Кислородный потенциал легированного и модельного оксидного ядерного топлива тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат физико-математических наук Иванова, Наталья Анатольевна

• Иванова, Наталья Анатольевна
• кандидат физико-математических наук
• 2004

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Иванова, Наталья Анатольевна

Глава 1. Термодинамические свойства оксидного топлива. Обзор литературных данных

1.1.Диагралича состояния системы уран-кислород

1.2.Кислородный потенциал диоксида урана

1.3. Типы дефектов кристаллической структуры диоксида урана U02±x

1.3.1. UO2 с дефицитом кислорода

1.3.2.U02 с избытком кислорода

1.3.3.Стехиометрический UO

1.4.Методы исследования термодинамических свойств и термодинамические свойства оксидного ядерного топлива

1.4.1. Методы исследования термодинамических свойств оксидного ядерного топлива, легированного различными элементами

1.4.1.1. Термогравиметрический метод

1.4.1.2. Спектрометрический метод

1.4.1.3.Метод эдс твердоэлектролитной гальванической ячейки

1.4.2. Термодинамические свойства диоксида урана, .чегированного оксидом плутония

1.4.3. Термодинамические свойства диоксида урана, легированного оксидом церия '

1.4.3.1.Система церий-кислород 2П

1.4.3.2.Диаграмма состояния системы уран- церий-кислород Ъ

1.4.3.3. Термодинамические свойства анешанныхуран-цериевых оксидов

1.4.4. Термодинамические свойства диоксида урана, легированного оксидом ниобия

1.4.5. Термодинамические свойства диоксида урана, легированного оксидом лантана

1,4,6,Термодинамические свойства чодельных образцов оксидного топлива, имитирующего большие глубины выгорания

1,4,6,1,Состояние и поведение твердых продуктов деления в оксидных сердечниках твэлов

1.4,6,2,Измепение термодинамических свойств оксидного ядерного топлива на основе диоксида урана в зависимости от выгорания

1.4,6,3. Термодинамические свойства модельного оксидного топлива с добавлением продуктов деления лантаноидной группы

1.4.6.4.Влияние растворимых в диоксиде урана редкозсчельных продуктов деления па кислородный потенциал оксидного топлива

Глава 2. Материалы и методика исследования термодинамических свойств оксидного ядерного топлива, легированного различными элементами

2.1.Состав исследованных образцов, содержащие оксид церия и оксиды алюминия, кремния и ниобия

2,2.Получение и аттестация образцов на основе диоксида урана с добавками ниобия или церия

2.3.Получение и аттестация образцов модельного оксидного ядерного топлива для исследований

2.3.1. Спектр концентраций продуктов деления

2.3.2.Химическое состояние продуктов деления в оксидном ядерном топливе

2.3.3.Выбор состава и структурных характеристик модельного оксидного ядерного топлива

2.3.4.Получение образцов модельного оксидного ядерного топлива для исследований 69'

2.3.5.Аттестация образцов модельного оксидного ядерного топлива

2.4.Керамографические исследования образцов на основе диоксида урана

2.5.Рентгеновский анализ исследованных образцов

2.6.Установка для исследования термодинамических свойств оксидного ядерного топлива, легированного различными элементами, методами эдс твердоэлектролитной гальванической ячейки и твердофазного кулонометрического титрования

2.7,Выводы

Глава 3. Экспериментальное исследование термодинамических свойств модельного и легированного оксидного ядерного топлива

3.1.Экспериментальное исследование термодинамических свойств модельного оксидного ядерного топлива на основе диоксида урана, содерзкащего растворимые в матрице топлива имитаторы продуктов деления, с эквивалентным выгоранием МВт-сут/кгЦ

3.1.1.Концентрационные и температурные зависимости кислородного потенциала модельного оксидного топлива на основе диоксида урана с добавлением растворимых в матрице топлива имитаторов продуктов деления

3.1.2.Концентрационные зависимости энтальпии и энтропии растворения кислорода в модельном оксидном ядерном топливе на основе диоксида урана с добавлением растворимых в матрице топлива продуктов деления

3.1.3.0пределение типов кислородных дефектов в модельном оксидном топливе на основе диоксида урана, содерзкащем растворимые в матрице топлива ичитаторы продуктов деления

3.1.4.Выводы

3.2.Экспериментальное исследование термодинамических свойств иО% легированного оксидом ниобия

3.2.1.Концентрационные и температурные зависимости кислородного потенциала диоксида урана, легированного оксидом ниобия

3.2.2.Концентрационные зависимости энтальпии и энтропии растворения кислорода в диоксиде урана, легированного оксидом ниобия

3.2.3. Определение типов кислородных дефектов в диоксиде урана, легированном оксидом ниобия

3.2.4.Выводы

3.3.Экспериментальное исследование термодинамических свойств UOy, легированного оксидом иерия

3.3.1.Концентрационные и те.чпературные зависимости кислородного потенциала диоксида урана, легированного оксидом церия

3.3.2.Концентрационные зависимости энтальпии и энтропии растворения кислорода в диоксиде урана, легированного оксидом церия З.З.З.Определение типов кислородных дефектов в диоксиде урана, легированном оксидом церия

3.3.4.Выводы

Глава 4. Термодинамическая модель диоксида урана, содержащего добавки растворимых элементов

4.1.Аналитические зависимости кислородного потенциала исследованных образцов

4.2.0сновные положения для описания процессов дефектообразования

4.2.1. Основные положения термодинамической модели диоксида урана, содерокащего добавки растворимых элементов, Ui.yMey02±c

4.3.Квазихимическая модель реакций дефектов диоксида урана, содерзкащего добавки растворимых элементов

4.3.1.Расчет константы равновесия

4.4.Дефектная модель уран-цериевых оксидов

4.5.Выводы ОСНОВНЫЕ

ВЫВОДЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Кислородный потенциал легированного и модельного оксидного ядерного топлива»

Актуальность проблемы. Перспективными направлениями в развитии атомной энергетики являются повышение глубины выгорания оксидного уранового топлива в тепловых реакторах, а также использование смешанного уран-плутониевого оксидного топлива Ui.yPuy02±x в тепловых и быстрых реакторах. При глубоком выгорании за счет накопления продуктов деления происходит существенное изменение структуры, хИхМнческого и фазового состава оксидного ядерного топлива, что оказывает влияние на изменение его термодинамических свойств, в частности, на такую важную характеристику, как кислородный потенциал. От его величины зависят физическое и химическое состояния продуктов деления, их взаимодействие с топливом и оболочкой твэла, степень окисления внутренней поверхности оболочки твэла при выгорании топлива, его технологические и эксплуатационные свойства.В настоящее время для улучшения технологических свойств и оптили1зации структуры топливных таблеток, в особенности, для увеличения размера зерна, в диоксид урана вводятся пластифицирующие и легирующие добавки разного типа, способствующие удержанию газообразных продуктов деления, обеспечивающие увеличение скорости ползучести при деформнрова1П1И топливного сердечника, улучшающие спекаемость и другие свойства оксидного топлива, например, термодинамические, которые сильно зависят как от состава, так и от изменения отношения кислород/металл или величины нестехиометрии.Однако термодинамические свойства легированного топлива изучены недостаточно. Кроме того, при определении свойств оксидного ядерного топлива крайне важно контролировать величину нестехиометрии, чтобы иметь возможность соотнести измеренное свойство к оксиду с известным 0Т1юше1И1ем кислород/металл. В этой связи выяснение зависимости изменения кислородного потенциала оксидного топлива от величины нестехиометрии, температуры и количества накопленных в нем продуктов деления при глубоком выгорании является актуальным и представляет значительный научный и практический интерес.Цель лиссертационной работы. Целью данной работы является выявление основных закономерностей изменения термодинамических свойств диоксида урана в зависимости от температуры и нестехиометрии при накоплении в нем продуктов деления, и от содержания легирующих добавок для прогнозирования химического состояния продуктов деления в высокооблученном топливе, возможного окисления им внутренней поверхности оболочки твэла и определения необходихмого кислородного потенциала атмосферы спекания при производстве таблеток усовершенствованного оксидного топлива.Для достижения этой цели в работе решены следующие задачи.1.Проведен анализ литературных данных по влиянию температуры, нестехиометрии, пластифицирующих и легирующих добавок на кислородный потенциал оксидного ядерного топлива на основе диоксида урана.2.Получены образцы на основе диоксида урана.З.Проведен керамографический и рентгеновский фазовый анализы образцов UO2 для выявления их фазового состава и структуры.4.0боснован выбор метода исследования термодинамических свойств и методики контролируемого изменения отношения кислород/металл (или величины нестехиометрии) образцов UO2, содержащего имитаторы продуктов деления и легирующие добавки.З.Изучено влияние растворимых в матрице UO2 продуктов деления на концентрационные и температурные зависимости кислородного потенциала U02.,. б.Выявлена роль легирующих добавок к диоксиду урана на его термодинамические свойства.7.Установлены типы доминирующих кислородных дефектов сложных оксидов в исследованных интервалах нестехиометрии и температуры.Научная новизна работы заключается в следующем: 1.Получены температурные зависимости кислородного потенциала образцов легированного и модельного оксидного ядерного топлива.2.Показано, что растворимые в UO2 имитаторы продуктов деления La, Nd, Y, Се и Zr увеличивают кислородный потенциал модельного ядерного топлива с эквивалентной глубиной выгорания 60 МВт-сут/кги по сравнению с UO2 без добавок во всей исследованной застехиометрической области.3.Установлено, что добавление в диоксид урана ниобия снижает кислородный потенциал в застехиометрической и повышает его в достехиометрической области.4.Установлено, что в до- и застехиометрических областях составов характер концентрационнных и температурных зависимостей кислородного потенциала уран-цериевого оксида подобен тем, которые имеют место и для уран-плутониевого оксида.З.Получены аналитические выражения для кислородного потенциала легированного и модельного ядерного топлива, которые могут быть использованы для определения величины их нестехиометрии. б.Проведен модельный расчет концентрационных и температурных зависимостей кислородного потенциала, выполненный на основе предложенной термодинамической модели диоксида урана, содержащего растворимые элементы, в широком интервале температур и нестехиометрии.7.На основе комплексного использования методов эдс твердоэлектролитной гальванической ячейки и кулонометрического титрования установлены закономерности изменения кислородного потенциала от отношения О/М для уран-цериевого оксвда, содержащего 20 мае. % Се02, которые совпадают в пределах погрешности измерений с результатами модельного расчета этих характеристик в интервале температур 850 —1050 X!.Практическая значимость работы заключается в том, что полученные закономерности изменения термодинамических свойств легированного и модельного оксидного ядерного топлива позволяют прогнозировать химическое состояние продуктов деления, степень окисления внутренней поверхности оболочки твэла при выгорании, определять техьюлогические режимы (кислородный потенциал атмосферы спекания) получения усовершенствованного оксидного топлива, а также служат для нахождения величины нестехиометрии сложных оксидов.Результаты работы представляют интерес для исследователей, работающих в области физики твердого тела, экспериментаторов и специалистов-разработчиков ядерного топлива и использованы при анализе свойств оксидного топлива.Основные положения, выносимые на защиту.В соответствии с перечисленными целями и задачами исследования на защиту выносятся следующие положения, полученные в процессе решения поставленных задач: 1 .Экспериментальные результаты исследования термодинамических свойств диоксида урана, содержащего различные элементы методом эдс твердоэлектролитной гальванической ячейки с применением контролируемого кулонометрического изменения состава при окислении и восстановлении.2.Анализ и обобщение экспериментальных результатов по исследованию термодинамических свойств легированного и модельного оксидного топлива.3.Аналитические зависимости кислородного потенциала оксидного топлива в зависимости от тСхМпературы и нестехиометрии при накоплении в нем продуктов деления с эквивалентной глубиной выгорания 60 МВт -сут/кги, а также от содержания легирующих добавок.4.Тер\юдиналшческая модель диоксида урана, содержащего растворимые элементы, позволяющая определять значения кислородного потенциала в широком интервале температур и нестехиометрии, которая была апробирована на уран-цериевом оксиде.Личный вклад автора в полученные результаты заключается в решении поставленных задач по установлению закономерностей изменения концентрационных и температурных зависимостей кислородного потенциала оксидов на основе диоксида урана; проведении экспериментов и обработке результатов измерений термодинамических свойств легированного и люделыюго оксидного топлива; выявлении аналитических зависимостей кислородного потенциала оксидного топлива в зависимости от температуры и нестехпометрни при накоплении в нем продуктов деления, а также при содержании легирующих добавок; систематизации и анализе полученных результатов по влиянию легирования и имитаторов продуктов деления на кислородный потенциал UO2.Объем и структура работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, включая литературный обзор, основных выводов, приложения и библиографии. Работа изложена на 147 страницах, содержит 86 рисунков, 28 таблиц, 50 страниц приложения и список цитируемой литературы из 162 наименований.Апробация результатов работы и публикации. Основные положения работы доложены и обсуждены на следующих научных семинарах, совеш;аниях и конференциях: научная сессия МИФИ-98 (Москва, 1998 г.), научная сессия МИФИ-99 (Москва, 1999 г.), научная сессия МИФИ-2002 (Москва, 2002 г.), научная сессия МИФИ-2004 (Москва, 2004 г.). Результаты работ, вошедших в диссертацию были отмечены: в 1998 году - Дипломом «Первой международной Телекоммуникационной конференции студентов и молодых ученых», в 2002 году - Дипломом «Шестой конференции Телекоммуникации и новые информационные технологии в образовании».По теме диссертации опубликовано 9 работ в реферируемых научных журналах и в трудах конференций. Список публикаций приведен в конце автореферата.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Иванова, Наталья Анатольевна

Основные выводы

1. Показано, что при добавлении к диоксиду урана растворимых в матрице имитаторов продуктов деления La, Nd, Y, Се и Zr наблюдается повышение кислородного потенциала оксида по сравнению с U02+x без добавок, что согласуется с литературными данными по определению кислородного потенциала оксидного топлива с большой глубиной выгорания.

2. Показано, что концентрационные зависимости кислородного потенциала AG0i образца Uo,99sNbotoo202+x с увеличением отклонения отношения О/М от стехиометрического значения в интервале температур 850 —1050 °С лежат ниже аналогичных зависимостей для UO2+X в застехиометрической области.

3. Установлено, что присутствие церия в диоксиде урана значительно увеличивает кислородный потенциал Uoji8Ceot28202±x во всей исследованной области нестехиометрии. Важно отметить, что в до- и застехиометрической областях характер полученных концентрационнных и температурных зависимостей кислородного потенциала уран-цериевого оксида подобен тем, которые имеют место и для уран-плутониевого оксида.

4. На основании зависимостей логарифмических кривых величины нестехиометрии от парциального давления кислорода при различных температурах высказаны предположения относительно типов доминирующих кислородных дефектов в анионной подрешетке сложных оксидов на основе диоксида урана в исследованных интервалах нестехиометрии и температур. Показано, что перегиб на этих зависимостях соответствует изменению типа сложного кислородного дефекта.

5. Полученные концентрационные и температурные зависимости кислородного потенциала легированного и модельного оксидного топлива позволяют прогнозировать химическое состояние продуктов деления, степень окисления внутренней поверхности оболочки твэла при выгорании топлива, определять технологические режимы его получения.

6. По результатам экспериментальных данных представлены аналитические зависимости кислородного потенциала оксидного ядерного топлива в зависимости от температуры и нестехиометрии при накоплении в нем продуктов деления, а также содержании легирующих добавок, которые позволяют определять AG0i в широких областях температуры и нестехиометрии.

7. Разработана термодинамическая модель диоксида урана, содержащего добавки растворимых элементов, позволяющая вычислить равновесное давление кислорода над оксидом или связать его с особенностями дефектной структуры и определять значения кислородного потенциала сложных оксидов в широком интервале температур и нестехиометрии.

8. Закономерности изменения кислородного потенциала от отношения О/М для уран-цериевого оксида Uo,7i8Ceoj2s202.x, полученные методом эдс

ТЭГЯ, совпадают в пределах погрешности измерений с результатами модельного расчета этих характеристик, выполненного на основе предложенной термодинамической модели в интервале температур 850 — 1050 °С. V

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Иванова, Наталья Анатольевна, 2004 год

1. Годин Ю.Г. Оксидное топливо в ЯЭУ, М., МИФИ, 1986, с.88.

2. Aitken E.A., Brassfield H.C., Fryxell R.E. thermodynamic behaviour of hypostoichiometric UO2//Thermodynamics: Proc.Symp.1965. Vienna: IAEA, 1966, v.2, p.435-453.

3. Pattoret A., Smoes S., Drowart J. Mass spectrometry on the uranium - oxygen and uranium - carbon systems //Thermodynamics: Proc.Symp.1965. Vienna: IAEA, 1966, v.l, p.377-380.

4. Markin T.L., Wheeler V.J., Bones R.J. High temperature thermodynamic data for U02±x // J. Inorg. Nucl. Chem., 1968,v.30, p.807-817.

5. Tetenbaum M., Hunt P.D. High temperature thermodynamic properties of oxygen deficient urania //J. Chem. Phys., 1968, v.49, p.4739-4744.

6. ICroger F.A. Search for a defect model for UO2 // Z. Physik. Chem N.F., 1966, v.49, p.l78- 197.

7. Aronson S., Belle J. Nonstoichiometry in uranium dioxide // J. Chem. Phys., 1958, v.29, p.151-158. 2I.Roberts L.E.J., Walter A.J. Equilibrium phases and phase relations in the uranium oxide system//J. Inorg. Nucl. Chem., 1961, v.22, p.213-229.

8. Aukrust E., Forland Т., Hagemark K. Equilibrium measurements and interpretation of non- stoicniometry in UO2+X // Proc Conf. Thermod>Tiamics of Nucl. Mater, Vienna: IAEA, 1962, p.712-724.

9. Gerdanian P., Dode M. Etude thermodj-namique des oxydes U02±x // J- Chim. Phys., 1965, v.62,p.l71-184.

10. Hagemark K., Broli M. Equilibrium oxygen pussures over the nonstoichiometry uranium oxydes U3O8 z at higher temperatures // J. biorg. Nucl. Chem., 1966, v.28, p.2837-2850.

11. Willis В.Т.М. Structure of UO2, UO2+X and U4O9 by neutron diffraction // J. Phys. (Paris), 1964, v.25, p.431-439; Position of the oxygen atoms in иОглз // Nature, 1963, v. 197, p.755-756.

12. Aronson S., Rulli J.E., Schaner B.E. Electrical properties of nonstoichiometric uranium dioxide//J. Chem. Phys., 1961, v.35, p.1382-1388.

13. Nagels P., Devreese J., Denayer M. Electronic conduction in single crj'stals of uranium dioxide // J. Appl. Phys., 1964, v.35, p. 1175-1180.

14. Arrott A., Goldman J.E. Magnetic analysis of the uranium - oxygen system // Phys. Rev., 1957, V. 108, p.948-953.

15. Atlas L.M. Statistical model of partially ordered defects in UO2+X // J- Phys. Chem. Solids, 1968,v.29,p.l349-1358.

16. ГОДИН Ю.Г., Баранов В.Г., Макаров СЕ. Методика определения отношения кислород/металл в уран-гадолиниевых топливных оксидах с помощью твердоэлектролитной гальванической ячейки // Радиохимия, М.,1994, т 36, вып.1, с.42-47.

17. Чеботин В.Г., Перфильев М.В. Электрохимия твердых электролитов, М.: Химия, 1978, с.312.37

18. Markin T.L., Bones R.J. The determination of some thermodynamic properties of uranium oxides with O/U ratios between 2,00 and 2,03 using a high temperature galvanic cell // Report, AERE-R 4178, part 2, 1962, p. 13.

19. Doucroux R., Fromout M., Baptist Ph.J., Pattoret A. Mesures en continu de la redistribution de Г oxygene sous gradient thermique dans U02fx // J- Nucl.Mater., 1980, v.92, p.325-333.

20. Vollath D. A non-destructive method for determining the oxygen/metal ratio in plutonium- bearing nuclear oxide fuel // Nuclear fuel quality assurance, Proc. Symp. Vienna: IAEA, 1976, p.165-173.

21. Woodlf;/'R.E., Adamson M.G. The oxygen potential of near- and non-stoichiometric urania - 25 mol.% plutonia solid solutions: a comparison of thermogravimetric and galvanic cell measurements // J. Nucl. Mater., 1979, v.82, p.65-75.

22. Matsui Т., Naito K. Electrical conductivity, oxygen potentials and defect structures of pure UO2+X and U02rt doped with varios canions // J. of the Less-Common Metals, 1986, v.l21, p. 279-283.

23. Matsui Т., Naito K. Electrical conductivity measurement and thermogravimetric study of lanthanum-doped uranium dioxide//J. Nucl. Mater.,1986, v.l38, p.19-26.

24. Fujino Т., Tateno J., Tagawa H. Thermod>'namics of MgyUi уОг+х by EMF measurements: I. properties at high magnesium concentrations // J. Solid State Chem., 1978, v.24, № 1, p.ll-19.

26. Une K., Oguma M. Letter to the editors oxygen potential of Uo,96Gdo,o402 (UO2 - 3wt% Gd203) solid solution // J. Nucl. Mater., 1985, v. 131, p.88-91.

27. Matsui Т., Naito K. Electrical conductivity measurement and thermogravimetric study of pure and niobium-doped uranium dioxide // J. Nucl. Mater., 1985, v. 136, № 1, p. 59-68.

28. Matsui Т., Naito K. Electrical conductivity measurement and thermogravimetric study of chromium-doped uranium dioxide//J. Nucl. Mater., 1986, v.l37, p.212-216.

29. Aronson S., Clapton J.C. Thermodjuamic properties of nonstoichiometric urania-thoria solid solutions // J. Chem. Phys., 1960, v.32, № 3, p.749-754.

30. Aronson S., Clapton J.C. Thermodynamic properties of nonstoichiometric urania-zirconia solid solutions // J. Chem. Phys., 1961, v.35, № 3, p. 1055-1058.

31. Tretyakov Yu.D., Komarov V.F., Prosvimina N.A., Kutsenok I.B. Nonstoichiometry and defect structures in copper oxides and ferrites // J. Solid State Chem., 1972, v.5, p. 157-167.

32. Г0ДИН Ю.Г. Физическое материаловедение и технология МОХ-топлива, 2001, М., МИФИ, с. 103.

33. Metz C.F., Dahlby J.W., Waterbury G.R. Measurement of the oxygen to heavy metal atom ratio in unirradiated mixed-oxide fuels // Analytical methods in the nuclear fuel cycles: Proc.Symp.1971. Vienna: IAEA, 1972, p.35-44.

34. Markin T.L., Crouch E.C. Thermodynamic data for U-Ce-oxides // J. Inorg. Nucl. Chem., 1970, v.32, p.77 - 82.

35. Woodley R.E. Variation in the oxygen potential of a mixed-oxide fuel with simulated burnup // J. Nucl Mater., 1978, v.74, p.290-296.

36. Norris D.I.R. and Kay P. Oxygen potential and lattice parameter measurements in (U,Ce)02 z//J. Nucl. Mater., 1983, v.ll6, p.184-194.

38. Brauer G, Gradinger H. Die oxydsysteme des cers und des praseodyms //Z.anorg.allgem.chem., 1954, v.227, p.89-95.

39. Bevan D.J.M. Ordered intermediate phases in the system CeOa-CeiOs //J.Inorg.Nucl.Chem., 1955,v.l,p.49-59.

40. Bevan D.J.M., Kordis J. Mixed oxides of the type UO2 (Fluorite) - M2O3-I: Oxygen dissociation pressures and phase relationships in the system Се02-Се20з at high temperatmes //J.Inorg.Nucl.Chem., 1964, v.26, p.1509-1523.

41. Brauer G, Gingerich K.A. Hochtemperatur-Rontgenunter-Suchimgen an ceroxyden // J.Inorg.Nucl.Chem., 1960, v.l6, p.87-99.

42. Markin T.L., Street R.S., Crouch E.C. The uranium - cerium oxygen ternary phase diagram // J. Inorg. Nucl. Chem.,1970, v.32, p.59-75.

43. Lorenzelli R., Touzelin B. Sur le systeme U02-Ce02 cristallographique a haute temperature//J.Nucl. Mater., 1980, v.95, p.290-302.

44. Markin T.L., Street R.S. The uranium-plutonium-oxygen ternary phase diagram // J. Inorg. Nucl. Chem., 1967, v.29, p. 2265-2280.

45. Benedict U.,Coquerelle M., Bueger J. dc, Dufour С A study of local composition variations in irradiated oxide fuel by X-ray diffractometry // J.Nucl.Mater, 1972, v. 45, № 3, p.217-229.

46. Ducroux R., Baptiste Ph. J. Mesure du potential d-oxygene dans le systeme Uo,7Ceo,302±x // J.Nucl. Mater., 1981, v.97, p.333-336.

47. Markin T.L., Roberts L.E.J. Thermod>namic of nonstoichiometric oxide systems // Proc. Br.Ceram.Soc., London, 1967, v.8, p.201-217.

48. Roberts L.E.J. Non-stoichiometry in fluorite structures // Essays in structural chemistry, New York, 1971, p.264-295.

49. Woodley R.E. Oxygen potentials of plutonia and urania-plutonia solid solutions // J. Nucl. Mater., 1981, v.96,p.5-14.

50. Schmitz F. Potential d'oxygene et structure de defaut dc Toxyde mixte (U,Pu)02 x // J- Nucl. Mater., 1975, v.58, p.357-360. 72,Catlow C.R.A. The thermod>Tiamics of mixed oxide reactors fuels // J. Nucl. Mater., 1977, V.67, p.236-238.

51. Manes L., Matzke Hj. Some comments to the thermodynamics of mixed oxide reactor-fuels // J. Nucl. Mater., 1978, v.74, p.167-171.

52. Manes L., Manes-Pozzi B. A imified model for defects substoichiometric plutonium dioxide and uranium-plutonium mixed oxide // in: Plutonium 1975 and other actinides: Proc. Symp.N.Y.: Amer. Elsevier Publish Comp.,1976, p. 145-163.

53. Franco de M., Gatesoupe J.P. The thermodynamic properties of (U,Pu)02±x described by cluster model // in: Plutonium 1975 and other actinides: Proc. Symp.N.Y.: Amer. Elsevier Publish Сотр., 1976,p.l33-143.

54. Cordfunke E.H.P., Konings R.J.M. Chemical interactions in water-cooled nuclear fuel: a thermochemical approach//J. Nucl.Mater., 1988, v. 152, p.301-309.

55. Marsh G., Wood G.A., Perkins C.P. Niobia-doped UO2 fuel manufacturing experience at BNFL // idid, paper № 2.

56. Sawbridge P.T., Re>'nolds G.L., Burton B. The creep of UO2 fuel doped with №205 // J. Nucl. Mater., 1981, v.97, № 3, p. 300-308.

57. Assman H. Doping UO2 with niobia beneficial or not? // J. Nucl. Mater., 1981, v.98, № 1, p. 216-220.

58. Matsui Т., Naito K. Oxygen potentials of U02±x and (Thi.yUy)02 x // J. Nucl. Mater., 1985, v.l32,№3, p. 212-221.

59. Kubaschevski O., Slough W. Recent progress in metallurgical thermochemistry // Progress in Mater. Sci., 1969, v. 14, p.3-54.

61. Stadlbauer E., Wichmann U., Lott U., Keller С Thermodynamics and phase relationships of the ternary lanthanum-uranium-oxygen system // J. Solid State Chem., 1974, v. 10, p.341-350.

62. Keillen J.C. The effect of niobium oxide additions on the electrical conductivity of UO2 // J. Nucl. Mater., 1980, v.88, p. 185-192.

63. Pattoret A., Drowart J., Smoes S. Etudes thermod^namiques par spectrometrie de masse sur le systeme uranium-oxygene // Thermodynamics of Nucl. Mater., Proc. Symp. 1967, IAEA, 1968,p.613-636.

64. Dudney N.J., Coble R.L., TuUer H.L. Electrical conductivity of pure and >ttria-doped uranium dioxide//J. Am. Ceram. Soc, 1981, v.64, p.627-631.

65. Gerdanian P. Interpretation of microcalorimetric measurements of ДЯ^ for UO2+X oxides with small departures from stoichiometry//J. Phys. Chem. Solids, 1974, v.35, p. 163-170.

66. Бибилашвили Ю. К., Баранов В.Г., Годин Ю.Г. н др. Внереакторное моделирование нз.менения свойств оксидного ядерного топлива при гл>'боком выгорании // Вопросы ато.мной на)^! и техники. 2002. № 1(59). серия: Материаловедение и новые материалы 55-67

67. Matzke Hj., Lucuta P.G., Verrall R.A., Henderson J. Specific heat of U02-based simfuel // J. Nucl.Mater., 1997, v.247, p.121-126.

68. Lucuta P.O., Matzke Hj,, Verrall R.A., Tasman H.A. Thermal conductivity of hjperstoichiometric simfuel II I. Nucl.Mater., 1995, v.223, p.51-60.

69. Matsui Т., Arita Y., Naito K. High temperature heat capacities and electrical conductivities of UO2 doped with jttrium and simulated fission products // J. Nucl.Mater., 1992, v. 188, p.205-209.

70. Lucuta P.G., Matzke Hj., Verrall R.A., Tasman H.A. Thermal conductivity of simfuel // J. Nucl.Mater., 1992, v. 188, p. 198-204.

71. Hofman P. Simulation of the chemical state of irradiated oxide fuel; influence of the internal corrosion on the mechanical properties of Zry-4 tubing"^ // Report bCFK- 2785, 1979, p. 16.

72. Tourasse M., Boidron M., Pasquet B. Fission product behaviour in phenix fuel pins at high burnup // J. Nucl. Mater., 1992, v. 188, p.49-57.

73. Ainscough J.B., Ferguson I.F. The oxidation of uranium dioxide->ttria solid solutions // J. Jnorg. Nucl. Chem., 1974, v.36, p.193-194.

74. Nakamura J., Otomo Т., Kawasaki S. Oxidation of UO2 under dry storage condition // J. Nucl. Sci. Technol, 1993, v.30, № 2, p.181-184; Oxidation of fuel rod under dry storage condition // J. Nucl. Sci. Technol., 1995, v.32, № 4, p.321-322.

75. Lindemer T.B., Besmann T.M. Chemical thermodynamic representation of <U02±x> // J- Nucl.Mater., 1985, v. 130, p.473-488.

76. Nakamura A., Fujino T. Thermodynamic study of UO2+X by solid state EMF technique // J. Nucl. Mater., 1987, v.l49, p.80-100.

77. Une K., Oguma M. Oxygen potentials of UO2 fuel simulating high burnup // J. Nucl. Sci. Technol., 1983,v.20,p.844-851.

78. Lucuta P.G., Verrall R.A., Matzke Hj., Palmer B.J. Microstructural features of simfiiel- simulated high-burnup U02-based nuclear fuel // J. Nucl. Mater., 1991, v. 178, № 1, p.48-60.

79. Gittus J.H., Matthews J.R., Potter P.E. Safety aspects of fuel behaviour during faults and accidents in pressurised water reactors and in liquid sodium cooled fast breeder reactors // J. Nucl. Mater., 1989, v. 166, p. 132-159.

80. IS.Romberger K.A., Baes C.F., Stone H.H. and Jr. Phase equilibrium studies in the иОг-ТгОг system//J. hiorg. Nucl. Chem., 1967, v.29, p.1619-1630.

81. Holleck H., Wagner W. Oxygen nitrures et carbures temaires de U-Ce-Zr // Thermodynamics of Nucl. Mater.: Proc.S>TOp.l967. Vienna: IAEA, 1968, p.667-681.

82. Schleifer P., Naoumidis A., Nickel H. Thermodynamics on U02-ZЮ2-Ln02.x solid solutions // J. Nucl. Mater., 1983, v.ll5, p.143-158.

83. Dehaudt P.H. 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.

84. Matsuda T. et al. Characteristics of fuel pellet with additive of Al and Si // idid, paper 1-1.

85. Davies J.h., Vaidyanathan S., Rand R. Modified UO2 fuel for high bumups // Tonfuel - 99 International Topical Meeting LWR Nuclear Fuel, Proceeding of cousister 13-15.IX.99, Avignon, France

86. Бибилашвили Ю.К. Состояние работ по совершенствованию материалов и твэлов для реакторов ВВЭР и РБМК // Сб. докладов межд>'народной конференции "Атомная энергетика на пороге XXI века", Электросталь, 2000, с.520.

87. Котельников Р.Б., Бшплыков СИ., Каштанов А.Н. и др. Высокотемпературное ядерное топливо // М., Атомиздат, 1978,с.366.

88. Imoto S. Chemical state of fission products in irradiated UO2 // J. Nucl. Mater., 1986, v. 140, p. 19-27.

89. Кевролев B.B., Кузнецов В.Ф., Морозов А.Г. и др. Анализ термохимической стабильности торий-уранового топлива (Th02-U02) при глубоком выгорании // Доклад на международной конференции "Атомная энергетика на пороге XXI века". Электростать, 2000.

90. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. " Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", кн. 1,2 М., Энергоатомиздат, 1995.

91. Leitnaker J.M. Applications of thermodynamics for predicting and understanding the performance of fast breeder reactor oxide fuels // J. Nucl. Mater., 1974, v.51, №1, p.95-105.

92. Beals R.J., Handwerk J.H., Wrona B.J, Behavior of urania-rare-earth oxides at high temperatutes // J. Am. Ceram. Soc, 1969, v.52, p.578-581.

93. Sood D.D,, Dash S., Prasad R. Phase diagram and thermod>Tiamic calculations of alkali and alkaline earth metal zirconates // J. Nucl. Mater., 1996, v.228, № 1, p.83-116.

94. Yang R.L., Olander D.R. Behavior of metallic inclusions in uranium dioxide // Nucl. Technol., 1981, v.54, p.223-233.

95. Adachi Т., Muromura Т., Takeishi h., Yamamoto T. Metallic phases precipitated in UO2 fuel: LPhases in simulated fuel // J. Nucl. Mater., 1988, v.l51, № 3, p.318-326; II. Insoluble residue in simulated fuel // J. Nucl. Mater., 1988, v.l60, p.81-87.

96. Ishimoto S., Hirai M., Ito K., Korei Y. Effects of soluble fission products on thermal conductivities of nuclear fuel pellets // J. Nuclear Science and Technology, 1994, v. 31, p.796-802.

97. Amaya M., Hirai M. The effects of oxidation on the thermal conductivity of (U,M)02 pellets (M=Gd and/or simulated soluble FPs) IIL Nucl. Mater., 1997, v.246, p.158-164.

98. Schmalzried H. The EMF method in studying thermodjuamic and kinetic properties of compounds at elevated temperatures // Thermod>Tiamics: Proc. Symp.1965. Vienna: IAEA, 1966,v.l,p.97-110.

99. Иванова H.A. Исследование термодинамических свойств оксидного ядерного топлива, легированного оксидом церия. - В кн.: Труды научной сессии МИФИ-98. М: МИФИ, 1998,4.11, с. 48-51.

100. Иванова Н.А. Исследование термодинамических свойств диоксида >рана, легированного оксидами продуктов деления. - В кн.: Труды научной сессии МИФИ-99. М: МИФИ, 1999, T.13, с. 131-133.

101. Иванова Н.А., Годин Ю.Г., Баранов В.Г. Исследование термодинамических свойств модельного топлива на основе диоксида урана. - В кн.: Труды научной сессии МИФИ102. М: МИФИ, 1999, т.5, с. 80-81.

103. Иванова Н.А., Годин Ю.Г., Баранов В.Г. Термодинамическая модель легированного диоксида -^рана. - В кн.: Труды научной сессии МИФИ-2004. М: МИФИ, 2004, т.9, с. 115-116.

105. Баланкин C.A., Соколов B.C. Термодинамическая стабильность высокотемпературных соединений >рана, М., МИФИ, 1987, с.52.

106. Крегер Ф. Химия несовершенных кристаллов, М.: Мир, 1969, с.644.

107. Чеботин В.Н Физическая химия твердого тела, М., «Химия», 1982, с.320.

108. Ковт>'неико П.В. Физическая химия твердого тела: кристаллы с дефектами, М., Высшая школа, 1993, с.352.

109. Szwarc R. The defect contribution to the excess enthalpy of uranium-dioxide-calculation of the Frenkel energy//J, Physics and Chemistry of Solids, 1969, v.30, p.705-711.

110. Matsui Т., Naito K. Defect structures of UO2+X and U409±y // J. Nucl. Sci. Techol., 1975, V.12, p. 250-253.

111. Fukushima S., Ohmichi T,, Maeda A., Watanabe H. the effect of gadolinium content on the thermal conductivity of near stoichiometric (U,Gd)02 solid solutions // J. Nucl. Mater., 1982, V. 105, p.201-210.

112. Ho S., Radford K. Structural chemistry of solid solution in the U02-Gd203 system // Nucl. Technol., 1986, v.73, № 3, p.350-360.

114. Горский B.B. Уран-гадолиниевое оксидное топливо: Основные свойства GdaOs и U02-Gd203 // Атомная техника за рубежом, 1989, № 2, с.3-11.

115. Park K., Yang M., Park H. The stoichiometry and the oxygen potential change of urania fuels during irradiation//J. Nucl. Mater., 1997, v.247, p. 116-120.