Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Особенности взаимодействия топливной композиции уран-молибден-продукты деления с алюминиевой матрицей при наличии барьерных покрытий

Диссертация: Особенности взаимодействия топливной композиции уран-молибден-продукты деления с алюминиевой матрицей при наличии барьерных покрытий
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

При использовании низкообогащенного топлива происходит значительное снижение глубины выгорания из-за уменьшения объемного содержания делящегося нуклида и. Для минимизации некоторых отрицательных последствий перехода на низкообогащенное топливо было предложено использовать в качестве топливных частиц высокоплотную композицию и-9мас.% Мо, диспергированную в алюминиевой матрице. По сравнению… Читать ещё >

Особенности взаимодействия топливной композиции уран-молибден-продукты деления с алюминиевой матрицей при наличии барьерных покрытий (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ГЛАВА 1. ОСОБЕННОСТИ ПРРШЕНЕНИЯ НИЗКООБОГАЩЕННЫХ ДИСПЕРСНЫХ ТОПЛИВНЫХ КОМПОЗИЦИЙ В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ
    • 1. 1. Сравнение различных типов низкообогащенных высокоплотных топливных композиций
    • 1. 2. Свойства уран-молибденовой топливной композиции
    • 1. 3. Реакторные испытания высокоплотной композиции и-(9−10) мае. %Мо
    • 1. 4. Особенности механизма взаимодействия в топливной композиции и-Мо—А
    • 1. 5. Различные подходы к снижению взаимодействия топливных уран-молибденовых гранул с алюминиевой матрицей
      • 1. 5. 1. Легирование топлива и матрицы
      • 1. 5. 2. Формирование на И-Мо гранулах защитных покрытий
      • 1. 5. 3. Формирование на и~Мо гранулах металлических. защитных покрытий
  • Выводы по главе 1
  • ГЛАВА 2. ТЕРМОДИНАМИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ ФАЗОВОГО И КОМПОНЕНТНОГО СОСТАВА УРАН-МОЛИБДЕНОВОГО ТОПЛИВА И МАТЕРИАЛА БАРЬЕРНОГО ПОКРЫТИЯ
    • 2. 1. Различные подходы к выбору материала барьерного покрытия топливных уран-молибденовых гранул
    • 2. 2. Термодинамическая оценка устойчивости гетерограниц топливо — барьерный слой — алюминий"
    • 2. 3. Термодинамический расчет фазового и компонентного состава и—Мо топлива при больших уровнях выгорания
  • Выводы по главе 2
  • ГЛАВА 3. МОДЕЛЬНОЕ УРАН-МОЛИБДЕНОВОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
    • 3. 1. Состав продуктов деления в и-Мо топливе в зависимости от выгорания
    • 3. 2. Методика создания уран-молибденового. модельного ядерного топлива
    • 3. 3. Аттестация образцов модельного ядерного топлива Ц—Мо, и-Мо—Мш и и-Мо-Мш-(Сз, I)
    • 3. 4. Микротвердость фаз образцов и~Мо и И-Мо-Мш
    • 3. 5. Рентгеноструктурный анализ сплавов модельного ядерного топлива
    • 3. 6. Теплопроводность уран-молибденового модельного. ядерного топлива
  • Выводы по главе 3
  • ГЛАВА 4. ПУТИ ЗАЩИТЫ УРАН-МОЛИБДЕНОВЫХ ТОПЛИВНЫХ ГРАНУЛ
    • 4. 1. Термические испытания уран-молибденового модельного ядерного топлива с алюминиевой матрицей
    • 4. 2. Термические испытания молибденового барьерного покрытия с алюминиевой матрицей
  • Выводы по главе 4

Актуальность проблемы.

В соответствии с Федеральными целевыми программами «Развитие атомного энергопромышленного комплекса», «Ядерные энерготехнологии нового поколения» предусматривается дальнейшее ускоренное развитие атомной энергетики на территории Российской Федерации.

В настоящее время наблюдается повышенный интерес к энергетическим реакторным установкам малой и особо малой мощности (АСММ). Основное назначение реакторных установок АСММ — получение тепловой и электрической энергии в течении длительного времени, кампания в этом случае может длиться 10−15 лет, что может быть достигнуто путем снижения энергонапряженности топлива приблизительно до 50 МВт/м2. При этом ключевым моментом продленной топливной кампании является повышение энерговыработки топлива, т. е. более глубокое выгорание, достигающее значений (120−150) ГВт-сут/т U.

Активизировались усилия по проектированию и строительству исследовательских ядерных реакторов (ИР) в странах третьего мира с небольшой и.

1 л л средней плотностью потока нейтронов (не более 10 н/(мс)). Однако, согласно требованиям международной программы RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors) для обеспечения режима нераспространения ядерных материалов в указанных типах реакторов необходимо использовать только топливо пониженного обогащения (не более 20% по изотопу «U).

Основным назначением исследовательских реакторов является получение потоков нейтронов высокой плотности, поэтому ИР эксплуатируются при весьма больших удельных мощностях энерговыделения активной зоны и высоких выгораниях (до 200 ГВт-сут/т U). В этой связи можно заключить, что основные эксплуатационные характеристики АСММ и ИР в значительной степени определяются тепловыделяющими элементами (твэлами). Таким образом ставится задача создать новое поколение дисперсных твэлов с большей загрузкой по ядерному топливу, более низким обогащением, повышенными эксплуатационными характеристиками (прежде всего по выгоранию и геометрической стабильности) и надежностью.

При использовании низкообогащенного топлива происходит значительное снижение глубины выгорания из-за уменьшения объемного содержания делящегося нуклида и. Для минимизации некоторых отрицательных последствий перехода на низкообогащенное топливо было предложено использовать в качестве топливных частиц высокоплотную композицию и-9мас.% Мо, диспергированную в алюминиевой матрице. По сравнению с использующимися •ранее в ИР топливными композициями (1Ю2, иА1х, и3812) указанное топливо обладает рядом положительных свойств такими как: большая теплопроводность, высокое содержание делящегося изотопа в единице объема топлива, хорошие радиационные свойства.

Основным фактором, сдерживающим использование указанной композиции, является взаимодействие между и-Мо гранулами и алюминиевой матрицей при высоких уровнях выгорания. Исследование свойств облученного Ц-Мо топлива является достаточно сложной задачей, поэтому данные по влиянию различных факторов на особенности взаимодействия топливной композиции и-Мо и алюминиевой матрицы немногочисленны.

В последнее время в качестве альтернативы дорогостоящим и трудоемким исследованиям облученного топлива в горячих камерах нашло широкое применение модельное ядерное топливо (МЯТ). Использование МЯТ позволяет с высокой степенью точности исследовать такие важные параметры как: глубина выгорания, влияние отдельных групп продуктов деления (ПД), выделение вторых фаз и т. п. на изучаемые свойства облученного топлива. Кроме того, свойства МЯТ можно изучать в лабораторных условиях посредством применения стандартные методик и оборудования и при этом снижая затраты на проведение исследований.

В этой связи возможность изучения свойств модельного уран-молибденового топлива, а также выявление особенностей его взаимодействия с материалом матрицы является актуальным направлением исследований.

Цель работы.

Целью работы явилось выявление закономерностей взаимодействия уран-молибденового ядерного топлива с алюминиевой матрицей и обоснование состава защитного покрытия на дисперсных гранулах TJ-Mo. ч.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

— проанализирован изотопный состав продуктов деления уран-молибденового топлива;

— разработана методика изготовления модельного ядерного топлива и проведены термические испытания покрытий с алюминиевой матрицей;

— проанализировано физико-химическое взаимодействие сплава U—Мо с материалом матрицы;

— проведены термодинамический анализ сложных систем «топливная гранула-барьерное покрытие», «барьерное покрытие-алюминиевая матрица» и выбор защитного покрытия;

— исследованы теплофизические свойства экспериментальных образцов модельного ядерного топлива.

Научная новизна и практическая значимость работы.

• Впервые проведен расчет изотопного состава отработавшего уран-молибденового топлива в составе дисперсных топливных композиций с алюминиевой матрицей путем адаптации программного комплекса SCALE, применяемого для расчета изотопного состава оксидного ядерного топлива легководных энергетических реакторов.

• Впервые с помощью термодинамического анализа проведена оценка устойчивости фаз в сложных химических системах, которыми в твэле являются «топливные гранулы — барьерный слой — алюминиевая матрица», и показано, что из ряда материалов (U02, UN, UC, SiC, A1N, A1203, Mo), использующихся в качестве барьерных покрытий, наиболее перспективным слоем является молибден на топливных U—Мо гранулах.

• Обоснован выбор имитаторов продуктов деления на основе их объединения по химическим свойствам в группы-аналоги, что позволило сократить количество вводимых в модельное топливо имитаторов с 30 до 8, упростить технологию его создания, заменить такие токсичные элементы как плутоний, америций, кюрий их химическим аналогом церием.

• Разработана методика изготовления модельного уран-молибденового топлива, содержащего имитаторы продуктов деления. Предложена технология введения редкоземельных элементов методами порошковой металлургии, а химически-активных продуктов деления (цезия и йода) в связанном состоянии посредством отжига образцов и~Мо в контакте с йодидом цезия.

• Проведены термические испытания диффузионных пар «модельное ядерное топливо — алюминиевая матрица» и «молибден различной чистоты — алюминиевая матрица» при 300−660 °С. Показано, что чистота молибдена не влияет на рост величины слоя взаимодействия «барьерный слой — алюминиевая матрица», а наличие имитатора химически-активного продукта деления цезия влияет на рост величины этого слоя взаимодействия. Показана возможность снижения влияния газообразного цезия на взаимодействие путем легирования уран-молибденовой композиции добавками теллура. Отмечена целесообразность создания барьерных покрытий электролизом.

• Определены теплофизические свойства (температуропроводность и теплопроводность) уран-молибденового топлива без имитаторов продуктов деления вплоть до 1100 °C.

Теоретическая и практическая значимость работы заключается в том, что результаты исследования позволяют:

• Оценивать с высокой точностью изотопный состав отработавшего уран-молибденового топлива. Полученные результаты согласуются с результатами радиохимического анализа отработавшего металлического ядерного топлива. Расхождения составляют около 10%, а при определении концентрации тяжелых элементов (Ри, Аш и т. д.) около 20%.

• Имитировать фазовый и химический состав в модельном уран-молибденовом ядерном топливе при сверхвысоких выгораниях без применения дорогостоящего облучения в каналах исследовательских реакторов.

• Исключить необходимость проведения дорогостоящих исследований (металлографических, теплофизических и др.) облученного уран-молибденового топлива в горячих камерах за счет проведения физико-химических исследований на образцах модельного уран-молибденового топлива.

• На основании термодинамических расчетов определять устойчивость сложных систем «уран-молибденовое топливо — защитное покрытиеалюминиевая матрица».

• Снизить влияние газообразного осколочного цезия путем введения в топливную композицию теллура, который образует с цезием устойчивые соединения — теллуриды.

• Применять в качестве защитного слоя молибден, как материал, совместимый с уран-молибденовым топливом и алюминиевой матрицей.

• Экономить на производстве полномасштабных дисперсных композиций для термических испытаний, проводя испытания раздельно диффузионных пар «уран-молибденовое топливо — алюминиевая матрица», «топливобарьерное покрытие» и «алюминиевая матрица — защитное покрытие».

Основные положения, выносимые на защиту.

Результаты расчета изотопного состава уран-молибденового низкообога-щенного топлива, полученные путем адаптации прикладного пакета программ SCALE для нейтронно-физического расчета при различных плотностях потока тепловых и быстрых нейтронов, уровнях выгорания и продолжительности топливной кампании.

Результаты термодинамических расчетов совместимости материала защитного барьерного покрытия — топливной уран-молибденовой композиции и алюминиевой матрицы.

Разработанная методика создания модельного уран-молибденового топлива, содержащего имитаторы продуктов деления в количестве, соответствующем выгоранию (120−200) ГВт’сут/т и.

Результаты измерений теплофизических характеристик модельного уран-молибденового ядерного топлива.

Методика термических испытаний совместимости молибденового барьерного покрытия с материалом топливной композиции и с алюминиевой матрицей, в том числе при наличии химически-активных продуктов деления (цезия и йода).

Достоверность научных положений, результатов и выводов.

Полученные результаты в части расчета изотопного состава и проверки совместимости различных барьерных покрытий с материалами топливной гранулы и алюминиевой матрицы подтверждаются известными теоретическими данными. Экспериментальные результаты, разработанные методики и результаты, полученные разными методами исследования, согласуются между собой и с экспериментальными результатами других авторов.

Личный вклад автора.

Основной объем экспериментальных результатов в части получения уран-молибденового модельного ядерного топлива и исследования его свойств, выявление особенностей взаимодействия модельного топлива и барьерного молибденового покрытия с алюминиевой матрицей, представленные в работе, получены лично автором. Соискатель принимал участие в постановке задач, ней-тронно-физическом расчете изотопного состава, разработке и усовершенствованию методик по созданию модельного ядерного топлива, его термических испытаний и анализе полученных результатов.

Апробация работы.

Основные положения работы представлены и обсуждены на следующих научных конференциях и семинарах: Научная сессия МИФИ-2007 (Москва,.

2007 г.), МИФИ-2008 (Москва, 2008 г.), МИФИ-2009 (Москва, 2009 г.) — Научная сессия НИЯУ «МИФИ-2010» (Москва, 2010 г.) — 12-я Международная научная конференция «Research Reactor Fuel Management» (12th RRFM) (Гамбург,.

2008 г.) — 11-я Московская международная телекоммуникационная конференция студентов и молодых ученых «Молодежь и наука» (Москва, 2007 г).

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 11 работ, из них 2 в журналах, входящих в перечень ВАК.

Объем и структура работы.

Диссертационная работа изложена на 144 страницах, содержит 67 рисунков, 18 таблиц, состоит из введения, четырех глав и выводов, списка цитируемой литературы из 103 наименований.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ.

По результатам проведенных расчетных и экспериментальных исследований можно сделать следующие выводы.

1. Впервые на основе термодинамических расчетов показано, что из различных перспективных покрытий (оксиды, нитриды, карбиды, металлы) наиболее оптимальным является молибден, а добавление 0,5 мае. % теллура в топливную композицию приводит к стабилизации структуры гранулы при выгорании до 200 ГВт-сут/т U из-за образования конденсированной фазы — раствора теллуридов.

2. Впервые рассчитан изотопный состав уран-молибденового топлива при глубине выгорания до 200 ГВт-сут/т U путем адаптации программы SCALE для расчета нейтронно-физических характеристик тепловыделяющих сборок исследовательских реакторов.

3. Разработана методика создания образцов модельного ядерного топлива на основе U—Мо и показана возможность введения в них химически-активных продуктов деления посредством насыщения образцов-цезием и. йодом в процессе термической диссоциации йодида цезия. Содержание ИПД, в том числе йода и цезия соответствует расчетному содержанию, указанных элементов при выгорании 120 ГВт-сут/т U.

4. Созданы образцы МЯТ, которые по своему составу близки к реальной выгоревшей высокоплотной композиции, что подтверждается данными оптической металлографии, микрорентгеноспектрального анализа, рентгеновского фазового анализа.

5. Для корректной оценки температуры последующих термических испытаний измерены теплофизические характеристики сплава U—10 мае. % Мо в диапазоне 25−1100 °С и установлено, что минимальная температура термических испытаний должна составлять 300 °C.

6. Впервые показано, что зона взаимодействия диффузионных пар алюминий — (U-Mo), содержащий Cs, I при выдержке 100 ч при 300 °C в 2 раза выше и достигает 30−40 мкм.

7. Доказано отсутствие взаимодействия молибденового барьерного слоя с модельным U-Mo топливом, что подтверждено термическими испытаниями при 300 °C в течение 100 ч, а для исключения взаимодействия А1 с Mo при локальном повышении температуры выше 300 °C предлагается нанесение дополнительного слоя из А1203 или A1N.

Показать весь текст

Список литературы

  1. А.В. Водоохлождаемые ядерные реакторы с высокой плотностью потока нейтронов для научных исследований. — Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006. 28 с.
  2. И.И., Гаврилин С. С., Денискин В. П. и др. Керметное топливо на основе микротвэлов. — В сб. Семинар межрегионального общества материаловедов, Агой, 2003, с. 16−17.
  3. И.И., Гаврилин С. С., Денискин В. П. и др. Новое поколение твэлов на основе микротоплива для ВВЭР. Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 4, с.276−285.
  4. А.Г., Каштанов А. И., Волков B.C. Дисперсионные твэлы. В 2-х т. Т. 1. Материалы и технология. М.: Энергоатомиздат, 1982. — 256 с.
  5. Ю.Г., Тенишев А. В., Новиков В. В. Физическое материаловедение, т. 6, ч. 2. Ядерные топливные материалы. Учебник для вузов. Под. общей ред. Б. А. Калина. М.: МИФИ, 2008. — 604 с.
  6. А.С., Калашников В. В., Головнин И. С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. — М.: Атомиздат, 1966. — 520 с.
  7. Meyer M., Hofman G., Hayes S. e. a. Low temperatures irradiation behaviour of uranium-molybdenum alloy dispersion fuel. J. Nucl. Mater., 2002, v. 304, p. 221−236.
  8. Hofman G., Snelgrove J., Hayes S. e. a. Progress in post-irradiation examination and analysis of low enriched U-Mo research reactor fuels. — In: Proc. 7 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management. France, 2003, p. 43−50.
  9. Hofman G., Kim Y., Finlay M. e. a. Resent observation at postirradiation examination of low enriched U-Mo miniplates irradiated to high burnup. In: Proc. 8 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management. Germany, 2004, p. 53−58.
  10. A.B., Морозов A.B., Супрун В. Б. и др. Высокоплотное уран-молибденовое U-Mo топливо для исследовательских реакторов. — Металловедение и термическая обработка металлов, 2004, № 11, с. 35—40.
  11. А.В., Морозов А. В. и др. Радиационная стойкость высокоплотного уран-молибденового топлива для исследовательских ядерных реакторов. Атомная энергия, 2006, вып. 1, т. 100, с. 35−40.
  12. Nuclear Reactor Fuel Element. Patent of Russia 2 124 767, 26.08.1997 (VNIINM).
  13. Патент США № 3 404 200, опубликован 01.10.68.
  14. Hofman G. Irradiation behaviour of high uranium density-low enriched — U-Mo research reactor fuel. In: Proc. Of the IAEA Consultancy on Development of High Density U-Mo Dispersion Fuels. Vienna: IAEA, 2003. 38 p.
  15. Ю.Н., Стерлин Я. М., Федорченко В. А. Уран и его сплавы. -М.: Атомиздат, 1971.-448 с.
  16. Hudson В. The distribution and swelling produced by fission gas bubbles in a and p uranium irradiated under low stress. J. Nucl. Mater., 1967, v. 22, p. 121−136.
  17. Ф.Г. Разработка технологии получения металлического урана и сплавов на его основе. В сб. «ВНИИНМ-50 лет», — М., 1995, т. 1, с. 113−123.
  18. Н.П. Диаграммы состояния двойных металлических систем. Справочник в 3-х т. Т. 1. -М.: Машиностроение, 1996. 992 с. .
  19. B.C., Евстюхин А. И. Металлургия ядерного горючего. — М.: Атомиздат, 1968. 484 с.
  20. Металловедение реакторных материалов. Т.1. Ядерно-горючие материалы. Перев. с англ. Под ред. Д. М. Скорова. М.: Госатомиздат, 1961. — 522 с.
  21. Н.М., Калин Б. А., Чернов И. И. Конструкционные материалы ядерных реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1995. — 704 с.
  22. Kim С., Kim К., Park J., Sohn D. Effort to overcome the failure occurring in rod type U-Mo fuel irradiation test for HANARO in KAERI. In: Proc. 7 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, France, 2003, p. 18−24.
  23. Van den Berghe S., Van Renterghem W., Leenaers A. Transmission electron microscopy investigation of irradiated U-7 mas.% Mo dispersion fuel. J. Nucl. Mater., 2008, v. 375, p. 340−346.
  24. Lemoine P. e. a. U-Mo dispersion Fuel Results and Status of Qualification Programs. In: Proc. 8 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, Germany, 2004, p. 1−10.
  25. Hamy Jm., Lemoine P., Huet F. e. a. Status as of march 2004 of the French UMo Group development Program. In: Proc. 8 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, Germany, 2004, p. 16−21.
  26. Lukichev V.A., Aden V.G., Golosov O.A. e. a. In-pile Tests and Post-Reactor Examination of Fuel Elements with Uranium-Molybdenum Fuel of Reduced Enrichment. In: Proc. 8 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, Germany, 2004, p. 174−178.
  27. Golosov O.A., Lutikova M.S., Semerikov V.B. e. a. The results of studying uranium-molybdenum fuel elements irradiated it the IW-2M reactor to high burn-up values. In: Proc. 9 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, Hungary, 2005, p. 6−11.
  28. Hofman G.L., Finlay M.R., Kim Y.S. e. a. Observations of the Nucleation and Evolution of Porosity in U-Mo Fuels. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Boston, 2005, p. 64−69.
  29. Huet F., Guidon В., Lemoine P. e. a. The UMUS Failure: Facts and Analyses. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Chicago, 2003, p. 8−13.
  30. A.M. Savchenko, A.V. Vatulin, I.V. Dobrikova, G.V. Kulakov. e.a. Analysis of Factors Influencing Formation of Pores and Pillows in UMo Fuel. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Boston, 2005, p. 6−11.
  31. Mazaudier F., Proye C., Hodaj F. Further insight into mechanisms of solidstate interactions in UMo/Al system. J. Nucl. Mater., 2008, v. 377, p. 476−485.
  32. Leenaers A., Koonen E., Jarousse C., e. a. Post-irradiation examination of ura-nium-7wt% molybdenum atomized dispersion fuel. I bid., 2004, v. 335, p. 39−47.
  33. A.B., Стецкий Ю. А., Колобнева Л. И. и др. Результаты разработок по созданию перспективных твэлов для исследовательских реакторов.
  34. В.В., Сугоняев В. Н., Федоров Ю. А. и др. Разработка нового урано-емкого твэла для исследовательских реакторов. — В сб. IX Рос. конфер. по реакторному материаловедению. Димитровград, 2009, с. 436−443.
  35. О.А., Лютикова М. С. К методике определения начала образования пористости и дефектов в твэлах с дисперсионным уран-молибденовым топливом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2007, № 1 (68−69), с. 235−242.
  36. Meyer M. K., Hofman G. L., Clark C. R. e. a. Metallographic Analysis of Irradiated RERTR-3 Fuel Test Specimen. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Las Vegas, 2000, p. 52−58.
  37. Huet F., Marelle V., Noirot J. e. a. Full-sized Plates Irradiation with High UMo Fuel Loading Final Results of IRIS 1 Experiment. — In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Chicago, 2003, p. 20−24.
  38. Popov V.V., Birzhevoy G.A., Karpin A.D. e. a. Results of Pre-Reactor Examination of the U-9Mo-U02-A1 Fuel Elements Fabricated by the Extrusion Method. In: Proc. 12 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, Hamburg, 2008, p. 11−14.
  39. Savchenko A.M., Savchenko M.M. Special Phase Formation under Irradiation and Formation of a New Type of Alloy Structures. Preprint VNIINM, Moscow, CNIIATOMINFORM, 1993.
  40. Palancher H., Martin P., Ripert M. e. a. Study of UMo/Al Interaction Layer by XRD and XAS with Micro-Focussed X-Ray Beam. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Boston, 2005, p. 40−44.
  41. Park J.M., Ryu H.J., Oh S.J. e. a. Interdiffusion behaviour of U-Mo-Zr/Al-Si. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Cape Town, 2006, p. 36−40.
  42. В.В., Сугоняев В. Н., Федоров Ю. А. и др. Разработка нового урано-емкого твэла для исследовательских реакторов. — В сб. IX Рос. конфер. по реакторному материаловедению. Димитровград, 2009, с. 436−443.
  43. О.А., Аверин С. А., Лютикова М. С. и др. Электронно-микроскопические исследования барьерных покрытий на U-Mo топливе, облученном до 60% выгорания. (Там же), с. 486−494.
  44. Pasqualini E.E. Dispersed (coated particles) and monolithic (zircalloy-4 cladding) UMo miniplates. — In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Boston, 2005, p. 45−49.
  45. Mirandou M., Balart S., Ortiz M. e. a. Interdiffusion between U-Mo alloys and Al. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Bariloche, 2002, p. 47−55.
  46. И.В. и др. Проведение дореакторных исследований опытных образцов твэлов с модифицированным дисперсионным U-Мо-топливом. Выбор типов топлива для реакторных испытаний. Отчет о НИР, ВНИИНМ, 020.05.10.06−0116, 2006, 15 с.
  47. Birzhevoy G.A., Karpin A.D., Popov V.V. e. a. Some approaches to solving the problem of diminishing the interaction between U-Mo fuel particles — Al matrix. In: Proc. 10 Intern. Top. Meeting Res. Reactor Fuel Management, Sofia, 2006, p. 79−82.
  48. Осаждение из газовой фазы. Под ред. К. Пауэлла и Дж. Блочера. — М.: Атомиздат, 1970. 384.
  49. Meyer М.К., Ambrosek R., Chang G. Progressing in the U.S. RERTR fuel development program. -In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Cape Town, 2006, p. 41−45.
  50. Плавкость систем из безводных неорганических солей: Справочник. Под ред. Н. К. Воскресенской. M.-JI.: Изд-во АН СССР, 1961. 646 с.
  51. В.Г., Нечаев В. В., Продувалов Б. В. и др. Моделирование взаимодействия уран-молибденового топлива с алюминиевой матрицей при глубоком выгорании. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 5, с. 288−293.
  52. В.В., Савицкий Е. М. Журнал неорганической химии. 1961. т. 6. № 1, с. 182−185.
  53. В.М., Лазарев Г. П., Корольков Г. А. Металловедение и термическая обработка металлов. 1959. № 10, с. 48−50.
  54. М.Е., Каданер Э. С., Кузьмина В. И. Изв. АН СССР. Металлы. 1968. № 1, с. 170−175.
  55. Г. М., Барсуков А. Д., Абас М. И. Изв. Вузов. Цветная металлургия. 1983. № 1, с. 96−100.
  56. Tiwari S.N., Tangri К. The solid solubility of aluminum in a-zirconium. -J. Nucl. Mater., 1970. v. 34, p. 92−96.
  57. Brewer L., Lamareaux R.H. Atomic Energy Review. Special Issue N7. «Molybdenum: Physicochemical Properties of its Compounds and Alloys.» Vienna: International Atomic Energy Agency, 1980. p. 195−356.
  58. Физические величины: Справочник. Под ред. И. С. Григорьева, Е-3. Мей-лихова. М.: Энергоатомиздат, 1991. — 1232 с.
  59. Ы. А., Моисеев Г. К., Трусов Б. Г. Термодинамическое моделирование в высокотемпературных неорганических системах. М.: Металлургия, 1994. — 352 с.
  60. В.В., Варшал Е. Б. К расчетам равновесий в частично открытых системах. В сб. 6 Всесоюзная школа-семинар «Применение математических методов для описаниия и изучения физико-химических равновесий». Новосибирск, ИНХ СО АН СССР. 1989, ч. 1, с. 61−62.
  61. В.В. Методика численного моделирования процессов осаждения из газовой фазы. В сб. 3 Научно-практическая конференция материало-ведческих обществ России. Создание материалов с заданными свойствами. М.: МИФИ, 2004, с. 88−89.
  62. Kruger O.L. Phase Relations and Structures in Uranium-Plutonium-Fissium Alloys. J. Nucl. Mater., 1966. v. 19, p. 29−41.
  63. Ю.К., Баранов В. Г., Годин Ю. Г. и др. Внереакторное моделирование изменения свойств оксидного топлива при глубоких выгораниях. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2002, вып. 1 (59), с. 55−67.
  64. Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. П. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов, 2-е изд., перераб. и доп. М.: Энерго-атомиздат, 1985. 280 с.
  65. Р.Б., Башлыков С. Н. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1978. 432 с.
  66. H.JI. Общая химия: Учебное пособие для вузов. Под ред. А. И. Ермакова. Изд. 30-е, исправленное -М.: Интеграл-Пресс, 2006. 728 с.
  67. И., Рюэле А. Технология производства урана: Пер. с англ. Под ред. А. С. Займовского и Г. Л. Зверева. М.: Госатомиздат, 1961. 330 с.
  68. В.Б., Судариков Б. Н. Технология урана. М.: Гасатомиздат, 1961. 336 с.
  69. С.И., Метелкин Ю. А. Плавка и литье урана и его сплавов. — М.: Энергоатомиздат, 1983. 111 с.
  70. Banker I.G. Prepr. Y/DA — 6663 Oak-Ridge Y-12 Plant, Tenn., USA, 1976. p. 19.
  71. Cadden J.L., Lessen N.C., Lewis P. S. In: Phys. Metallurgy of Uranium. Ohio, Eds. J. Burke, D. Colling, A. Gorum, J. Greenspan, Metals and Ceramics Inform. Center, 1976, p. 3−83.
  72. Sinha V.P., Prasad G.J., Hegde P.V. e. a. Development, preparation and characterization of uranium molybdenum alloys for dispersion fuel application. J. Alloys and Compounds, 2009, v. 473, p. 238−244.
  73. А.И., Леонтьев Г. А., Никишанов B.B. Дуговая плавка тугоплавких металлов и сплавов в лабораторных условиях — В сб. Металлургия и металловедение чистых металлов, Москва, 1968. т. 1, с. 106—121.
  74. А.А. Экспериментальные методы определения теплофизических свойств веществ. М.: МИФИ, 2000. 88 с.
  75. Parker W.J., Butler С., Abott G. J. Appl. Phys., 1961, v. 32, p. 1678−1684.
  76. В.Г., Девятко Ю. Н., Тенишев А. В. и др. Новый метод определения температурной зависимости коэффициента теплопроводности диэлектриков в импульсном эксперименте. — Перспективные материалы, 2009, № 4, с. 91−98.
  77. Lee S.H., Park J.M., Kim С.К. Thermophysical Properties of U-Mo/Al Alloy Dispersion Fuel Meats. Int. J. of Thermophysics, 2007, v. 28, p. 1578−1594.
  78. Lee S.H., Kim J.C., Park J.M. e. a. Effect of Heat Treatment on Thermal Conductivity of U-Mo/Al Alloy Dispersion Fuel. Int. J. of Thermophysics, 2003, v. 24, p. 1355−1371.
  79. Roy C., Radenac A., Cado F. Conductivite thermique d’un alliage d’uranium a 10% en poids de molybdene entre 320 К et 680 K. J. Nucl. Mater. 1973, v. 48, p. 369−371.
  80. Ryu H. J., Han Y. S., Park J. M. e. a. Reaction layer growth and reaction heat of U-Mo/Al dispersion fuels using centrifugally atomized powders. J. Nucl. Mater. 2003, v. 321, p. 210−220.
  81. Komar Varela C., Mirandou M., Aricy S. e. a. Interdiffusion between U (Mo, Pt) or U (Mo, Zr) and A1 or A1 A356 alloy. J. Nucl. Mater. 2009, v. 395, p. 162−168.
  82. Mirandou M.I., Arico S.F., Balart S.N. e. a. Characterization of the interaction layer in diffusion couples U-7 wt.%Mo/Al 6061 alloy at 550 °C and 340 °C. Effect of the yU (Mo) cellular decomposition. Materials Characterization, 2009, v. 60, p. 888−893.
  83. Mirandou M., Arico S., Gribaudo L. e. a. Out of Pile Studies Between U-7wt%Mo and Al-Si Alloys. In: Proc. Intern. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactor, Boston, 2005, p. 22—26.
  84. Осаждение из газовой фазы. Под ред. К. Пауэлла, Дж. Оксли, Дж. Блочера. М.: Атомиздат, 1970. с. 384.
  85. М.А., Иванов А. Ф. Электроосаждение металлических покрытий. Справочник. М.: Металлургия, 1985. 288 с.
  86. Aubert A., Dauroc J. Gaucher A., Jerrat J.P. Hard Chrome and Molybdenum Coatings Produced by Physical Vapor Deposition. — Thin Solid Films, 1985, v. 126, p. 61−67.
  87. A.M., Тресвятский С. Г. Высокоогнеупорные материалы и изделия из окислов. -М.: Металлургия, 1964. 400 с.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!