U-MO合金的加工和表征.ppt

U-MO合金的加工和表征,李林阳,复合材料核燃料的重要性,基于复合材料的核燃料更新了核能的时代。 铀合金已经被认为是最有前途的核分散材料。 目前在用于核能发电加压水反应堆最流行的核燃料是由一系列二氧化铀(UO2)颗粒进入锆合金(锆钇合金)管组成的，这个管被称为燃料棒。,本文研究在铸态和热处理条件铀合金的微观结构,色散型核材料是由铀基材料(或其他核材料)的粒子分散到一个金属、陶瓷或石墨矩阵组成。这些复合材料是燃料组分的核心。 在目前的研究中,我们调查处理U-Mo合金的加工过程并通过原子吸收光谱学、扫描电镜和x射线能量色散光谱和x射线衍射来表征它们的化学成分和微观结构。,考虑其晶体结构、U展现三种同素异形的形式:一个α相(斜方晶系的)稳定到668°C;β相(正方)稳定从 668°C到775°C,和γ相(体心立方)从775°C到熔点。核燃料应用中,γ相是首选是由于其各向同性和在热循环和辐照条件下是稳定的。 一些合金元素溶于γ- U,可以增加这个相的热力学稳定性,如钼、铌、钛和锆。其中,U-Mo系统具有更大γ铀的成分范围。图1显示了U-Mo二元体系的相图，在其中可以观察到广泛的稳定γ相的固溶体大约40%的Mo。尽管如此,但是也很明显,在室温下γ相不是热力学稳定的。,研究的合金有以下成分:U-7%Mo,U-8.5%Mo 和U-10%Mo。这些分析表明合金主要是单一相，它们的微观结构由γ(U,Mo)固溶体组成。氧污染和氧化相夹杂物的存在也能观察到。对Mo含量和热处理对合金的微观结构的影响也进行了讨论。 在氩管式炉进行热处理。首先,样本以15°C /分钟的恒定速率加热到1030°C并且保持在此温度330分钟。让这些样本在水中淬火。铸态和热处理合金的特性是由x射线衍射,使用铜- 镓α辐射展现出来。通过扫描电子显微镜分析了它的微观结构。,在铸态和热处理条件下U-7%Mo, U-8.5%Mo, 和 U-10%Mo合金的x射线衍射图案,扫描电镜(SEM)和X射线能量色散谱分析(EDS),,,SEM结果表明,合金的大多数区域是均匀的,但是有一些高氧污染(氧化物)和铀丰富的地区,这可以在图3、4、5、6看到。 从EDX结果中可以看出来，较轻的相(Ⅰ)(固溶体矩阵)有着低氧浓度和理想的钼浓度。相(Ⅱ)富含氧气和低的钼浓度，在这个相中钼减少而氧气的浓度从2.5%(Ⅰ相)增加到约为14%。另一个相(Ⅲ)几乎是纯U。这些地区可能出现在处理过程中未完全熔合的U(即纯铀到钼)。这些铀颗粒形成后不溶解，甚至在热处理后也不溶解，在所有的扫描电镜图像都可以看到这些颗粒。,我们可以在整个合金中观察到这些相,但第Ⅱ相更集中在铸块表面附近。U2Mo相有一个包含13.6到15.3%的钼的成分。这些结果又很好的符合XRD图案，证实了γ相甚至在铸态样品都能维持。每个相的成分被展示在表1,2和3中。热处理后,仍然可以清楚地看到被污染的区域,如图中所示。,4结论,在这项工作中合金获得的结果表明,在室温下只需要往铀中添加7%的钼就可以获得γ相,尽管这个相可能是热力学不稳定的。从作为核燃料应用的角度来看,这一结果是非常有意义的。然而，需要优化获得这些合金的过程，以便减少这个过程中的氧化物污染。,,,,,,,,,,,