformation in U-xZr (x = 2, 5, 10 Wt Pct) Alloys. Metallurgical and Materials Transactions A, 2015, vol. 46, no. 11, pp. 4986–5001.
- Basak C.B., Prasad G.J., Kamath H.S., Prabhu N. An evaluation of the properties of As-cast U-rich U-Zr alloys. Journal of Alloys and Compounds, 2009, vol. 480, pp. 857–862.
- Курина И.С., Попов В.В., Румянцев В.Н., Дворяшин А.М. Исследование свойств модифицированных оксидов с аномально повышенной теплопроводностью. Перспективные материалы, 2009, № 3, с. 38–45.
- Blamer B.J. Haracterization of uranium metal alloy fuel forms for advanced nuclear reactor applications. Diss. PhD, 2017, Texas A&M University, 264 p.
- Irukuvarghula S., Blamer B., Ahn S., Vogel S.C., Losko A.S., McDeavitt S.M. Texture evolution during annealing of hot extruded U-10 wt. % Zr alloy by in situ neutron diffraction. Journal of Nuclear Materials, 2017, no. 497, pp. 10–15.
- McKeown J., Wall M., Hsiung, Turchi P. Report on Characterization of U-10 wt. % Zr Alloy. Report of Livermore National Laboratory, LLNL-TR-534973. Livermore, 2012, 17 p.
УДК 669.822.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2021, выпуск 3, 3:5
