Исследование влияния легирования и имитаторов продуктов деления на теплофизические свойства UO2 для обоснования работоспособности твэлов при глубоких выгораниях тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат технических наук Тенишев, Андрей Вадимович

• Тенишев, Андрей Вадимович
• кандидат технических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат технических наук Тенишев, Андрей Вадимович

Введение.

1. Теплофизические свойства диоксида урана.

1.1. Теплоемкость диоксида урана.

1.2. Теплопроводность диоксида урана.

1.2.1. Фононная, фотонная и электронная составляющие теплопроводности.

1.2.2. Температурная зависимость теплопроводности.

1.2.3. Влияние пористости.

1.2.4. Влияние нестехиометрии.

1.2.5. Влияние легирования.

1.2.6. Влияние облучения.

1.3. Теплофизические свойства модельного ядерного топлива.

1.3.1. Состав, структура и технология изготовления образцов МЯТ.

1.3.2. Зависимость теплопроводности от выгорания.

1.3.3. Влияние нестехиометрии на теплопроводность модельного топлива.

1.3.4. Влияние газовой пористости и радиационных повреждений на теплопроводность модельного топлива.

2. Измерение теплофизических свойств топливных материалов.

2.1. Методы измерения теплофизических свойств топливных материалов.

2.2. Метод Паркера.

2.2.1. Основные соотношения метода.

2.2.2. Ограничения метода Паркера и способы их устранения.

2.3. Обзор установок реализующих метод Паркера.

3. Разработка и создание установки "Квант" для исследования температурной зависимости теплофизических свойств топливных материалов.

3.1. Конструкция установки.

3.2. Система управления установкой.

3.3. Программное обеспечение установки.

4. Применение методов регрессионного анализа для исключения влияния утечек тепла на результаты измерения теплофизических свойств топливных материалов.

5. Исследование теплофизических свойств диоксида урана и ядерного топлива на его основе.

5.1. Теплофизические свойства диоксида урана.

5.1.1. Влияние температуры.

5.1.2. Влияние нестехиометрии.

5.1.3. Зависимость теплопроводности от пористости.

5.2. Влияние легирующих добавок на теплофизические свойства UO2.

5.2.1. Топливо с пластифицирующими добавками.

5.2.2. Топливо с выгорающими поглотителями нейтронов.

5.3. Рекомендуемые соотношения.

6. Модельное ядерное топливо.

6.1. Состав, структура, содержание имитаторов продуктов деления в зависимости от выгорания.

6.2. Технология изготовления.

6.3. Аттестация образцов МЯТ.

6.4. Температурная зависимость теплопроводности при глубоких выгораниях (60, 80, 120 МВт-сут/кг U)

6.5. Влияние различных видов имитаторов продуктов деления (растворимые, нерастворимые, металлические) на теплопроводность МОХ топлива с имитацией выгорания 80 МВт-сут/кг ТМ.

6.6. Рекомендуемые соотношения.

6.7. Модельное ядерное топливо, облученное тяжелыми ионами. Имитация rim-зоны.

6.7.1. Характеристики образцов и условия облучения.

6.7.2. Исследования структуры и свойств, образцов МЯТ после ионного облучения.

6.7.3. Влияние ионного облучения на теплопроводность модельного ядерного топлива

7. Оценка температурных режимов работы твэлов при сверхглубоких выгораниях.

7.1. Температурные поля в твэлах при выгорании 0, 60, 80 и 120 МВт сут/кг U.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование влияния легирования и имитаторов продуктов деления на теплофизические свойства UO2 для обоснования работоспособности твэлов при глубоких выгораниях»

Актуальность проблемы

Основным видом топлива для реакторов типа ВВЭР является диоксид урана, поэтому широкое использование UO2 в реакторах требует как можно более точного знания его свойств.

Температура, а, следовательно, и многие свойства топлива в твэле определяются коэффициентом теплопроводности Я, величина которого зависит от температуры, пористости, состава, глубины выгорания и степени нестехиометрии U02+*. В связи с этим исследованию теплофизических свойств UO2 уделяется большое внимание.

Одним из основных показателей энергетических ядерных реакторов является себестоимость 1 кВт-ч. Затраты на изготовление и эксплуатацию оксидного ядерного топлива достигают минимума при глубине выгорания 40 МВт-сут/кг U, но если учесть затраты на обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами, то минимум топливной составляющей для водо-водяных реакторов АЭС смещается в сторону сверхглубоких выгораний, достигающих 80-100 МВт-сут/кг U.

Для достижения таких сверхглубоких выгораний важным является добавление в топливо интегрированных с ним выгорающих поглотителей нейтронов, таких как Gd203, что улучшает безопасность ВВЭР, увеличивает загрузку в реактор топлива и повышает глубину его выгорания. При этом одним из наиболее перспективных путей повышения эксплуатационных характеристик водо-водяных энергетических реакторов является повышение ресурсных характеристик твэлов путем снижения повреждаемости их оболочек, которая проявляется и накапливается при возникновении в них растягивающих напряжений. Для решения этой проблемы в настоящее время разработано топливо на основе диоксида урана с легирующими добавками из оксидов алюминия, железа, кремния и ниобия. Однако, несмотря на важную роль легирующих добавок в улучшении характеристик топливных таблеток, теплофизические свойства легированного топлива изучены недостаточно.

При облучении в реакторе теплопроводность топлива снижается из-за накопления продуктов деления, изменения его стехиометрического состава и пористости в процессе выгорания. Кроме того, в результате исследований облученных топливных таблеток UO2 до выгораний выше 40 МВт.сут/кг U было обнаружено существование на периферии таблеток rim-зоны (radial irradiation microstructure), которая отличается очень мелким зерном, повышенной пористостью и, вероятно, значительно меньшей теплопроводностью по сравнению с внутренней областью таблетки. Исследование свойств облученного топлива является достаточно сложной задачей, поэтому данные по влиянию различных факторов на теплофизические свойства выгоревшего топлива немногочисленны.

В последние время для оценки свойств ядерного топлива при глубоких выгораниях во многих странах (Германия, Канада, Япония, Россия и др.) используют модельное ядерное топливо (МЯТ). Использование МЯТ позволяет получить за короткое время данные по многим свойствам облученного до глубоких выгораний ядерного топлива с использованием апробированных стандартных методик и оборудования. Это дает возможность повысить точность измерений, сократить сроки получения результатов, а также снизить затраты на проведение исследований.

Важным достоинством применения МЯТ является также возможность исследовать влияние различных факторов (глубины выгорания, степени отклонения от стехиометрии, отдельных групп ПД, выгорающего поглотителя нейтронов, выделений вторых фаз и т.п.) на изучаемые свойства облученного топлива.

В этой связи изучение теплофизических свойств легированного и модельного ядерного топлива является актуальным направлением исследований.

Цель работы

Целью данной работы являлось создание комплекса автоматизированных измерительных средств для определения теплофизических свойств реакторных материалов, в том числе облученных, и получение данных по влиянию температуры, легирования, нестехиометрии и продуктов деления на теплофизические свойства оксидного ядерного топлива для прогнозирования его поведения при глубоких выгораниях.

Научная новизна и практическая значимость работы

Разработана и создана установка "Квант" для определения теплофизических свойств оксидного ядерного топлива методом лазерной вспышки, в которой обеспечивается контроль степени нестехиометрии образца в процессе проведения эксперимента.

Разработана и создана модификация установки "Квант" для работы в условиях защитного перчаточного бокса, что позволяет работать с высокоактивными и плутонийсодержащими материалами.

Установка "Квант", а также ее модификации "Квант-Б" для работы с плутоний содержащими топливными материалами и "Квант-U" для работы с облученным топливными материалами используются в МИФИ (ГУ), ФГУП ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара и РНЦ "Курчатовский институт" соответственно, на что имеются акты о внедрении.

Предложен метод учета влияния тепловых потерь с образца на результаты определения теплофизических свойств материалов методом лазерной вспышки.

Разработана система управления установкой и программное обеспечение, позволяющие проводить измерения в автоматическом режиме.

Исследовано влияние температуры, нестехиометрии, пористости, пластифицирующих добавок и выгорающего поглотителя нейтронов на теплопроводность диоксида урана. На основании полученных данных предложены аналитические выражения, описывающие эти зависимости. Полученные результаты внедрены и используются в базе данных для расчета работоспособности твэлов ВВЭР на предприятии ФГУП ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара.

Проведены исследования влияния различных групп имитаторов продуктов деления на теплопроводность модельного ядерного топлива с имитацией выгорания 60 МВт-сут/кг U, которые показали, что наибольшее снижение теплопроводности вызывают ИПД, растворимые в матрице топлива.

Впервые получены температурные зависимости теплопроводности образцов МЯТ содержащих пластифицирующие добавки, выгорающий поглотитель нейтронов и имитирующих выгорания 80 и 120 МВт-сут/кг U.

Предложено аналитическое выражение, описывающие влияние температуры, стехиометрии, пористости, а так же концентрации ниобия, гадолиния и имитаторов продуктов деления на теплопроводность МЯТ.

Впервые проведены исследования влияния различных групп имитаторов продуктов деления на теплопроводность плутонийсодержащих образцов МЯТ с имитацией выгорания 80 МВт-сут/кг U.

Проведено облучение образцов МЯТ ионами криптона и показана возможность использования ионного облучения для моделирования процесса рекристаллизации, происходящего при образовании rim-зоны.

Исследовано влияние ионного облучения на теплопроводность образцов МЯТ и предложено выражение для оценки влияния рекристаллизованной зоны и радиационных дефектов на теплопроводность модельного ядерного топлива.

Проведены оценки температурных полей в твэлах с глубоким и сверхглубоким выгоранием топлива, которые показали, что при таких выгораниях необходимо снижать линейную мощность твэла.

Защищаемые положения

Конструкция установки для исследования теплофизических свойств оксидного ядерного топлива, как вне, так и внутри перчаточного бокса с регулированием кислородного потенциала и состава образца, с погрешностью измерения теплопроводности, не превышающей ±10%

Система управления установкой и программное обеспечение, позволяющее проводить измерения в автоматическом режиме.

Методика учета влияния тепловых потерь с образца на результаты определения теплофизических свойств материалов методом лазерной вспышки, с целью уменьшения погрешности измерений при высоких температурах.

Результаты измерений теплофизических характеристик модифицированного, легированного и модельного оксидного ядерного топлива.

Аналитические выражения, описывающие влияние температуры, стехиометрии, пористости, концентрации ниобия, гадолиния, имитаторов продуктов деления, рекристаллизованной зоны и радиационных дефектов на теплопроводность диоксида урана.

Апробация работы

Результаты работы были представлены на следующих конференциях: научная сессия МИФИ-2000 (Москва, 2000 г.), МИФИ-2001 (Москва, 2001 г.), МИФИ-2002 (Москва, 2002 г.), МИФИ-2003 (Москва, 2003 г.), МИФИ-2004 (Москва, 2004 г.); международная научно-практическая конференция "Автоматизированный печной агрегат — основа энергосберегающих технологий металлургии XXI века" (Москва, 2000 г.); конгресс "Энергетика - 3000" (г. Обнинск, 2002); 7-ая Российская конференция по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 2003 г.); Российская научная конференция "Материалы ядерной техники. Радиационная повреждаемость и свойства - теория, моделирование, эксперимент" (МАЯТ-ТЕМЭК) (Агой, 2003 г.).

Публикации

По теме диссертации опубликовано 14 работ (из них 3 в журналах, 11 в трудах и тезисах конференций) и выпущено 6 научно-технических отчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 7 глав и выводов. Диссертационная работа изложена на 158 страницах и содержит 96 рисунков, 36 таблиц, 121 библиографическое название.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Тенишев, Андрей Вадимович

Выводы

1. Разработан и создан комплекс автоматизированных измерительных установок "Квант" для определения теплофизических свойств различных реакторных материалов методом лазерной вспышки. Установка "Квант" для измерения теплофизических свойств оксидного ядерного топлива, позволяющая контролировать стехиометрический состав образца в процессе проведения эксперимента, внедрена в МИФИ. Установки "Квант-Б" и "Квант-U", размещенные в защитных боксах и позволяющие работать с плутонийсодержащими, высокоактивными и облученными материалами, внедрены в лаборатории П-311 ФГУП ВНИИНМ имени академика А.А. Бочвара и в лаборатории ТВЭЛ ИРМРНТ РНЦ "Курчатовский институт".

2. Для снижения погрешности измерений теплофизических свойств при температуре выше 1000 °С предложена и использована методика учета влияния тепловых потерь с образца на результаты эксперимента.

3. Изучено влияние температуры, нестехиометрии, пористости, пластифицирующих добавок и выгорающего поглотителя нейтронов на теплопроводность диоксида урана и предложены аналитические выражения, описывающие зависимости от этих факторов. Полученные результаты внедрены и используются в базе данных для расчета работоспособности твэлов ВВЭР на предприятии ФГУП ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара.

4. Определены температурные зависимости теплопроводности образцов модельного ядерного топлива, содержащих пластифицирующие добавки, выгорающий поглотитель нейтронов и имитаторы продуктов деления. Показано, что наибольшее снижение теплопроводности вызывают имитаторы продуктов деления и выгорающий поглотитель нейтронов, растворимые в матрице топлива. Предложено аналитическое выражение описывающие влияние температуры, стехиометрии, пористости, а так же концентрации ниобия, гадолиния и имитаторов продуктов деления на теплопроводность МЯТ.

5. Исследовано влияние различных групп имитаторов продуктов деления на теплопроводность плутонийсодержащих образцов МЯТ с имитацией выгорания 80 МВт-сут/кг U. Показано, что, как и для образцов МЯТ без плутония, наибольшее снижение теплопроводности вызывают имитаторы продуктов деления, растворимые в матрице топлива

6. Показана возможность использования облучения образцов МЯТ ионами криптона для моделирования процесса рекристаллизации топлива, происходящего при образовании Wm-зоны при глубоком выгорании. Исследовано влияние ионного облучения на теплопроводность образцов МЯТ и предложено выражение для учета влияния рекристаллизованной зоны и радиационных дефектов на теплопроводность модельного ядерного топлива.

7. На основании комплекса полученных экспериментальных данных проведены оценки температурных полей в твэлах со сверхглубоким выгоранием топлива, которые показали, что в рамках рассмотренной теплофизической модели твэла, возможно обеспечить нормальный тепловой режим его работы до выгораний 120 МВт-сут/кг U при снижении линейной мощности твэла до 150 - 200 Вт/см к концу кампании.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Тенишев, Андрей Вадимович, 2004 год

1. Кирилов ПЛ. Теплопроводность диоксида урана. Атомная техника за рубежом, 1998, №6, стр.5-11.

2. MATPRO. A Handbook of Materials Properties for Use in the Analysis of Light Water Reactor Fuel Rod Behavior. TREE-NUREG-1005, E.G. and G. Idano. Inc., 1997.

3. Fink J. K., Thermal conductivity and thermal diffusivity of solid UO2. Journal of Nuclear Materials, 2000, v.279, p. 1.

4. Lucuta P. G., Matzke Hj., Verrall R. A. Thermal conductivity of hyperstoichiometric SIMFUEL. J. of Nuclear Materials, 1995, vol. 223, pp. 51-60.

5. Ronchi C., Sheindlin M., Musella M., and Hyland G. J., Thermal Conductivity of Uranium Dioxide up to 2900 К from Simultaneous Measurements of Heat Capacity and Thermal Diffusivity. J. of Applied Phys., 1999, 85, pp. 776-789.

6. Matzke Hj. Specific heat of hyperstoichiometric UO2+*. J. of Nuclear Materials, 1997, vol. 247, pp. 121-126.

7. Gmelin, "Heat capacity and Thermodynamic Function". Handbook U. Suppl. Vol. 5, p. 87-108.

8. Harding J.H., Martin D.G. A Recommendation for the Thermal Conductivity of U02. J. of Nuclear Materials, 1989, v. 166, p. 223-226.

9. Китель Ч., Введение в физику твердого тела. М.: Наука, 1978 г., 792 стр.

10. Dolling G. et al. Can. J. Phys., 1965, 43, p. 1397.

11. Klemens P.G., High Temp. High Press, 1985, 17, p. 41.

12. Охотин A.C., Боровикова Р.П., Нечаева T.B., Пушкарский А.С. Теплопроводность твердых тел: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1984, стр. 18,320 стр.

13. Hayes S.I., Peddicord K.L. Journal of Nuclear Materials, 1993, v.202, p.87-97.

14. Bakker K., Kwast H., Cordfunke E.H.P. Ibid, 1995, v.223, p.135-142.

15. Schulz B. High Temperature-High Pressure, 1981, v.13, p. 649-660.

16. Hampton R.N., Saunders G.A., Stoneham A.M., Harding J.H. Journal of Nuclear Materials, 1988, v. 154, p.245-252.

17. Dudney N.J., Coble R.L., Tuller H.L. Journal of American Ceramic Society, 1981, v.64, p.627.

18. Winter P. W. Journal of Nuclear Materials, 1989, v. 161,p.38-43.

19. Notley M. J. F., McEwan J. R., Nuclear Application and Technology, 1966, vol. 2, p. 117.

20. Winter P.W., Maclnnes D.A., IAEA Tech. Comm. Meeting on Water Reactor Fuel Element Computer Modelling in Steady-State, Transient and Accident Conditions, 1988, Preston, UK.

21. Nikolopoulos P., Ondracek G., J. of Nuclear Materials, 1983, vol. 114, p. 231.

22. Lassmann K., ITU Activity Report, 2001, EUR 20252, p. 16-22.

23. Lucuta P. G., Matzke Hj., Hastings I.J. A pragmatic approach to modeling thermal conductivity of irradiated UO2 fuel: review and recommendations. J. of Nuclear Materials, 1996, vol. 232, pp. 166-180.

24. Amaya M., Kubo Т., Korei Y. Thermal Conductivity Measurements on UO2+* from 300 to 1400 K. J. of Nuclear Science and Technology, 1996, vol. 33, №8, pp. 636-640.

25. Klemens P. G., Phys. Rev., 1960, vol. 119, p. 507.

26. Андрианов A. H., Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Круглов В. Б., Тенишев А. В., Влияние нестехиометрии и легирования на теплопроводность диоксида урана. Перспективные материалы, 2003, №6, стр. 43-49.

27. Горский В. В. Уран-гадолиниевое оксидное топливо. Часть 2. Атомная техника за рубежом, 1989, №3, стр. 11.

28. Hirai М., Ishimoto S., Thermal Diffusivity and Thermal Conductivity of U02-Gd203. J. of Nuclear Science and Technology, 1991, vol. 28, №11, pp. 995.

29. Duriez K., Alessandri J-P., Gervais T, Philipponneau Y. Thermal conductivity of hypostoichiometric low Pu content (U,Pu)02.x mixed oxide. J. of Nuclear Materials, 2000, vol. 277, pp. 143-158.

30. Martin D. G., J. of Nuclear Materials, 1982, vol. 110, p. 72.

31. Philipponneau Y., J. of Nuclear Materials, 1992, vol. 188, p. 194.

32. Carbajo J. J., Yoder G. L., Popov S. G., Ivanov V. K. A review of the thermophysical properties of MOX and U02 fuel. J. of Nuclear Materials, 2001, vol. 299, pp. 181-198.

33. Matzke Hj., Turos A. J. Nucl Mater., 1992, v. 188,, p. 285

34. Matzke Hj. Nucl Instrum. Methods. 1992, v. 365, p. 30

35. Кевролев B.B., Кузнецов В.Ф., Морозов А.Г. и др. Анализ термохимической стабильности торий-уранового топлива (Th02-U02) при глубоком выгорании. Международ, конф. "Атомная энергетика на пороге XXI века", Электросталь, 2000г.

36. Findlay J.R. The Composition and Chemical State of Irradiated. Oxide Reactor Fuel Materials.-IAEA PL, 462/2,1978/

37. Matzke Hj. J. Nucl. Materials, 1994, vol. 208, p. 18.

38. Lucuta P. G., Verrall R.A, Matzke Hj. and Palmer В. J. Nucl. Materials, 1991, vol. 173, p. 48.

39. Matzke Hj., Lucuta P. G. and. Verrall R. A. J. Nucl. Materials, 1991, vol. 185, p. 292.

40. Бибилашвили Ю.К., Баранов В.Г., Годин Ю.Г. и др. ВАНТ, серия: Материаловедение и новые материалы, М.: 2002, вып. 1 (59), с. 55-67.

41. Ishimoto S., Hirai М., Ito К. and Korei Y. Effect of Soluble Fission Products on Thermal Conductivities of Nuclear Fuel Pellets. J. of Nuclear Science and Technology, 1994, vol. 31(8), pp 796-802.

42. Lucuta P. G., Matzke Hj., Verrall R. A. and Tasman H. A. Thermal conductivity of SIMFUEL. J. Nucl. Mat., vol. 188, 1992, pp 198-204.

43. Marchandise H., Commission of European Communities Report EUR-4568 f, 1970.

44. Lucuta P. G., Matzke Hj., Verrall R. A. Thermal conductivity of hyperstoichiometric SIMFUEL. J. of Nuclear Materials, 1995, vol. 223, pp. 51-60.

45. Hobson I. C., Taylor R., Ainscough J. В., J. Phys. D 7, 1974, vol. 1003.

46. Lucuta P. G., Matzke Hj., Hastings I.J. A pragmatic approach to modeling thermal conductivity of irradiated UO2 fuel: review and recommendations. J. of Nuclear Materials, 1996, vol. 232, pp. 166-180.

47. Ягник С. К. Восстановление теплопроводности облученного UO2 и (U,Gd)02 при отжиге. Атомная техника за рубежом, М.: 2000, №12, стр. 18-22.

48. Amaya М., Hirai М., Sakurai Н. et al., Thermal conductivities of irradiated U02 and (U,Gd)02 pellets. J. of Nuclear Materials, 2002, v. 300, pp. 57 64.

49. Одинцов А.А. Экспериментальные методы определения теплофизических свойств веществ. М.: МИФИ, 2000. 88с.

50. Parker W.J., Butler С., Abott G.J.Appl. Phys., 1961,32,pp 1678-1684.

51. Carlslow H.C., Jeager J.C. Conduction of Heat in Solids, 2-nd ed., Oxford, University Press, N.Y. 1959, pp. 126-127.

52. Parker.W.J. Proceedings of 2-nd Thermal Conductivity Conf., Ottawa, 1962, pp.33-45

53. Краснов В.И. Петров H.A., Харламов А.Г., Юкович В.А. Новый метод регистрации теплофизических характеристик в импульсном эксперименте. Теплофизика высоких температур, 1978, 16, №1.

54. Parker W.J., Jenkins R.J. Advanced Energy Conversion, 1962. 2, pp.87-103.

55. Mozer J., Kruger O.J. Appl. Phys., 1967,38, p.3215.

56. Cape J.A., Lehman G.W. J. Appl. Phys., 1963, 34, pp.1903-1913.

57. Cowan R.D. J. Appl. Phys., 1963, 34, pp.926-927.

58. Etory R. Japan J. Appl. Phys., 1969,8, pp.1357-1358.

59. Larson K., Koyama K. J. Appl. Phys., 1967,38, pp.465-474.

60. Heckman R.J. .Appl. Phys., 1973,44, pp.1455-1460.

61. Taylor R.E., Cape J.A. Appl. Phys. Letters, 1964,5, No.10, p.212.

62. Beedham K., Dalrymple L.P. Rev.Int.Htes Temper, et Refract, 1970, pp.278-283.

63. Johnson K., Kerrisk J. Proceedings of the 10-th Thermal Conductivity Conf. 1970, Boston.

64. Tada Y., Harada M., Tanigaki M. Eguchi W. Laser Flash Method for Measuring Thermal Conductivity of Liquidus. Rev. Sci. Instrum., 1978, 49, № 9, pp.1305-1314.

65. Hubert M. James J. Appl. Phys., 1980,51, No 9, pp. 4666-6472.

66. Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Меринов И.Г., Одинцов А.А., Тенишев А.В. Влияние длительности импульса и утечек тепла в импульсном методе измерения температуропроводности. Сб. трудов научная сессия МИФИ 2000 , М.:2000, том 8, стр. 174-175.

67. Рекламный проспект фирмы ULVAC-RIKO's. Thermal constant measuring equipment, TC-3000 Series, 1990.

68. Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Круглое В.Б., Тенишев А.В. Определение теплофизических свойств реакторных материалов. В кн. сб. трудов Научная сессия МИФИ-2001, М.:2001, т 9.

69. Таланчук П.М., Шматко Б.А., Заика JI.C., Цветкова О.Е., Полупроводниковые и твердоэлектролитные сенсоры, К.: Техника, 1992, 224 стр.

70. Сенченко В.Н., Дождиков B.C., Баранов В.Г., Тенишев А.В., Пирометр высокого разрешения для исследования теплофизических свойств оксидного ядерного топлива. Приборы и автоматика. Будет опубликована.

71. Дьяконов В.П. Справочник по алгоритмам и программам для персональных ЭВМ: Справочник. М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1987. 240с.

72. Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Круглое В.Б., Рябухин С.Г., Тенишев А.В. Учет радиационных потерь с образца при измерении теплофизических свойств реакторных материалов импульсным методом. Сб. трудов научная сессия МИФИ 2002 , М.:2002, том 9, стр. 111-112.

73. Teske К. Ibid, 1983, v.l 16, р.260.

74. Третьяков Ю.Д. Химия нестехиометрических окислов. М.: Изд. МГУ, 1974, -364с.

75. Годин Ю.Г., Баранов В.Г., Макаров С.Е. Методика определения отношения кислород/металл в уран-гадолиниевых топливных оксидах с помощью твердоэлектролитной гальванической ячейки. Радиохимия, Т.36, вып. 1, 1994, с. 42-47.

76. Saito Y. Nonstoichiometry in uranium dioxide.-J.Nucl. Mater., 1974,. v.51, p.p.l 12-125.

77. Андрианов A.H., Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Круглое В.Б., Тенишев А.В. Теплофизические свойства оксидного ядерного топлива. В кн. сб. трудов Научная сессия МИФИ-2003, М.: 2003, т. 9, стр. 21-28.

78. Martin D. G. J. of Nuclear Materials, 1988, vol. 152, p. 94.

79. Бибилашвили Ю.К. Состояние работ по совершенствованию материалов и твэлов для реакторов ВВЭР и РБМК. Доклад на международной конференции "Атомная энергетика на пороге XXI века", Электросталь, 2000г.

80. Dehaudt PH. et al. New UO2 fuels studies. IAEA Technical Committee Meeting on Advances in Pellet Technology for Improved Performance of High Burnup. Tokyo, Japan, 28 October 1 November 1996, paper 1-3.

81. Matsuda T. et al. Characteristics of fuel pellet with additive of Al and Si, ibid, paper 1-1.

82. Marsh G., Wood G.A., Perkins C.P. Niobia doped UO2 fuel manufacturing experience at BNFL, ibid, paper No.2.

83. Sawbridge P.T. et al. The creep of UO2 fuel doped with Nb2C>5. J- Nucl. Mater., 1981, vol. 97, pp. 300-308.

84. Assmann H. et al. Doping UO2 with niobia beneficial or not? J. Nucl. Mater., 1981, vol. 98, pp.216-220.

85. Simmons R. et al. Integral fuel burnable absorber experience in two-and three-loop cores. Trans. ANS, 1986, v.53, p.88-89.

86. Balestrieri D. A study of the UO2 /Gd2C>3 composite fuel. IAEA Technical Committee Meeting on Advances in Pellet Technology for Improved Performance at High Bumup. Tokyo, Japan, 28 October - 1 November 1996.

87. Davies J. H., Vaidyanathan S. and Rand R. A. Modified U02 Fuel for High Bumups. Tonfuel 99 International Topical Meeting LWR Nuclear Fuel. Proceeding of cousister 13-15.IX.99, Avignon, France.

88. Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Милованов O.B., Михеев Е.Н. и др. Исследование термодинамических, теплофизических и физико-механических свойств уран-гадолиниевого оксидного топлива. Отчет о НИР/ МИФИ, ВНИИНМ, №ГР 02980002467, М, 1997, 41 стр.

89. Tretyakov Yu. D., Komarov V. F., Prosvirina N. A., Kutsenok I. В. J. Solid State Chem.1972, vol. 5, pp. 157-167.

90. Shannon R. D. Acta. Cryst., 1976, A 32, p.751

91. Wada Т., Noro K., Tsukui K. Nuclear Fuel Performance, 1973, BNES, London, pp. 63.1-63.3.

92. Jnaba H., J. of Nuclear Materials, 1987, v. 149, pp. 247 254.

93. Kevrolev V.V. "Rekol Continuous Energy Monte-Carlo Code for Neutron Transport". Preprint IAE-562115, 1993; В.В.Кевролев и др. Отчет РНЦ, 2000г.

94. Потоскаев Г.Г., Савин В.П., Маловик B.B. и др. Усовершенствованная технология изготовления иОгЛ^2Оз топливных таблеток. Сб. докладов Межд. Конф. "Атомная энергетика на пороге XXI века", г. Электросталь, 2000, с.41.

95. Габараев Б.А., Черкашов Ю.М., Купалов-Ярополк А.И. и др. Разработка и эксплуатация активных зон реакторов РБМК с уран-эрбиевым топливом, там же с.201.

96. Kleykamp Н. J.Nucl. Mater., 1979, v.84, р.109; 1985; v,131, р.221; 1993, v.206, p.82.

97. Imoto S. J. Nucl. Mater., 1986, v.140, p.19.

98. Grames R.W., Catiow C.R.A. Puil. Trans. Royal Soc. A, 1991, v.335, p.609.

99. Dash S. et al. J. Nucl. Mater., 1996,v.228, p.83.

100. Tonrasse M.et al. J. Nucl. Mater., 1992,v. 188, p.49.

101. Sato I. et al. J. Nucl. Mater., 1997,v.247, p.46.

102. Matzke Hj. et al. J. Nucl. Mater., 1988,v.l60, p. 142.

103. C. Sari, C.T. Walker and G. Schumacher. J. Nucl. Mater., 1979, v. 84, p.26.

104. Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Круглое В.Б., Рябухин С.Г., Тенишев А.В. Теплофизические свойства модельного ядерного топлива. В кн. сб. трудов Научная сессия МИФИ-2002, М.: 2002, т. 9, стр. 93-94.

105. Matzke Hj. J. Nucl. Mater., 1992, v. 189, p.141.

106. Matzke Hj, Blank H., Coguerelle M., Lassmann K., Ray I.L.F., Rochi C. and Walker C.N. J. Nucl Mater., 1989, v. 166, p. 165.

107. Matzke Hj, Spino J. Formation of the rim structure in high burnup fuel. J. Nucl. Mater., 1997, v. 248, pp. 170-179.

108. Коновалов И.И., "Код «VACS» Теория и расчет распухания ядерного топлива", Препринт, М: ВНИИНМ, 2001, 58 стр.

109. Вахненко Б.А., Дедюков B.C., Киселев Н.П., Филиппов А.В. Стационарный тепловой режим работы твэлов ЯЭУ. М: МИФИ 1989, 36 стр.

110. Кокорев JI.C., Харитонов В.В. К теории контактного теплообмена в твэлах. Вопросы теплофизики ядерных реакторов, М: Атомиздат, 1974, вып. IV, стр. 17-24.

111. Фадин С.Ю., Мурашов В.Н., Яковлев В.В. Экспериментальное исследование давления в твэлах контейнерного типа с топливом из двуокиси урана. М.: Изд. ИАЭ, 1985.

112. Самойлов А.Г., Волков В.Н., Солонин М.И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М.: Энергоатомиздат, 1996, 399 стр.