Меерсон Г.А., Гагаринский Ю.В. (ред.). Металлургия циркония

Подождите немного. Документ загружается.

мвтАллуРгия

циРкония

температурах

как

алюминий'

так и

магний

пере-

стают

удовлетворять

требованиям

прочности

коррозйонной

стойкости.

Б этих

условиях

цир_

коний

и его

сплавы

являются

единственнь|м

мате_

риалом'

уд0влетворяющим

предъявляемь11}1

тре-

бованиям.

|1рименение

д]\я

этих

целей

бериллия

так)ке

,{меет

определеннь|е

перспективь],

0днако

берил-

лиевые

Р}дьл

сравнительно

мало

-распростра_

нень|,

металл

нрезвь:иайно

д0рог'

обладает

пло_

хими механическими

свойствами

и технология

прои3водства изделий

и3

нег0

представляет

зна-

чительнь|е

трудности.

противополо}кн0сть

эт0-

му

циркониевые

рудь|

являются

достат0ч}1о

рас-

пространеннь|ми' стоимость

металла

не

сли|пкоп1

вь|сока

д'|я

специальнь!х

областей

применения'

}деталл характеризуется

хоро1шими

механически-

ми свойствам14 14

коррозионной

стойкостью

у)ке

разработана

удовлетв0рительная

техн0логия

его

обработки.3ти

свойства

сочетании

с весьма

ма_

лой

способностью

поглощению

тепловь|х

нейт-

ронов

привели

интенсивному

росту

производ_

ства

циркония.

ядвРнь|Б

РвАктоРь

3перанег!аон .

Фбыщ*о ядерный

реактор.

вкпючает

ядерное

топливо'

замед'!итель'

тетшон01ител

консщук_

ционны6_

м110!!!?!|БР.}{.3ащиц.

в ]

некоторцх

слу_

чаях

од[{!1

и.тоъ'ке.материал

может

слу)к!ц.ь-

д'|я

'н

ескол ь[о|16.

целейа

Фппс{|нию' 1иркония

как

19:

риала

для.

реащ9ров

пред'шчву_ет

краткое

вве_

]1ение,

касйющееся,.

рйгооров

.-вообще.,'

0бчее

рассмотрение;

пЁоб+емн

реа:ооров

можно'да-йти

!з

работ1х [3,'4!,

более

подробное

.работе

|5].

Фсновйые

ядерные

свойства

материала'т

йатематические

расчеты

ядерных:

реакгоров

рассм0трены

работах

!6]

|7|

с0ответст_

венн0.

[!оперенные сечения

поглощение

нейтронов.

|1л0тная:

центральная

часть

атома'

называемая

ядром' занимает

ли|шь

весьма

незначительную

чаёть

объема

.атома.

Ёейтроны

могут

свободно

пр0ходить

чере3

пр0ме)кутки

между ядрами

ато_

м0в'

составляющих

вещество,

но

ках(дое

ядро

представляет

небольгшую

ми!шень,

которая

мо_

}кет воспрейятствовать прохождению

нейтронов.

8сли

пластинку

матеру|ала

помесгить

на пути

коллимированного

пучка

нейтронов

известной

интенсивности'

то

доля

задер)*(аннь|х

нейщонов

бупет

являться

мерой общей

пл0щади

мишени'

представляемой

всеми

ядрами.

Фбщая

площадь'

разделенная

на

количество

имеющихся

9АеР'

составляет.

площадь

ми|'шени'

приходящуюся

на одн0

ялро.

3ту

пл0щадь

ми|1]ени измеряют п0

ослаблению пучка

нейтронов

называют

полнь!м п0перечнь|м

сечением

данног0

матери-

ала. €ечения

ядер

вь1ражаются

обь:чно в бар-

нах.

(огда

нейтрон задер)кивается

ядром'

0н мо}кет

погл0щаться

стать частью

ядра

ил\4 }ке

рассе-

яться,

т. е. 0ткл0ниться

без изменения. Бероят-

ность

ка)кдого

изэтих

процесс0в

вь|ра}кается

как

эффективная

пл0щадь ми1шени' или п0перечн0е

сечение

для данн0го

пр0цесса. ?акие п0перечнь!е

сечения булут

назь|ватьс-я сечением поглощения и

сечением

рассеяния

соответственно. Фбщее

попе-

речн0е

сечение' измеряемое

по

ослаблению

пучка

нейтронов, представляет собой сумму

сечений

погл0щения

р&ссеян'1я.'

]

€ечение

поглощеция

мох(ет

бьпть определено

!{3мерением

действия

образца

данног0

материала,

помещенн0го

реактор.

||оглощение

нейтронов

образцом

приводит

нару!шению

точного

баланса

нейтронов

реакторе

и к

необходимости

пере-

дви}кения

управляющег0

стержня с

целью

ком-

пенсации эт0го

'нарушения.

||ередвюкение

стерх(ня

градуируется по

степени

погл0щения

нейтронов. }то является

одним и3 методов

измерения

сечений

погл0щения.

€ечение

рас-

сеян14я

мо)кно' определить

по

разн0сти

между

общим,поперечнь[м

сечением и

сечением

погло-

щения.

.,,'(евщие

Рассеяни[

;я!!!а,обычно

;Ёе€|(Ф.}|Б1(Ф

фльшеего

геометрического п0пере|{ного сечения

Ё: |вшеряется

ес к0л

ь}

-Ф[у|!!;:..

фРЁ?й}|

€ечени

||9{]ю.]ще'чця

3ависит

о{новн0}1'9т

сродства

ядра

Ё'Ао'''0лн1*€ль}!Фм}л:

нейтрону!"

Фйй'йогр,

быть

|<акфль:пе,

так и

ме.ньш0 геометрического попе-

рРчв-о-го_,сечения

в пределах практ!г!ескп от нуля

до'-нё{кольких

тысяч

барн.

'-;','!ё,9ения

поглощения

меняют-ся

зависпмости

0т скор0сти

Ёейтронов.' 3а,станд{арт,принято се-

90Ё}{ё.;,поглощения'

соответсдвующее скорости

2ф л| сек,

котор а я я

вляе-гся.{|3иболее вер.оятно й

ма *свелловск0м

распр

е!{ё1|ёЁйй'

ёкоро стей нейт-

ронов,

находящихся

в тепловом

рав}|овесии

матерцалом

при температуре

приблизительно 20".

'(,ля

большинства

материалов

сечение поглоще-

*1'4я в 3начительн0м

интервале обратно пр0пор-

ционально

к0рню

квадратному

и3

кинетической

энергии

нейтронов,

т. е. квадратному

к0рню

и3

скорости

нейтронов.

йногие

ядра

наряду

с этим

обнаруживают

резк0е

увеличение

сечения п0гло-

щения

при определенных

значениях

энергии

нейтронов. 1акое

поглощение

на3ь|вается

резо-

на|{снь|м.

€ечение

рассеяния

менее чувствительно к

изменению

энергии

нейтронов и

обь:чно

указы-

вается

для

среднего

3начения энергии

макс-

велл0вском

распределе|1и|1

при

комнатной

тем-

пературе.

гл. |.

циРконий

у1

вго

пРимвнвнив

ядвРнь|х

РвАктоРАх

||опереинь:е

сечения

как }.|епрерь|в}!ая

функ-

ция

энергии

даются

виде

кривь]х

[в];

от-

дельнь|е

значения

представлень[

таблицах

[в,9].

9дерньпе

превращения.

Большинство

элемен-

тов'

встречающихся

в природе'

сост0ит

из не-

скольких

изотопов'

к0торь|е

практически

могут

бьтть

идентичными

химическом

отн0!'шении'

од-

нако

3начительн.о

различаются

между

собой

по

ядернь1м

свойствам

сечениям

п0глоще-

н!4я;

поэтому

ядернь|е

превращения

дол}кны

рассматриваться

р!я

ка}|(дого

изотопа

от-

дельн0сти.

'{,ля

улобств1изобра>кения

изотопов

ядер-

ных

превращеннй

!Риняты

соответствующие

сим-

воль1

способы

обозначения.

Ёапрйер,'найбо-

лее

распространенн5!^'€9топ

цирйоний'

:вобра_

жается

символ0м

'.2гю.

|4ндекс

410

представлйет

порядковый

ном9Р,-который

обознанаёт,

что

цир_

коний является

ёороковй

элементом

в периой_

ческой

таблице

ег9:дро

содер)к||т

40 пр1л_тойов

следовательцц

положйельных

зарядов.

14ндекс

представляет

массовое

число

('бй..

количество

протон-ов

нейщонов),

ра}нойь

индексов'

Равная

50,

количестЁо

не}{тронов.

||оскольч;

Б€о

и3Ф19пы

циркония

имеют

один

тот

же

поряд.ковый

номер'

эта-величина

опус-

кается и

данный

|вотоп

мо)кет

бь1ть

предстаБлен

еимволом

2г00.

9асто

применяется

так}ке

обозна-

чение

<цирконий-90л>.

[дернь:е превращения

могут

в|{.,|ючать

пре--

вращение

нейтрона

протон

или

обратно,

нто

сопр0вождается

испусканием

или по}лощением

3аряженнь|х

частиц.

}!о

во

всех

таких.случаях

общее

к0л.ичество

тя}келых

частиц

1неит[ло!оБ

и прот0н0в)

и общий

заряд

долл(нь|

оставатьёя

без

изменения.

[р,

погл0щении

нейтрона

ядр0м пр0исходит

00раз0вание

ядра

следующего

вЁ:сшего

изотопа

того

же

сам0го

элеме}1та.

Ёовое

:ядро

обладает

избьпочным

количеством

э".р.'й

п0

сравнению

его

основнь|м

состоянием,

но

обь:чно

оно немед-

]:11'

в0звращается

основн0е

с0стояние

путем

испускания

одного

или

более

7-квант0в

ил|,'' в

:::9{0рь'х

случаях

путем

ис|лускания

заря-

}'-11у}

частиц

(огда

-2гэ0

погл6щает

нейтрБн,

ооразуется

2г91

испускается

рквант.

'3т6

Реакция

мо)кет

бь:ть

п!едставлена

следующим

образом:

,,2т9,

*0[11

,,7т",

Р^зч"

уравнении

соблюдается

равенство

как по

верхним,

так

по

нижним

ин,{ексам,

причем

ооеих

частях

равенства

общее

количество

тя}(Ф-

::: ,:

-':--;у-

ль|х

частиц

общий

3аряд

0стаются

неизмен||ь]-

ми;

7-квант

не

имеет

заряда.

3то

уравненл.:е

уо)кно

упростить'

опустив

ни)!(ние

верх-

ние

индексь|,

вь|текающие

из

других

обоз|ла-

чений.

Реакцию

мо}кно

записать-

следующ||,\1

образом

7г90*п:2г9\*/.

^^.31т':

^р

'?у^!,

на3ь|ваемая

реакцией

(п,

у),

ооь|чно

мо)кет

бьшь

представлена

еще'бь;;;

сокращенн0м

виде:

2гю (п,у)

7'',

;

''!

,,7г"":

41шь93

-:Р.

Фбычно

/-настица

изображается

символ

ом

р_,

н0

в приведенном

выше написании

подчеркива-

ется

наличие

одного

отрицательного

заряда

отра)+(ается

баланс

порядковых

но'!{еров.

допол-

нительнь:й

поло)кительный

заряд

в_новом

ядре

образуется

за счет

превращения

нейтрона

в про-

тон'

результате_чего

атом

циркония

превра-

щается

атом

ниобия.

Атомьл

радиоактивного

|вотопа

находятся

метастабильном

с0стоян!414

14 часть

из них

под-

вергается

распаду

по3акону

случая'

причем

д0ля

ат0мов'

распадающихся

единицу

времени'

оста-

ется

постоянной

является

статистической

харак-

теристикой

данного

вида

ядер. )(арагоеристйкой

ск0рости

распада

обь:чно

является перйод

полу-

распада

данного

из0топа'

т. е. время,

необходи-

м0е

для

распада

пол0винь|

всех

ядер' существу-

ющих

рассматриваемьлй

момент.

|!ериод

полу-

распада

различнь|х

и30т0пов

мо}(ет

колебаться

от

весьма

маль|х

долей

секундь[

до

триллионов

лет.

)['равнения

радиоактивного

распада

обынно

пи-

1шут

форме,

включающей

йериод

полураспада

из0топа.

|{апример,

пр

едь!дущее

уравнение,

пред-

ставляющее

/-распад

изотопа

2г9з, которь:й

ийеет

период

полураспада,

равньлй

5 млн.

леъ

мох(но

!]-':ц

(но

не-в

дант|оц

пРц!'1.9р9)

новое

ядр0

является

нестабильным,

.8._гг9д'"нл!цае

оно

под-

ер га

ется

аш:оайфн{!й!г.;р,аЁ.||.{$

;ащ'

въ;

!}тем

исп

у9|Фния

р_насп{:лй

е-'

3!пстр

|о

эл ек-

тр

на'

возни[(ающего

ядре,

$с|лдЁ

:ед

другой

встречающпйея

ъ,прйрс|-{е

16 мвтАллуРгия

циРкония

1|аписать

следующим 0бразом

5'|у

,"''

шь93

работе [10]

приведены периодь1 полурас-

пада,

тип

распада'

сечения погл0щения и

другие

даннь|е,

0тносящиеся

природнь|м и искусст-

веннь|м изот0пам-

[еление

ядерное

топливо.

больш.тинстве

материал0в

для

реакт0ров

погл0щение

нейтро-

н0в происх0дит

по

реакции

типа

(п,

у).

Фд-

нако некот0рь1е из0т0пь| элемент0в больгпого

ат0много веса при

п0глощении нейтронов

ста-

новятся

наст0лько нестабильньлми, что

проис-

ходит

деление'

результате

к0т0р0го ядр0

рас-

падается на

два'

оск0лка с освобо>кдением боль-

1шого

количества

энергии'

главным

образом

теп-

ловой. ||отги одновреме1{но с

делением

на

ка}к-

дь:й

ат<т

.деления

освобо>кдается

два

ил|1 тр|\

нейтрона,

нто обусловливает во3мо}кность во3-

никн0вения

цепной

реакции.

Бдинственнь:м

встречающимся в природе

делящимся

материа-

л0м, или

ядернь1м

топливом,

является

ш235,

т. е.

изотоп

урана'

имеющий массовое число 235.

||риродньтй,

уран

с0дер)кит

лишь 0,7о/' этого

изотопа' остальное

количество

составляет глав-

нь:м

образом

[-)238.

[{рптппеское состоянпе.

йощнос!ч

реакгора

пропорциональна количеству

имеющихся в нем

не{тронов.

8сли это

количество не

увели_

чива9тся

не

уменБ!||?01€$;

уровень

мощности

остается

постоянным

;

такое состояние

реа'(тора

назь|вают

критическим.

||оскольку одни

нейтро-

нь[

нецрерывно поглощаются'

другие

во3ни-

кают

при

делении'

критическое состояние

явля-

ется

ре3ультатом

скорее

динамического,

чем

ста-

тического

равновесия

Аеление

цазь

{ает

2,1 нейтрона

на

каждь:й

нейтрон,

погл0щенньлй

ядром

[_}235.

Фдин

и3 этих

нейтронов

требуется

дшя

поддержания

цепной

реакции'

т..е.

для

3амень| поглощенного нейтрона.

9асть

из оставшихся 1,1 нейтрона

проникает

и3

реактора

защиту' а 0статок поглощается

АР}-

гими

матер14алам\4

реактора.

(ритинеской

массой на3ывают

количество

топлива'

необходимое

для

тото,

нтобы

реакт0р

достиг

кр итическ0 го

состоя н

утй. Ёс ли

кол

ичество

топлива

умень1шается'

то

количество

поглоща_

емь|х

им нейтронов

уменьшается

по

отношению

количеству

нейтронов,

поглощеннь|х

другими

материалами

п0теряннь|х

из-за

утечки.

Бсли

масса

топлива

ни}ке

критииеской, то часть

нейтр0нов,

по.глощаемая

топливом'

оказывается

недостат0чной

для

п0ддер)кания

цепной

реак_

ции;

такое состояние

реактора

назь|вается

подкритическим.

Ёаоборот,

если

количество

топлива

увеличивается' реактор

достигает

над-

критическ0го с0ст0яния

уровень

мощности

пр0должает

увеличиваться

до

тех п0р'

п0ка

не

произойдет

какое-либо

компенсирующее

изменение

ил'1

не булет прои3ведена

регулировка

для

умень1шени'!

доли

нейтрон0в'

поглощаемь|х

т0пливом.

Аля

обеспечения

в0зм0жн0сти

управления

реакт0рами

их

строят

с избь:тком

топлива

снабжают

управляющими

стеря(цями

и3

мате-

риал0в

с большим

сечением п0глощения'

таких'

как бор,

кадмий ъ;ли гафний.

9правляющие

стер-

жни

п0глощают

изб'ыток нейтронов,

и путем вве-

дения

этих стержней

реа:оор

14л\4 к}влечения из

нег0 м0)кно

поддер)кивать

критическ0е состояние.

9сно,

что

если

управлйющий

стеря<ень

нем-

ног0 вь|тащить

и3.реактора'

у)ке

достиг''!его

кри_

тическ0го

с0стояния'и

работающего

на

заданн0м

уровне

м0т.!1н0сти,

то скорость

деления'

след0-

вательно'

ур0вень

м0щности

булут

очень

бьтстр1)

п0вь|шаться.

8сли пренебревь

вторичнь|ми

явле-

нияму['

кот0рь|е;

однако'

обь:чно очень ва)кны'

т0

мо}кно считать'-

что

д'|я

прекращения

в0зрастан

ия

мощности

р9а!(т9ра

д0стат0чно

восстан0вить

кри-

тическое

состоянйе

во3вращением

управляющёго

стержня

9го

-п.еРвочачадщ9

п.щож9,ц

и е. || о сле

этого

реактор'

оудет продо'лжатЁ

выделять

тепло

новоц

уР

о.!4..е;щ9щц

с1ц;_

д9

нц

[ц

[гощ

3а

9р

емя

передвижения

управляющего'

стержня.

?аким

образом, в перв0ц-1]риближени-и

мол(но

прпнять'

что

щитическая.

масса не

зависит

от.уровня м0щ-

ности

реа:сора,,й'.фо

макёимальный

безопасный

уровень

:щощц00:т|1]

.ограничивается

лишь в0з-

мо)кностями

отвода

тепла.

3кономия

не|!тронов.

Р1зрасходование

избы_

т0чных

1,1,

нейтрона'

полг{енных

при

делении

[)в6, на

утечку

и3

реактора

или путем помещения

реа[сор

матеРиалов'

легко

поглощающих

нейт_

роны'

не представляет

особых

трудностей.

Фднако

главной

целью

при

конструировании

реакгора

является исполь3ование

этих

нейтррнов

,ия

полу_

чения новых

делящихся

материалов.

Ёаиболее

распространенный

природе

изотоп

урана

0в8,

составляющий

около 99,3.оА природ-

ного

урана'

трудно

поддается

делению

\4 не

мо)кет

поддер)кивать

цепную

реакцию.

Фднако

[.}в8 мохсет поглощать

нейтрон,

превращаясь

при

этом в [.}239,

которьлй

претерпевает

два

п0следо-

вательнь|х

$-распада:

сначала

образуется !.{рв9

3атем Рц239.

3тот

процесс мо}кет

быть

представ-

лен

уравнением

23 мин. 2.3 суток

,'0'''([,

/),,0'"

-_т_

''['{р'"

эсРц2зэ.

г,-!.

циРконий

у1 вго

пРимвнвнив

ядеРнь]х

РвАктоРАх

||опереинь:е

сечения

как т{епрерь|в}!ая

функ-

ция

энерг|4и

даются

виде

кривь]х

[в]

;

от-

дельнь|е

3начения

представлень[

таблицах

[в,

9].

8дерньпе

превращения.

Большинств0

элемен-

тов'

встречающихся

природе'

с0ст0ит

из не-

скольких

изотопов,

которые

практически

могут

бь:ть

идентичными

химическом

отно|шении,

од-

нако

значительн.о

различаются

ме}кду

собой

по

ядернь[м

свойствам

сечениям

п0гл0ще-

ния;

поэтому

ядернь1е

превращения

должны

рассматриваться

д]|я

каждого

изотопа

от-

дельн0сти.

,(ля

удобства^

изобра>кения

и30т0п0в

ядер-

ных

превращений

приняты

соответствующие

сй-

воль|

способы

об0значения.

}{апрйер,

наибо-

лее

распространеннь:й^

к}отоп

цирйониЁ'

лвобра-

жается

символом

|&гоо.'

|4ндекс

4!)

представлйет

п0рядковый

нощщ,-который

обозначает,

нто

цир-

коний являетёЁ |ёороковшм

элейентом

период}|_

ческой

таблице

ег9:дро

содер}кит

прйонов

следо_в_ательно,

поло)кительных

зар';тдов.

йндекс

9{.представляет

массовое

число

('бй.*

количестЁо.пр9шн-о'в

и нейщонов),

ра}но&ь

индексов'

р_аЁц9я

колйчестй|:

нейронов.

[|оскольку

все

|д}отопы

циркония

имеют

одггн

тот

){(е

порядковый

номер,

эта-

величина

0цус-

кается и

ланны{.

|*}отоп

может

бьпь

предстаБлен

символом

2гоо.

9асто

применяется

так!ке'обозна-

чение

сцирконий-90л.

$дернь:е превращения

м0гут

в|о]ючать

пре-.

вращение

нейтрона

в пр0тон-или

обратно,

нто

с0пр0в0}{дается

испусканием

или

поглощением

заряженных

частиц.

}!о

во

всех

таких.слг{аях

общее

количеств0

тяжель|х

частиц

1неит|лойов

и протон0в)

общий

заряд

дол)кнь]

оста'ватьёя

без

изменения.

|!ри

п0гл0щении

нейтрона

ядр0м происходит

образование

ядра

следующего

в!:сдшего

и3отопа

т0го

же

сам0го

элемента.

Ёовое

:ядро

обладает

избьпочнь:м

количеством

энергии

по

сравнению

его

осн0внь!м

с0стоянием,

но

обьлчно

оно немед_

]:11'

в0звращается

основн0е

сост0яние

путем

испускания

одного

или

более

7-квант0в

или в

::^т9торь'х

случаях

путем

ис|лускания

заря-

}'_1Р]-

частиц

(огда

-2гэо

поглощает

нейтрБн,

ооразуется

2г9|

и испускается

у-квант.

'3та

Реакция

может

бьлть

представлен/

следующим

образом:

,,7'',

9п1

,,7т,'*

у.

Р^з:"

уравнении

соблюдается

равенство

как по

верхним'

так

по

нижним

индекса*,

причем

офих

частях

равенства 0бщее

количество

тяже-.

1{1.*'2:

1.1

ль|х

частиц

общий

заряд

0стаются

неи3мен}|ь]-

ми;

7-квант

не

имеет

заряда.

3то

уравнен:':е

уо)кно

упростить,

опустив

ни)+(ние

и верх_

ние

индексь1'

вь|текающие

и3

других

обозна-

чений.

Реакцию

можно

записать-

следующш,\1

образом

7г9о*п:7г9|*у.

^.-11т,1

еакци!'назь[ваемая

реакцией

(п,

у),

о0ь|чно

мо)кет

бьпть

представлена

еще'бал!#

сокращенном

виде:

7гф

(п,у)

7т?,

1]':ц

(но

не

дант,',цРРйй

новое

ядро

является

нестабильным".!;-#еш,_чл!цее

оно

под-

вергается

рад{оачиЁному',ра[цЁф] наше

"сБй

путем

испус|с|

ния

/_настидн-,

т.,

е,

_фстр

ого

элек-

тр

на'

о9ниующе

1о'1

ящ

9'-$9.ц[6

1ф>'

дру

о й

встречающпйся

в',црйр9де

:;щъ:${

цц!(Фни8

. _

:::]9}1.:-!:{Р'''.оЁ

прев$ЁфЁйся

2г}

ко-

1орыи

является

Ра/ш(:агоивншм{

и подре1|же::

/-распаду

соо|вётствйи

ла$ф*ием'-

_г

--'-- -

^7г,"'

''[{бФ

#'-:Р.

Фбычно

!-настицаизображается

символ

ом

р_,

но

в приведенном

выше

|1аппсан14\4

подчеркива-

ется

наличие

одного

отрицательного

3аряда

отра}кается

баланс

порядковых

номеров.

допол-

нительньлй

поло)кительный

заряА в-новом

ядре

образуется

3а счет

превращенйя

нейтрона

про-

т0н'

результате-чего

атом

циркония

превра-

щается

ат0м

нтцобия.

Атомьт

радиоактивн0го

|д}отопа

находятся

метастабильном

сост0ян!4.\4

|4 часть

из нйх

под-

вергается

распаду

п0 закону

случая' причем

доля

атомов,

распадающихся

в единицу

времени'

оста-

ется пост0янной

является статистической

харак-

теристикой

данного

вида

ядер. )(арагсгеристйкой

скорости

распада

обьлчно

является

период

полу-

распада

данного

из0т0па,

т.

е. врем'|,

необходи-

м0е

для

распада

пол0винь!

всех

ядер' существу-

ющих

рассматриваемьпй

момент.

|!ериод

полу-

распада

ра3личнь!х

и30топов

мо)кет

колебаться

от

весьма

маль|х

долей

секунды

до

триллионов

лет.

)/равнения

радиоактивн-ого

распада

обычно

пи_

|шут

форме,

включающей

йериод

полураспада

из0то па.

Ёапример,

предь|дущее

уравнение'

пр ед-

ставляющее

/-распад

и3отопа

2г93,

который

ийеет

период

полураспада,

равньлй

5 млн.

лец

можно

!6 мвтАллуРгия

циРкония

г!аписать

следующим

образом

7..',

5'1}-,''-

шь93.

работе [10]

приведень| периодь| полурас-

пада,

тип

распада'

сечения поглощения

другие

даннь|е,

отн0сящиеся

природнь!м и искусст-

веннь!м из0топам.

!еление

ядерное

топливо. 8 больгпинстве

материалов

для

реакт0ров

погл0щение нейтро-

нов

происходит

п0

реакции

типа

(п'

у).

Фд-

нако некот0рь!е из0топь!

элементов

больтшого

атомного

веса

при

поглощении

нейтрон0в ста-

н0вятся

наст0льк0 нестабильнь:ми, что проис-

ходит

деление'

результате

кот0рого

ядро

рас-

падается на

два

0сколка

с освобо>кдением боль-

1шого

количества

энергии'

главным

образом

теп-

ловой. ||очти одновреме}{но с

делением

на

ка}(-

дьтй

аго

деления

освобо>кдается

два

|4л||

тр|1

нейтрона, ито обусловливает возможность в0з-

никн0вения

цепной

реакции.

8,динственнь:м

встречающимся

в природе

делящимся

материа-

лом' или

ядернь|м

топливом'

является

0235, т. е.

изотоп

урана'

имеющий

массовое число

235,

||риродньтй,

уран

с0дер)кит

лишь

0,7о/'

этого

и3Ф1Ф||?;

остальное количество составляет

глав-

ньтм

образом

[.1238.

(ритпвеское

состояние. ]!1ощность

реа!сг0ра

пропорциональна количеству имеющихся в нем

нейтронов. Бсли

3то

количе,ство

не

увели_

чива9тся

не

уменБ!|!?е?€8;

уровень

мощности

остается постоянным

;

такое состояние

реакгора

на3ь|вают

крит|{ческим. ||оскольч

одни нейтро_

нь|

непрерывно поглощаются'

другие

возни_

кают

при

делении'

критическое состояние

явля-

ется

ре3ультатом

скорее

динамического'

чем

ста-

тического

равн0весия.

.(елениё

цазь

{ает

2.1 нейтрона

на

каждь:й

нейтрон,

поглощеннь|й

ядром

цззь.

@дцч из этих

нейтронов

требуется

для

поддержания

цепной

реакции'

т.

е.

для

3амены поглощенного

нейтрона,

9асть

и3 остав[шихся 1,1 нейтрона

проникает

из

реактора

в 3ащити

а 0статок поглощается

АР}-

гими

матер,4алами

реакгора.

(ритинеской

массой на3ывают

количество

топлива'

необходимое

для

то_го, нтобь!

реакт0р

достиг

критического состояниА.

Ёсли

количество

топлива

уменьшается'

то

количество

поглоща-

емь|х

им

нейтронов

уменьшается

по

отно|пению

количеству

нейтронов,

поглощеннь|х

другими

материалами

п0теряннь|х из-за

утечки.

Бсли

масса

топлива

ниже

критииеской, то часть

нейтр0нов,

п0.гл0щаемая

топливом'

оказь|вается

нед0статочной

для

поддер)кания

цепной

реак_

ц|1и;

такое сост0яние

реакгора

назь]вается

подкритическим.

Ёаоборот,

если

к0личество

т0плива

увеличивается' реакт0р

д0стигает

над-

критического сост0яния

уровень

мощности

пр0дол)кает

увеличиваться

до

тех пор'

п0ка

не произойдет

какое-либо

компенсирующее

изменение

:,1лп

не

булет

прои3ведена

регулировка

для

умень[1]ения

доли

нейтр0нов,

п0глощаемь[х

т0пливом.

!ля

обеспечения во3можности

управления

реакт0рами

их строят с

избь:тком

топлива

снабжают

управляющими

стержцями

из

мате_

риалов

с большим

сечением поглощения'

таких'

как бор,

кадмий тали гафний.

9правляющие

стер-

жни

п0гл0щают

избьтток

нейтронов,

и путем вве_

дения

этих стер)кней

реапоор

у|л|1 |ввлечения из

него

м0жно п0ддер)кивать

критическ0е состояние.

9сно,

чт0

если

управляющий

стерхсень

нем-

н0го

вь|тащить

и3.реакт0ра,

у)|(е

д0стигшего

кри_

тического

состояния'и

работающего

на

заданном

уровне

мощностй,

то скорость

деления'

след0-

вательн0'

уровень

мощн0сти

булут

очень

бь:стр0

повь|шаться.

Бсли пренебрень

вторичнь|ми

явле-

н\4яму|'

к0торые;

однако'

обьтчно очень ва}(ны'

то

можно

считать'

что

для

прекращения

возрастания

мощности

еактора

достаточн0

восстановить

и-

тическое

сбсто{ну9

возвращёнией

управляющёго

стержня

9г9

!ерРначалБноё

[:оложение.

||осле

это!о

реагоор

б/дет продол)кать

выделять

тепло

на нов]м

ур

9вц.е;щ.

ц!о

с14г

49$1![ц

[том

3а

Рр

е1'{я

передви)кения

щравляющег0';"сгер)кня;

?аким

о бразом, в первоц

и бл иж9н

и-и м_Ф)!ФФ

пр

инят

ь'

что

критическая масса не

зависйт

от.уровня м0щ-

ности

реа!Фора]к,фо

ма:(симальный

безопасный

уровень

:цощн09ти]

.ограничивае!ся

лишь воз_

мо)кностям}|

.Ф18Ф'(,? тепла.

''; -;-'.'

.;;

3кономия

нейтронов. Р1зрасходование

избы-

точных

1'1 нейтрона,

полренных

при

делении

1)в5, на

утечку

|{3

реактора

или путем помещения

реа}сгор

материалов'

легко

поглощающих

нейт_

роны,

не представляет

особых трудностей.

Фднако

главной

целью

пр|{

конструировании

реакгора

является

исполь3ование

этих нейтр0нов

для

полу-

чения

новь|х

делящихся

материалов.

Ёаиболее

распространенный

природе

изотоп

урана

[_/в8,

составляющий

около 99,3.о/о природ-

ного

урана'

трудно

поддается

делению

не

мо)кет поддер}кивать

цепную

реакцию.

Фднако

[-}в8 мо>кет погл0щать

нейтрон,

превращаясь

при

этом в

0239,

которьлй

претерпевает

два

п0следо-

вательнь|х

!-распада:

сначала

образуется |:{рш9

и затем Рш239.

3тот

процесс мо)кет

быть

представ-

лен

уравнением

23 мин. 2.3 суток

,'1]'''(/1,

/),а

0'39

--т_

''[.{р"'

эсРц2зэ.

гл.

циРконип

вго

пРимвнвние в

ядврнь|х

РвАктоРАх

||лутоний

легко

расщепляется'

но не встречается

природе в сколько-нибульзначительных

коли_

чествах |1

является искусственным

ядерным

топ_

ливом. |,1збыток

нейтронов,

выделяющихся

при

расщеплении

ш235, мо}1(ет поглощаться

ш238

образованием

плутония'

|1олщение

плутония

являлось

основной заданей

{энфорлского

про-

егса. 1ак как

для.

превращения нерасщепляю-

щегося

изотопа

ш238

расщепляющийся

и3отоп

Рш239

требуется

один нейщон

и в

результате

деле-

ния одного атома

|")ж

остается

1,1

нейтрона,

теоретически''|возможно получение

более одного

атома

нового'3оплива

на

кажддй

расщепленный

атом

т0плива.

||щем

аналог|!чной

последовательности

ре}к-

ций

ть232:

(едицс1венцый']в9гречающийся

при-

роде

и30тоц,1|ория)

,может]

'бъ!ть

превращен

[1233-

1'сшепляющи-йс1

:в9топ

урана'

к0торый

не

встречз

ется,,Ё.

..природё,.",.

$0.

дает

во3м0жносгь

создавать

зайаё

{-]'*,'а

затей пополнять

рас-ши-

рять

€г0 .

лв.и'.

д0}1ощи

Р9а[сгора'

использующего

л и

ш ь

9рдц;л_

ка,!.

-!$

9.;=.!8Р

Б8,&|[!

0луч€ния

топлива .,}4ф

й_

п|!оцесс'назыв4|0т

ра

сшир

ечццм

воспроизво{€1Ё0й];,'9.(е!ного''топлива

или

кон-

версией;

.'--

ванию

плутония';

однако

,на

ка}{ць[й

атом

[-)эз6

приходится

140

атомов 08, !!,

несмотря на3начи_

тельно

меньшее сечение

поглощения,

0в8

кон_

курирует

с |)вь в,цо4дощении

нейтронов

в такой

степени,

что

критическое

состояние

достигается

только

путем

специ:1льного

располо}кения

топ-

лива

14 сни)|{ения

потерь нейщонов

до

оченьмалой

величинь|.

Аля

поддер}|€ния

потерь

нейтронов

на

допустимом

уровне

иск.]1ючают

применение

материалов

с большим

сечением поглощения и

строят

реакторы

больших

ра3мер0в,

что

умень_

шает

долю

нейтронов, теряемых

вследствие

утечки.

[{еобходимость

создания

реакторов

больших

размеров

для

работьт

на

природном

уране

привела

к0нструированию

ряда

реа1$оров,

с0дер)|(ащих

уран'

искусственно

обогащеннь:й изотопом

ш235.

уменьгшением

поглощения

нейтронов

ш238 может

бь:ть

допущена

более значительная

утечка

нейтро_

н0в'

реакгор

мо)кет бьлть сделан мень!ших

раз-

меров'

что

позволит

удовлетворить

щебованиям,

предъявляемь|м

передви)кным

силовь1м

уста_

новкам

и небольшим

исследовательским

реакто-

рам.

?ак

как

достижение.

критического

состояния

не

представляет

каких_либо трулностей' могг

допускаться

у|

б6льшие

потери

нейтронов

на

поглощение,

однако

это

приводит

увеличению

цэц

критическ0й массьл

дорог0стоящего

обогащенного

топлива'

3амедлители.

Фсвобождающиеся

при

делении

нейтроны

имеют

среднюю скорость

ойоло

19300

кл|сек.

€ечение поглощения

урана

д'|я

таких

весьма

бь:стрых нейтронов

мало

д.г:я

обеспече-

.ния необходимой

доли

погл0щения'

в€А}щей

делению,

критическая

масса

дол>л(на

бьпь

боль_

шой. 8ш:и

нейтроны

замед'|яются

до

средней

теп-

ловой

ск0рости'

т.

е.

несколько

выше

2'4

кл|ек,

то сечение

поглощения

[-1236

увеличится'

и поэто{|1у

критическая

масса может

быть

умен5шена.

€ко-

рость

нейтронов

сни)|(ается

до

тепловой ско-

рости

при мн0гократнь|х столкновени8х

лег-

кими'{томаши,

особенно

с атомами водор0да'

Аейтерия,

бериллия

или

уллерода;

йатериалы'

9одержащие

значительные

количе9тва

9тих

эле-

мент9)в

(воА3,

тяжелая

вода' бериллп|т,

окись

бериллиц

!рафит

т.

А.),

называются

3амеш|и-

те_дяФ;з

реа.}9_ор,

содержащий

тати9

щат9риалы

,колич99цвах'..достаточных

д'|я,:снижения

.ско-

.!о$!и;нейтр0нов до

значения,

при

котором

они

будут.даходаться в

тепловом

равновесци

9:31[й[{

.цатфдалами'

на3ы&1ется

реагоором

на

те'пл0вых

нейтронах'

3амедлпштель не тольк0

сцижает

пер-

вонач,шьн9е-

хо.|1и!!ество

топлива,

которое'

нео6

х0д||ш0,-лв€сги

реакгор'

}|о

некоторых]слг{аях

|г1о)ко!::€'!Рктць

в г<аче9тве теплон0сите.|1я,.

(вода

или тяжелая вода)

или теплопередающей

поверх-

н0сти

(бериллий)

Реапоор, не

с0дер}кащий замед'[ителя'

назы_

вается

реа|оором

на

быстрь:х нейтронах, так

как

цепная

реа|щия

в нем

поддер}кивается

быстрь:ми

нейтронами.

(ритинеская

масса

реакгора

на быст-

рых

нейтронах

велика' но3ато

он обладаетдругими

преимуществами,

компенсирующими эт0т

недоста-

ток.

€ечение

погл0щения большинства материа-

лов сни)кается

до

не3начительной

величины при

высокой энергии

нейтронов,

и пара3итические

потери нейтронов на поглощение

других

мате_

риалах

булут

3начительно

меньше

реакторе

на

бьтстрых нейтронах,

чем в

реакгоре

на тепловь|х

нейтронах.

|!о

той

же

причине многие материалы'

например сталь,

которь|е

не могут

бьптьиспользо-

вань!

реакгорах

на

тепловь|х нейтронах'

при-

менимы

реа|оорах

на бьтстрьлх нейтронах.

.(ополнительным

преимуществом

реакгоров

та-

кого

типа

является

то' что бьлстрьле

нейтронь:

некоторой мере вь|зь|вают

деление

непосред-

ственно [1238 и ть232'

которь|е'

таким

образом,

известной

степени

участвуют

цепной

реакции

реа1сгоре

на

бь:стрьтх

нейтронах.

Фхладители

и теплоносители. 1епло.

вь[деля-

ющееся

при

делении

реакторе

большой мощ_

ности,

дол)кно

отводиться

с п0верхности тепло-

вь|деляющих элемент0в

циркулирующим

}*(идким

мвтАллуРгия

циРкония

11.

теплоноситёлсй!'|обь1чн0

в качестве

теплон0си-

телей

применяютлегкую

или

тя}келую воду, воз-

['}'],ж:'1д"'^пнатрий!{1^::]ч:::Р*.--*у111'

Ёс:|п

в 1<а!ёётв$:тепло

но

сител

име

н я ется л ег-

,я я' пл п'|!'!{#кёйЁ$,

в0да'

то в

некоторь|х

случаях

слу)кит

0сн0внь|м

замедли-

с такими же

техническими

требованиями'

чт0

$1Р,

но с

применением

качестве

охладителя

натрия. 3тот

реакт0р

с0держит ограниченн0е

количество

3амедлителя

и'

таким

образом,

рабо-

тает

на нейтронах, обладающих

энергией,

00РФ-

ме}кут0чной

между

энергией бьтстрьгх

тепл0вь|х

нейтронов.

Ёебольгшой экспериментальнь:й

гомогеннь:й

энергетическиг!

реактор

на

тепловь|х

нейтронах

работает

ФЁ.[|. Б

то

время

ка!к

описаннь[х

вь|1ше

реакторах

используется

твердое

топлив0'

)кидкие

или

твердь]е

замеш|ители

жидкие

охладители,

гомогенн0м

реакторе

одна жид-

ко.сть

вь1п0лняет. в-се три

функции.

Бодньтй

раствор

с0едицения, обогащенного

урана

цир-

кулирует

при

вь|соких"температуре

давлении

чере3 активную

зону

реактора

пар0генера-

тор. 1аким образощ;]эт0т'раствор

служит од-

новременно 3амедлителем' теплоносителем

бой':,

лите.'!

реки'{

Бнл

Брукхэвенская

1)!!'!.

1ршл.

ре0.

фяш:охлаждения

слу}кит

в0да

и3

[бйй;1;,к0торая

проходит

через алю-

с0дер}кащие

тепл0вь1деляющие

ется

обратно

реку

пос-

ивания

д]\я

сни)кения

ее

:,Реакгорьп

ФР{.}] и

Бнл1мень-

ё|,

графитовьтми

зап{едлителями

ием

через

них воз-

|затем

вь:брасьхвается

через

вьь

вь|ше

реакг0рь!

работают

на

топлив0м.

Фднако

первь|м энергети-

производившим

энергию

личествах'

х0тя

опь|тном

еаюор

на бь:стрь:х

нейтрон4х

Ёй

реатоор-ра3множитель

ввк,

|Ёациональной

станции

!ля

[|}бов

в ш.тт.:Айдахо.

Б'качеётве

[ёщ9'реакгорьт

[3]

представляют

со-

.лй$'г;феатоорьх

с графитовь:м

замед-

э?ом

реакторе

пр-именяют

)кид-

а'й1кёлий;

циркулирующий

по

к0нтуру'

в1с'1ючающему

ра''

цирщляци0ннь|е

:насо-

:[епло;

приносимое жидким

зонБп

реактора'

пе|:едается

'тр]

>кид(омфаллической

вгоринЁь:й

контур. }&д-

е1

[|!иносймое

металлом

тепло.

полРения

пара, прив0дящего

р.

Бь:ло

предло>ке!то

:й|]ого

Ёругих'

реал<торов,

но

д0

настоящего врёмёнй'основнь!ми

тепл0н0с|{-

телями

0стаются' за'"

немАбгими

исключения;\1и'

вода,

в03дух или

щелочнь|е

металль|.

ядвР_нь[в

сцо-й9твА

циРкония

}1аиболе9

цен$ь|м,ядеРчь'м'

ср9йс*ром

цирк0-

пия'

к0торое

привело к'его

исполк}ованию

реа{оорак

на теплбвьгх

нейфонах;'

является

его

йлре

-сечение

поглощедит;

$т:Рт9ций

мтя

реак-

торов

дол|>кен

бьпь' ис1йю*:*те.т1ьЁо[чис|ым

в от-

нойении

примесей

элещентов.

с большим сечением

пф|л9щени#.;

|{иркони{'{

л.ч9вдоддмцй

насто-

ящее

время'

.с.

сеч9нц9щ'

|]огл9|{94ия

||1енее

-о,2о'барА,'

требуёт особегтно

тщательн0го к0}{-

троля

йа Ёсех

стадиях'

производства.

.[ругие

важные

свойствЁ

этого

металла

'буАут

расс]}1от-

рены

ни)ке.

9дерные

характеристики

чистого

ц[|ркоц]|я.

{ирконий

имеет

п0рядковь[й

номер

40. |!рирод-

ный

цирконий

имеет

пять и3отопов

с масс0вь|ми

числами

90,

91, 92,94

96. Атомньтй

вес

цирк0ния

равен

9\,22.

табл..

1 приведень|

сечение

погл0ще|{ия

сечение

рассеяния

прир0дного

цирк0ния.

€ечение

погл0щения

циркония

(0,18

барн)

3начительно

них(е'

чем

таких

к0|{струкци0ннь|х

металл0в'

как

)келезо

(2,43

барн),

никель

(4,5 барн)

или медь

(3,59

барн). Фно вполне

срав-

нимо с сечением

п0гл0щения

алюминия

(Ф,2|5

барн)

магния

(0,059

барн).

[ирконий

обгта-

ру)1(ивает

сравнительно

низкую

ради0активн0сть

после

облуиения

реакт0ре.

|4зменения

общего

п0перечног0

сечения

цирк0-

ния

в зависим0сти

0т

энергии

нейтронов

|9]

тёпловых

нейтронах

для

подвод_

Р)

работает

на в0де

при

высокой

и'.,вь|с0к0м

давлении'

которая

нно в

качестве

замеш|ителя

'8ода'

проходит

чере3

замк-

контур,

включающий

ре-

генераторь|'

к0торь|х

тепло'

атстивной

з0нь1

реактора'

ис-

пол#;[ё!ёя

шля

выработки

пара

во вториином

!|0.,1ь|'уе'$ся

д'|я

выра0отки

пара

во вторичн0[ш

контурё!1||ар

приводит

действие

двигатель

корабй

ил7 турбогенератор,

производящий

электроэнергию

для

вспом0гательнь!х

целей.

Ре-

актор

на

пр0ме)кут0чнь|х

нейтронах

для

подвод-

ной

лодки

$!& является

другим

э}|ергетическим

реакт0ром'

построеннь[м

с0ответствии

примерно

}|а[1(|!о|]а,||,на>т

-;таборато_

гл.

циРконий

и вго пРимвнвнив

ядвРнь|х

РвАктоРАх

приведень|

на

фиг.

| и 2.

€редняя энергия

ней-

трон0в

реакгоре

на

тепловых нейтронах при

комнатной

температуре

составляет

ок0ло 0,03

эс,

т. е. ниже

уровня'

п0казанного

на

фиг.

[аблацс

[|оперевные

сечен!1я

циркон|{я

для

тепловьпх нейтронов

Размегы,

бслны

€ечение

поглощения

1д:я

неиронов

со

0,18*0,02

Ёсли

взять предельные

значения

поперечных

сенений,

указаннь|е

в таблице' то сечение

погло-

ц9чия

природного

циркония

булет лея{ать

ме)кду

0,206 и 0,352

барн, в

то время

как его истинн0е

скому

€ечение

рассеян|{.я

(р:я

неЁгронов

со

федлей

скоросг.ью по д{аксвеллов-

скому

Распредшлению)

|[аблшца

Фдержщие в

прпродноп

ц[{рконии

п сечен[|е

;

.,]'

:1.тд|гд-о.-щ"с;]#п ;;!кто,

Рч

щ{

к9нпя,,

о!

8+1 !

51,5

11,2

17,1,

11,4

2,9

0,1

*0,07

1,5

+0,12

0,25*0,08

0,08*0,04

0,'

*0,!

}

€

Фиг.

2. РФультатът

измере[!ия полного

се.1ения

цир-

кония

при

энергии нейтронов от

0,01

до

100

лэс.

. Более

подробные

данные

см.

[9!.

3начение

равно

0,18

0,02. €ледрвательно'

одно

или

несколько

значений в табл.2 завыцень[':

.(ан-

нь:е

табл.

взять: из

[в].

Аанньте

табл.

также

взять| из

[8]'

но

поправкой'

сделанной' ||оме-

рансом [10].

14спользованный ||омерансом способ

измерений описан в

раб0те

[10].

.[ополнительные

даннь1е

ядернь1х

свойствах приведень|

[11].

пРимвси в

циРконии

?ак как последующие

главь| п0священь|

основном

поАРобному

обсРкдению

свойств

цир_

к0ния' сведения'

излагаемь|е

в настоящем

ра3_

деле'

по своему

характеру

0бъему являются

предварительнь|ми.

|афний

цирконии.

Бсе

циркониевь|е

рудь|

содер)кат

гафний

обь|чно

в к0личестве !_3%

1Ф

табл. 2 приведено

пр0центное с0держание

ка)!(дого

и3отопа

природном

циркон|4!4

14 се-

чения

поглощения

отдельнь[х

изотопов. ||огло-

щение

нейтронов

протекает

,ка)кдом

случае

п0

реакции

(п,

у).(ак

видно

из

таблицы,7|9о |х

7т9|

прха

п0глощении

нейтрона

образуют ста-

бильнь:е

изотопь|

2г91 |1

7гч2 соотве!ственно,

7гп,

7тэ! п

2т8в образуют

и3от0пы

|193, |у95'ц |у97,

которые

явля!сгся нестабильнь!ми

и подверга-

ются

радиоактивному /-распаду

с пери0д0м

по-

лураспада

5 млн. лет'

суток

и 17 час.

соот-

ветственно

; $-распад

7т9б п

2г97

сопровождается

7-_

и3лг{ением.

у изотопа

7[9б,

кр0ме

т0го'

обнару>кено

явление' известное п0д на3ванием

внрренней

конверсии,

зак.]]ючающееся

в т0м' что

избь:ток

энергии'

которьтй при

нормальнь1х

усло-

виях

приводит

к испусканию

/-кванта,

иногда

затрачивается

на

испускание

электр0на с высокой

скоростью

из планетарной

системь|

ат0ма.

Ёеточ-

ность

значений поперечных

сенений,

приведен-

ных

в табл.

является

следствие}1

недостаточ-

ности

даннь|х

и трудности

получения

чисть|х

и3отопов

количествах'

п03воляющих

проведение

точных

измерений.

€одерхсаннс,,

€ечсние ]юглоще-

-.н'1я'барны'.'

мвтАллуРгия

циРкония

(гл.

3).

!ирконий

гафний весьма сх0днь1 по

св0им химическим

свойствам

немогут

бь|тьразде-

лены

обь:чном

пр0цессе

восстановления (гл.4).

9истьпй

гафний

имеет

большое сечение погло-

щения'

равное

|\5

барн,

поэтому

при

обьпнном

содер}кании

гафния

цирконии

среднего

ка-

чества

поперечное

сечение

циркония

увеличи-

вается

от 0,13

барн

ло

3начения'

превь1!шающего

барн.

||оэтому

в пр0и3водстве

цирк0ния для

реакторов

необходима

операция

удаления

гаф-

ния.8

настоящее время производится

цирконий,

содер)кащий около 0'0|оь

гафния;

такое

коли-

чество гафния

увеличивает

поперечное

сечение

циркония

весьма

незначительно.

[ругие

примеси в

циркони[!.

€одер>кание

при_

месей,

ухудшающих

коррозионную стойкость,

конструкционнь!е свойства

или обрабать|ваемость,

цирконии !!я

реакторов

дол)кно

быть неболь-

:шим

(гл.6

и 7). !(роме того' содер)кание

примесей

дол)кно

0ыть сни)кено

до

таких

количеств,

кото-

рь|е

не

увеличивали

бьт 3аметно сечение

погло_

щения.

йногие

обь:чньле

элементы имеют

попе_

]

речные

сечения

менее 5 барн,

содер)кание

таких

элементов порядка

|,\о/, в

качестве

примесей

или

компонентов

циркониевь|х,сплавов

вполне

до-

:пустимо.

Ёекоторые элементы'

особенно бор и

1картий,

имекуг'

&ак

и гафний,

иск.,1ючительно

;боль:шие сечения

;

содер)кание таких

элементов

]обыино

поддерх(ивается

от|ень н|д}к}1м.

]

;

,!:

" ..:,

:!|.

н!ядврнь!в

свойствА

циРко

нп;

1[ирконий

является

ценным

реа|ФоРным

мате-

риалом''

'пбо,

щоме

благоприятных

ядернь|х

свойств,

он обладает

превосходной

стойкостью

пРотив

коррозии и хорошими механическими

свойствами.

'..

(оррозионная

втойкость.

}(ак

уже

отмеча-

лось'

цирконий

высокой степ.ени

чистоты

ш|я

реакгоров

был полунен

целью

использовану|я

реакторе

на тепловых

нейтронах

д'|я

подводной

лодки ($тк),

кот0ром

качестве

теплоносителя

слу}|(ила

вода, нагретая

до

вь|сокой темпера-

турь!.

|-[ирконий

условиях работы

реакторе'

изменяющихся

в широких пределах

(гл.

11),

обладает

исключител1ной стойкостью

против

(Ф!!03ии;

]}1еханические

свойства. €огласно

обычнь:м

щебованиям,

реакторнь:й

материал

должен

легк0

поддаваться

обработке'

иметь

достаточно

х0р0_

ш_ую

прочность

пластичность

при

рабоиих

тем_

:еРатрах

.и

вь|сокую

стойкост|

п|отив терми_

ческих

напря}кений.

Б гл.

показано, что

меха-

нические свойства

циркония

.вп0лне

удовлетво-

рительнь1.

гл.

6 и 7 обсужлаются

другие

свой-

ства металла,

влияющие на

его

обрабатывае-

мость и прочность.

Бьтделение

тепла на

единицу объема

реа|сгора

йастолько велико' что

разн0сть

температр ме)кду

центром

поверхностью

даже

в тонких

сечениях

тепловыделяющих

элементов

мо}кет быть значи-

тельной.

1ермииеские

напряжения' вычисленные

для данной

геометрической

формь[

количества

вь!деляющегося

тепла с

помощью теории

упру-

гости, в первом

приближении пропорциональнь|

Ёа|*,

где

Ё_модуль

упругости,

с_коффи-

циент

расширения

уц

коффициент

тепло-

проводности. |4сключительно низкий коффи-

циент

расширения

,и небольшой

модуль

упрг

гости

циркония

(гл.

10) компенсируют

отно-

сительно малую

его

теплопроводность' вследствие

чего величпна

Ёо|[с

д'|я циркония

несколько

лучше'

чем

для

стали.

[

|{ирконпй

улуч[ценными

свойствашн.

8 боль-

шинстве случаев'

когда

чистый металл

удовлет-

воряет предъявляемым

механическим

требова-

нпям'

введение

легирующих

добавок

или

термо_

обработка,

как

показРвают

металловедческие

исследования,

0ткрывают

пути

ш|я

получения

металла

еще

лучшими

харакгеристиками.

8 настоящее_ время.

йдет

разработка

новнх

циркониевыхсцл4Р9ц'!&{_9рща8цедью0беспечить

будущее

развцщё реаФо.:р9щое'ция;

5оторче

мо-

>л(ет

предъявить

цирко_шию

новь:е и-боле9,жФт_

кие

тр

е бов?Ё

}191

в}0]1Ф:!аюди

е'

нафцшер, болщ!о

сопротив.,|ение

усталосщ

или высокиЁ

предел

ползучести.

_', ,'',,

пРимпнвнив

циРкония

в РвАктоРАх

8есьша

су!1€стБсвно, ит0бь:

металлы, 'прише_

няе]у.ыев выделяющей

тепло

активной

зоне

реак_

т0га'

и]тели

'|!алое

сечение

п0глсщения.

3ти ие_

таллы

иш€ют следуюшие

назначения

|. 9лэ

жат

кснструкционны}'и

материалам|1.

2. 8 качестве

легирующего

металла

увеличи_

вают

объем

плъ1'4зменяют свойства

топлива.

3. 8

качестве

оболочки защишают

т0пливо

от

к0нтакта

с теплон0ситедем,

чтобы

в0спрепят-

ствовать

его 3агрязнению

ради0активны'|4и

про-

дуктами.

реактсрах,

работаюших

при

низких темпе-

ратурах'

все три

на:начения

м0жет

вь|полнять

алюшиний,

н0

для

реактср0в

на

тепловь|х

нейтро-

нах'

работаюших

при

вь]с0ких

температурах'

приг0днь|,

п0_видимому' только

ширксний

бериллий.

конструкци0ннь

металль|. 1еплс

вьтделяюш

ие

элементьт

дслжнь]

быть точно

размещень|

на-

гл. |.

циРко\1ий

вго

пРимвнвнив

ядвРнь!х

РвАктоРАх

де)кн0

3акреплень|

в определенном

п0л0)кении

;

по мере

расх0дования

топлива }|х

не0бходимо

3аменять.

.[ля

уловлетв0рения

этих

требований

необходимо

иметь

с00тветствующую

}1еталли-

ческую конструкцию.

Б )(энфорлских

реакторах'

прои3в0дящих

плутоний, в

канестве

3амедлителя

слу)кит

графит,

качестве

ох.]|адителя

вода.

Бода

проходит

через алюминиевые

трубки,

Р?3-

мещеннь|е

в графите

подобно трубкам теплооб-

менника,

топливо точно

центрируется

них.

этом.случае

трубки

не

несут самост0ятельной

нагру3ки'

так

как

покоятся

на графите'

н0

они

должнь[

иметь

достаточную

прочность, чтобы

выдер)кивать

3начительное

внгреннее

гидравли-

ческое

давление

и слунайные

механические толч-

ки.

Б экспериментальнь|х

графитовьтх

реакторах

с воздушным

охлах(дением

моя<но обойтись

без

трубок;

в этом

слг{ае тепловыделяющие

эле-

менть|

размещаются

ох.,1а)кдаемь|х

во3духом

каналах

без обго:адки,

сделанных в

графите.

низкотемпературном

реакгоре

другого

типа в

качестве

замедлителя используется

тя)|(елая

вода.

Фбычно

тях(елую.воду

помещают

в алюминие-

вый

б{к

[ё1али'

3нрренней

к9нструкции

м0гут

бьггь

такясе

выполненьп

из алюминия.

8сли

повыситЁ

рабоную

темперацру

таких

реакторов'

т-о

вцд9ляю_щеес4

тепдо мо}(ет исполь-

1овать6я

шя'йолфений'

эн6ргйй.

Фднако,

чтобы

это оказалось

экономически'выгодным'

рабоная

температура

дол)|(на

быть значительно

вы!'ше того

уровня'

который

обусловливается

ограниченной

прочностью

коррозионной

стойкостью

алюми-

ния при вь|соких.температурах.

Б этих

усл0виях

было

предложено примевять

цирконий.

€плавьп

циркония

ураном.

,(,ля

достижения

критического состояния

небольших

реакторах'

ра

ботающих

на

обогащенном

уране,

треб-уется

все-

го

лит|]ь

несколько

килограммов

урана.

\ ке

урана

занимает

объем около

см3,

а в энергетическом

реакт0ре

ка>кдый килограмм

урана

дол>кен

бьлть

распределен

в большом

объеме,

итобь| с03дать

неи3меняющуюся

поверхность,

способную пере-

давать

по

крайней

мере 2,52

'106 ккал|пас.

3то

достигается

сплавлением

небольш0г0

коли-.

чества

урана

подходящим

металлом'

чтобьт

получить

больгшой объем.

Аля

применения

при

низких

температурах

приг0ден

алюмхлний;

0н

исп0льзуется

реакторе для

испь1тания

мате-

риал0в

(мтк)

Ёацтаональной

станции испь|та-

ния

реакторов.

Реакторьт,

работающие

на природном

уране'

с0держат

мн0г0

тонн

урана'

п0этому

нет необ-

ходимости

добавлять

нему

разбавитель.

Фднако

чистый

уран

обладает

некоторь|ми

неблагопри-

ятнь|ми

свойствами.

Фн очень

легко

к0рр0дирует

в0де

окисляется

на

в03духе.

||ри комнатной

температуре

устойн:ава ромбииеская

с-фаза, у1

поэтому

для

пр0катанного

или вь|давленн0го

ура-

на характерна сильная

аг|изотроп||я свойств.

Бследствие

этого

размерьт

изделий

из такого

у1]ана

и3меняются

при колебаниях

теп{пературь|. [{роме

того' при

температурах

660

и 760" с00тветственн0

уран

подвеР{ен

7-превращению;

эт].{

температурь| лежат в области, представляющег!

интерес

при

эксплуатации энергетических

реак-

торов. 1аким

образом,

существуют важнь|е

при-

чинь|

для

разработки

богать:х

ураном

сплав0в с

улуч1шенной

коррозионной

стойкостью

или бо-

лее благоприятными

физииескими

свойствами.

||редпонтение

должн0

отдаваться легирующим

элементам с маль|м

п0перечнь|м

сечением

и, если

цирконий

мо)кет

улуч!шить

свойства

урана'

он'

безусловно'

дол)кен

рассматриваться

как жела-

тельная

добавка.

}]|1лагшрование.

(ак

указано

выш

е'

ур

н н

ел

ьзя

[юдвергать

непосредственному

действию

в0дь|

или

во3духа'

так

как

он быстро

корродирует и

окисляется.

Ёепосредственный

контакт

урана

ине_ртныи теплоно

сителем

та

к)ке

мо

)[(ет

ка3аться

недопу:стимым',

так

как

продукты

деления

пов9р*но_Фи

'урана

;

церейдщ]

Ё'

теплоносител5'

что приведет

заражению

активностью внешней

систейы. ||оэтому

в большинстЁе

еакторов тепл0-

выдеяяю'цие

элементы

за!Ф[ючены

оболонку или

плакировань|

подходяФий

рп'}|р1ой цели

метал-

лом. |1рименение

алюминиевых оболочек

уже

было отмечено. 8

ре'акторах

на'быстры*

|1 ||!0:

межуточнь|х

нейтронах

применяется

нерх{авею-

щая

сталь, но

реакторах

на

тепловь[х нейтронах

ее исполь3уют в

редких

слРаях

из сооброкений

эк0номии

нейтронов.

!дерньте

реакторь| рассчитань|

на

вь|деление

большого

количества тепла на единицу

объема.

€корость тепловь!деления

на единицу объема

топлива

и ск0рость теплопередачи с

единиць1 п0-

верхности т0плива намн0го

превосх0дят

с0от-

ветствующие скорости

в любь:х

других

промь|ш-

ленньтх

процессах.

1епло

дол)кн0

передаваться

0т

топлива

к оболочке'

поэтому существенно' что-

бьт

межА}

ними

бьтл хороший

контакт' ибо

дажсе

местн0е отсутствие

к0нтакта может

вь|3вать пере-

грев и п0вре)кдение.

реакторах

применяют

тепловь|деляющие

элементь|

различной

степенью

связи т0плива

и оболочки:

от

простог0

механи-

ческого

к0нтакта

до

совер||]енного сцепления'

д0стигнут0го.

металлургическим путем. Б п6рах

цирконий-уран

0тсутствуют интерметаллические

с0единения

и легк0плавкие

фазь:

или эвтектики'

наличие полной

раств0римости

в области

куби-

ческой объемноцентрир0ванной

фазьт

делает

впол-

не в0зм0}к|{ь[м

достижение

п0лн0го

сцепления и

создает наибольшую

гарантию пр0тив |!0Б|]0){х-

дения.