Особенности взаимодействия топливной композиции уран-молибден-продукты деления с алюминиевой матрицей при наличии барьерных покрытий тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, кандидат технических наук Шорников, Дмитрий Павлович

  • Шорников, Дмитрий Павлович
  • кандидат технических науккандидат технических наук
  • 2010, Москва
  • Специальность ВАК РФ01.04.07
  • Количество страниц 144
Шорников, Дмитрий Павлович. Особенности взаимодействия топливной композиции уран-молибден-продукты деления с алюминиевой матрицей при наличии барьерных покрытий: дис. кандидат технических наук: 01.04.07 - Физика конденсированного состояния. Москва. 2010. 144 с.

Оглавление диссертации кандидат технических наук Шорников, Дмитрий Павлович

Введение.

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—А1.

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.

Рекомендованный список диссертаций по специальности «Физика конденсированного состояния», 01.04.07 шифр ВАК

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Особенности взаимодействия топливной композиции уран-молибден-продукты деления с алюминиевой матрицей при наличии барьерных покрытий»

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/(м -с)). 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 °С.

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 покрытие -алюминиевая 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», «топливо -барьерное 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.

Похожие диссертационные работы по специальности «Физика конденсированного состояния», 01.04.07 шифр ВАК

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Шорников, Дмитрий Павлович

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 °С.

6. Впервые показано, что зона взаимодействия диффузионных пар алюминий - (U-Mo), содержащий Cs, I при выдержке 100 ч при 300 °С 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 °С в течение 100 ч, а для исключения взаимодействия А1 с Mo при локальном повышении температуры выше 300 °С предлагается нанесение дополнительного слоя из А1203 или A1N.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Шорников, Дмитрий Павлович, 2010 год

1. Клинов А.В. Водоохлождаемые ядерные реакторы с высокой плотностью потока нейтронов для научных исследований. — Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2006. 28 с.

2. Федик 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. Федик 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. Самойлов 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. Годин 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. Займовский 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. Ватулин 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. Ватулин 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 2124767, 26.08.1997 (VNIINM).

13. Патент США №3404200, 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. Сокурский 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. Решетников 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. Лякишев Н.П. Диаграммы состояния двойных металлических систем. Справочник в 3-х т. Т. 1. -М.: Машиностроение, 1996. 992 с. .

19. Емельянов 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. Бескоровайный 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. Ватулин A.B., Стецкий Ю.А., Колобнева Л.И. и др. Результаты разработок по созданию перспективных твэлов для исследовательских реакторов.

34. Попов 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. Голосов 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. Попов 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. Голосов 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. Добрикова 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. Баранов 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. Барон В.В., Савицкий Е.М. Журнал неорганической химии. 1961. т. 6. №1, с. 182-185.

53. Глазов В.М., Лазарев Г.П., Корольков Г.А. Металловедение и термическая обработка металлов. 1959. №10, с. 48-50.

54. Дриц М.Е., Каданер Э.С., Кузьмина В.И. Изв. АН СССР. Металлы. 1968. №1, с. 170-175.

55. Кузнецов 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. Ватолин Ы. А., Моисеев Г. К., Трусов Б. Г. Термодинамическое моделирование в высокотемпературных неорганических системах. М.: Металлургия, 1994. - 352 с.

60. Нечаев 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. Нечаев В.В. Принципы компьютерного моделирования химических транспортных реакций. В сб. Научная сессия МИФИ-2003. М.: МИФИ, 2003, т. 9, с. 112-115.

62. Нечаев 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.

63. Kruger O.L. Phase Relations and Structures in Uranium-Plutonium-Fissium Alloys. J. Nucl. Mater., 1966. v. 19, p. 29-41.

64. Бибилашвили 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.

65. Бать 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.

66. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1978. 432 с.

67. Глинка H.JI. Общая химия: Учебное пособие для вузов. Под ред. А. И. Ермакова. Изд. 30-е, исправленное -М.: Интеграл-Пресс, 2006. 728 с.

68. Харрингтон И., Рюэле А. Технология производства урана: Пер. с англ. Под ред. А.С. Займовского и Г.Л. Зверева. М.: Госатомиздат, 1961. 330 с.

69. Шевченко В.Б., Судариков Б.Н. Технология урана. М.: Гасатомиздат, 1961. 336 с.

70. Бирюков С.И., Метелкин Ю.А. Плавка и литье урана и его сплавов. — М.: Энергоатомиздат, 1983. 111 с.

71. Banker I.G. Prepr. Y/DA - 6663 Oak-Ridge Y-12 Plant, Tenn., USA, 1976. p. 19.

72. 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.

73. 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.

74. Евстюхин 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.

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

76. Parker W.J., Butler С., Abott G. J. Appl. Phys., 1961, v. 32, p. 1678-1684.

77. Баранов В.Г., Годин Ю.Г., Тенишев A.B. и др. Влияние длительности импульса и утечек тепла в импульсном методе измерения температуропроводности. В сб. Научная сессия МИФИ-2000, М.: 2000, т. 8, с. 174-175.

78. Баранов 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.

79. 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.

80. 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.

81. 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.

82. 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.

83. 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.

84. 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.

85. 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.

86. Осаждение из газовой фазы. Под ред. К. Пауэлла, Дж. Оксли, Дж. Блочера. М.: Атомиздат, 1970. с. 384.

87. Беленький М.А., Иванов А.Ф. Электроосаждение металлических покрытий. Справочник. М.: Металлургия, 1985. 288 с.

88. 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.

89. Черепанов A.M., Тресвятский С.Г. Высокоогнеупорные материалы и изделия из окислов. -М.: Металлургия, 1964. 400 с.

Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.