урана сплавы

УРАНА СПЛАВЫ

сплавы на основе урана. Применяются гл. обр. в качестве ядерного топлива в тепловыделяющих элементах (твэлах). Использование чистого урана ограничено из-за плохих мех. свойств. У. с., особенно подвергнутые термич. обработке, отличаются от чистого урана более высокими мех. свойствами, что обусловлено образованием в них твердых растворов или интерметаллич. соединений с легирующими элементами.

Элементы, входящие в состав У. с., должны обладать ми-ним. величиной сечения захвата нейтронов, что позволяет уменьшать загрузку в реактор обогащенного урана. Особое внимание уделяется совместимости сплавов с материалом оболочки твэлов при рабочих температурах, а также их обрабатываемости.

У. с. условно делят на две группы. В первую входят сплавы с элементами, обладающими малой растворимостью в фазе: Nb, Zr, Ti, Pu, Hf — полная взаимная растворимость, Mo, U, Re и др. — растворимость более 10 ат. %.

Диаграмма состояния системы U-Mo.

На рис. приведена, как наиб. характерная, диаграмма состояния системы U-Mo. Сплавы, содержащие до 33,3 ат. % Mo, в равновесном состоянии при нормальных условиях имеют структуру . При закалке в сплавах с относительно небольшим содержанием Mo образуется мартенситная структура пересыщенного твердого раствора на основе

-фазы.

-фазы небольшим моноклинным искажением ромбич. ячейки. Элементарная ячейка γ^S-фазы основана на удвоенной по всем направлениям объемноцентрированной кубич. ячейке γ-U (а = 0,6884 нм для сплава с 12,4 ат. % Mo, пространственная группа Im3m, z= 16) и содержит 16 атомов в неупорядоченном состоянии, 8 из которых на ~ 0,001 нм смещены в направлениях осей третьего порядка. Структура γ⁰-фазы для сплава с 10,5 ат. % Mo (а = 0,6960 нм, с = 0,6782 нм, пространственная группа I42m, z = 16) отличается от γ^S-фазы небольшим тетрагональным искажением ячейки; при этом величина смещения атомов возрастает до ~ 0,002 нм.

В зависимости от содержания Mo в сплаве происходит также изменение межатомных расстояний в структурах мета-стабильных фаз и соответствующее изменение твердости закаленных и отпущенных сплавов. Все эти изменения приводят к снижению твердости закаленных сплавов в области a:-фазы, несмотря на то, что легирование Mo увеличивает прочность сплава.

У. с. хорошо сохраняют мех. прочность при повышенных температурах, отличаются коррозионной стойкостью в воде при высоких давлениях и температурах; изделия из них не изменяют форму и размеры при облучении и колебаниях температуры. Сплавы, содержащие до 10 ат. % Mo, после закалки из области γ-фазы и послед, отпуска при 400–450 °C характеризуются высокой твердостью по Виккерсу (до 570 HV).

Наиб. высокими мех. свойствами обладают трехкомпонентные (тройные) сплавы, легированные Mo и Nb, Mo и Zr, Mo и Ti, Nb и Zr. Тройные У. с. по прочности не уступают высокопрочным легированным сталям (UAl₄ вводят до 3% Si. Эти сплавы хорошо удерживают газообразные продукты деления и имеют высокую радиационную стойкость.

В У. с. с актиноидами Np и Pu, наиб. близкими к U по электронной структуре и величине атомных радиусов, образуется непрерывный ряд твердых растворов на основе γ-фазы U, а также широкие области твердых растворов на основе β- (до 26 ат. % Np и ~ 20 ат. % Pu) и a-фазы (до 43 ат. % Np и ~ 15 ат. % Pu). Сплавы U-Pu являются основой для т. наз. смешанного ядерного топлива.

В качестве исходного материала для облучения в реакторах с целью производства Pu используют т. наз. нормализованный уран — малолегированные сплавы U с содержанием (по массе) 0,04–0,12% Al, 0,02–0,04% Fe и 0,03–0,11% С либо 0,01–0,05% Fe и 0,01–0,03% Si; такие сплавы обладают мелкозернистой структурой и повышенными, по сравнению с нелегированным U, мех. свойствами.

У. с. получают гл. обр. путем совместного плавления компонентов в вакуумных индукционных или дуговых печах, а также методом электроннолучевой плавки. Из У. с. методом литья или обработки давлением изготавливают тепловыделяющие элементы, детали контейнеров для хранения радиоактивных источников, некоторые детали самолетов (гироскопы, лопатки турбин, балансиры), наконечники бронебойных снарядов; применяют их также в качестве защиты от излучения ядерных реакторов.

^{Лит.: Сокурский Ю.Н., Стерлин Я.M., Федорченко В.П., Уран и его сплавы. M., 1971; Вопросы атомной науки и техники, сер. Материаловедение и новые материалы, под ред. H. T. Чеботарева, в. 3, М., 1990; Кац Дж., Сиборг Г., Морес Л., Химия актиноидов, пер. с англ., т. 1, М., 1991.}

_{Н. Т. Чеботарев}