Теория и расчет газово-вакансионного распухания уранового металлического ядерного топлива тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.07, доктор физико-математических наук Коновалов, Игорь Иванович

• Коновалов, Игорь Иванович
• доктор физико-математических наук
• 2001

Оглавление диссертации доктор физико-математических наук Коновалов, Игорь Иванович

Список условных обозначений

ВВЕДЕНИЕ

1 ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ ФИЗИКО-МАТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ РАСПУХАНИЯ

1.1 Развитие теоретических подходов к описанию распухания урана

1.2 Базовая физическая модель распухания и моделируемые процессы

1.3 Критические физические параметры вещества, определяющие его распухание

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Теория и расчет газово-вакансионного распухания уранового металлического ядерного топлива»

Одной из основных инженерных проблем использования сплавов урана, как в прочем и других делящихся материалов, является распухание (увеличение объема) в процессе деления (выгорания) атомов.

Облучение нейтронами делящихся материалов приводит к образованию двух основных видов первичных атомарных дефектов: осколочные атомы и пары Френкеля - собственный междоузельный атом (СМА) плюс вакансия.

Оценки в предположении, что осколки деления в урановой матрице имеют тот же атомный радиус, что и в собственной кристаллической решетке (для Хе в жидком состоянии), показывают скорость распухания (увеличение объема) около 3,2% на 1 ат.% выгорания металлического урана.

Без учета инертных газовых атомов скорость распухания матрицы составляет около 2,7 % на 1 ат.% выгорания (так называемое «твердое» распухание).

Осколочные атомы инертных газов при определенных условиях образуют пузырьки. Согласно уравнению состояния равновесного газового пузырька, зависимость распухания от выгорания подчиняется степенному закону "3/2" (так называемое «газовое» распухание).

Другим процессом, приводящим к распуханию, является структурное разделение собственных точечных дефектов, например конденсация СМА в виде дислокационных петель и конденсация вакансий в виде пор. По оценкам автора при полном разделении собственных точечных дефектов скорость распухания может достигать 400% на 1 ат.% выгорания (так называемое «вакансионное» распухание).

Поскольку в чистом виде газовое и вакансионное распухание реализуется относительно редко, правильнее говорить о смешанном газово-вакансионном распухании при доминанте того или иного механизма, контролирующего процесс расширения газонаполненных пор.

Физико-математические модели, представленные в диссертации, разработаны в рамках непрерывной гомогенной (континуальной) среды и «капиллярного» подхода к описанию состояния газонаполненных пор (идеальная сфера в непрерывной среде).

Помимо описания математического аппарата предлагаемых моделей процессов, приводящих и влияющих йа газово-вакансионное распухание, автор стремился, где это было возможным, для наглядности представить упрощенные аналитические решения.

Из-за отсутствия экспериментальных данных по «тонким» структурным изменениям в облученном топливе некоторые теоретические подходы верифицированы на данных для конструкционных материалов. Однако при этом учитывалось, что для ядерного топлива при относительно высоких скоростях радиационного повреждения и высокой скорости генерации газовых атомов черты некоторых процессов, приводящих к распуханию, приобретают качественно новый характер.

Обоснование выбора значений основных характеристик урана и некоторых сплавов и соотношение используемых внесистемных размерностей даны в Приложении 1.

Методы решения некоторых уравнений, используемых в коде для расчета распухания «VACS», приведены в Приложении 2.

Актуальность работы

Уран и его сплавы представляют интерес для ядерных энергетических и исследовательских установок, эффективность которых зависит от максимально возможной концентрации атомов урана в объеме активной зоны.

Разработка сплавов урана проводится применительно к дисперсионному топливу для исследовательских реакторов и реакторов малой атомной энергетики и связана со стратегией исключения высокообогащенного урана (обогащение более 20%) из ядерного топливного цикла и решения проблемы нераспространения ядерно-опасных материалов.

Перевод российских исследовательских реакторов на низко-обогащенное топливо, а также его использование в исследовательских реакторах нового поколения, например, в реакторе ПИК, невозможно сделать без разработки высокоплотных урановых топливных сплавов. Известные виды дисперсионного топлива на основе соединений урана U02 и U3Si2 обеспечивают удельное содержание до 4 rU/см , вместо требуемого значения для низкообогащенного топлива (6-8) rU/см .

Ориентация на металлические сплавы урана в виде дисперсионного топлива сделана в рамках международной программы снижения обогащения топлива исследовательских реакторов (RERTR), инициированной США.

Другим примером использования сплавов урана является создание на их основе мишеней для протонного ускорителя. Интенсивность генерируемых нейтронов напрямую зависит от удельного содержания урана в устройстве.

Основной массив экспериментальных данных для урана и сплавов получен для специфических условий облучения: либо при низких выгораниях, либо при температурах, не соответствующих предполагаемым рабочим температурам в указанных выше устройствах. В связи с этим возникает задача разработки теории распухания уранового топлива, корректно описывающей имеющиеся экспериментальные данные, и использование ее для других условий облучения.

Разработка такой теории, описывающей распухание урана и его сплавов и справедливой для любых условий облучения, позволяет сформировать новую "ступень" знаний в радиационном материаловедении делящихся материалов.

Цель и задачи работы

Целью работы являлось повышение работоспособности новых видов ураноемкого ядерного топлива за счет развития теоретических основ и создания физико-математических моделей процессов, определяющих газово-вакансионное распухание, и выявления наиболее эффективных принципов легирования урана.

Для достижения этой цели решались следующие задачи:

- Объединение теоретических положений, разработанных для газового и вакансионного распухания, в единый подход для описания состояния газосодержащей поры.

- Определение критических физических параметров материала, влияющих на его распухание, и корректное определение их величин для урана и его сплавов.

- Определение радиационной компоненты диффузии собственных точечных дефектов и газовых осколочных атомов.

- Разработка физических моделей процессов, определяющих и влияющих на распухание урана: эволюция дислокационной структуры, рекристаллизация, зарождение и рост газово-вакансионных пор, их коагуляция, структурные и фазовые превращения под облучением.

- Разработка и верификация комплекса расчетных программ, позволяющего моделировать распухание сплавов урана с заданной структурой и свойствами.

Научная новизна и вклад автора в разработку научного направления

Применительно к металлическому топливу на основе урана автор . диссертации получил следующие новые результаты:

- На основе анализа предложенного уравнения состояния газосодержащей поры выявлены критические физические параметры вещества, в наибольшей степени влияющие на результаты расчета распухания.

- Путем сравнительного анализа экспериментальных, прямых и косвенных данных, результатов, полученных при использовании различных теоретических подходов и эмпирических зависимостей, определены наиболее вероятные значения критических физических параметров урана.

- Предложено уравнение для расчета радиационной компоненты диффузии собственных точечных дефектов и "чужеродных" атомов.

- Предложена «петлевая плоскостная» модель и разработана система уравнений, описывающая зарождение и эволюцию структуры подвижных и неподвижных дислокаций под облучением.

- Предложен механизм радиационной рекристаллизации и разработаны уравнения для расчета диаграмм «температура-время-превращение».

- Разработана физико-математическая модель "плоской стенки" для определения массопереноса легирующего компонента через границу двух фаз и определения направленности фазовых превращений в сплавах урана под облучением.

- Разработана система уравнений, описывающих зарождение газово-вакансионных пор и их эволюцию, включая процессы коагуляции.

- Определены условия реализации газового или вакансионного механизма распухания урана и сплавов.

- Теоретически обоснованы существующие и предложены новые принципы легирования урана для уменьшения распухания.

Совокупность разработанных автором новых теоретических положений и физико-математических моделей, их верификация, как полагает автор диссертации, позволяет прогнозировать распухание металлического уранового топлива, имеющего заданный состав, структуру и свойства.

Ряд разработанных автором теоретических положений признан на международном уровне и используются, например, при расчетном прогнозировании распухания сплавов урана применительно к дисперсионному топливу исследовательских реакторов (международная программа RERTR).

Практическая значимость работы

• Разработан и верифицирован расчетный код «VACS», предназначенный для вычисления распухания сплавов урана при нейтронном облучении.

• Выданы практические рекомендации по принципам легирования урана для уменьшения его распухания.

• Установленные общие закономерности распухания урана и его сплавов и разработанные физико-математические модели процессов, приводящих к распуханию, могут быть распространены и на другие делящиеся и конструкционные материалы.

Апробация результатов работы и публикации.

Основные результаты работы докладывались на Международной конференции по радиационному материаловедению (Алушта, 1989г.), Технических совещаниях МАГАТЭ по топливу с низким газовыделением

Москва, 1996) и по неоксидному топливу (Вена, 1999), Втором международном семинаре по новому топливу для 21 века (Корея, 1998), на Международном симпозиуме по микроструктурным процессам в облученных материалах (США, 1998), на Международных встречах по программе RERTR (США, 1997; Бразилия, 1998; Венгрия, 1999; США, 2000).

Содержание диссертации опубликовано автором в основных открытых 14-и печатных трудах в виде статей в журналах, текстов докладов в сборниках трудов конференций, препринтов.

На защиту выносятся:

1. Выбор основных теоретических положений для разработки уравнения состояния газово-вакансионной поры.

2. Определение и обоснование критических параметров (свойств) вещества, определяющих его распухание, методологию определения их значений применительно к урану и его сплавам.

3. Физические модели и математический аппарат, описывающий процессы, определяющие и влияющие на газово-вакансионное распухание, а именно:

• диффузия собственных точечных дефектов и осколочных газовых атомов при облучении;

• зарождение и эволюция дислокационной структуры, состоящей из подвижных дислокационных петель, краевых подвижных и неподвижных дислокаций;

• структурные и фазовые превращения под облучением, влияющие на распухание урановых сплавов;

• зарождение газово-вакансионных пор под облучением и их эволюция, в том числе коагуляция вследствие радиационного роста альфа-урана.

4. Алгоритм кода «VACS» и результаты расчетов распухания металлического уранового топлива с привязкой к реальной структуре и свойствам, верификацию расчетов.

5. Теоретическое обоснование известных и новых, предложенных в диссертации, принципов легирования урана для уменьшения его распухания.

Заключение диссертации по теме «Физика конденсированного состояния», Коновалов, Игорь Иванович

выводы

1. В рамках континуальной среды и «капиллярного» подхода разработана теория газово-вакансионного распухания, учитывающая реальные структуру и свойства делящегося материала и их изменения в процессе облучения.

2. Для расчета распухания урана и его сплавов разработан и верифицирован код «VACS», включающий физические модели следующих процессов:

- радиационно-стимулированная диффузия собственных точечных дефектов под действием термических пиков;

- радиационно-стимулированная диффузия газовых осколочных атомов в условиях пересыщения матрицы вакансиями и под воздействием термических пиков;

- зарождение и эволюция подвижных прямолинейных и петлевых краевых дислокаций, а также неподвижных дислокаций в ячеистой дислокационной субструктуре;

- радиационная рекристаллизация топлива, вызванная накоплением неподвижных дислокаций;

- зарождение газово-вакансионных пор и их коагуляция за счет формоизменения кристаллитов альфа-урана вследствие радиационного роста;

- термический и радиационный массоперенос легирующих элементов через границу раздела фаз.

3. Установлены температурно-временные условия, при которых реализуется газовый или вакансионный механизм распухания урана и его сплавов, а также сценарии смены механизмов распухания.

4. Рассмотрены новые и теоретически объяснены известные принципы легирования урана, снижающие его распухание:

• Легирование интерметаллидообразующими элементами (например, Si, Fe, Al, Sn) для создания дополнительных стоков радиационных точечных дефектов.

• Легирование элементами, стабилизирующими у - фазу урана (например, Mo, Nb, Nb+Zr), для устранения коагуляции пор вследствие радиационного роста.

• Легирование элементами, повышающими температуру плавления (например, Mo, Nb, Zr) и соответственно увеличивающими энергетические параметры точечных дефектов.

• Легирование элементами (например, Si, Al), связывающими щелочноземельные и редкоземельные осколочные атомы, с целью предотвращения их сегрегации на поверхности пор и уменьшения поверхностной энергии. • Легирование элементами, имеющими высокую радиационную растворимость в уране;для "связывания" и уменьшения подвижности точечных дефектов.

5. Результаты диссертации дают основание продолжить исследования в части адаптации разработанного расчетного кода «VACS» для других видов топлива, например UO2, UN и т.д.

Список литературы диссертационного исследования доктор физико-математических наук Коновалов, Игорь Иванович, 2001 год

1. Бочвар A.A. и др. (1958) в кн. "Труды второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1958". Доклады советских ученых. т.З, М, Атомиздат, 1959, с.370.

2. Бочвар A.A. и др. (1964) Третья международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1964, доклад №28/РЗЗЗ. Гомозов Л.И. (1991) - в сб. "Новые металлургические процессы и материалы", М., Наука, с. 194.

3. Гумен Н.М. (1989) Металлы, 5, с.36.

4. Ибрагимов Ш.Ш., Кирсанов В.В. и Пятилетов Ю.С. (1985) "Радиационные повреждения металлов и сплавов". М, Энергоатомиздат.

5. Кирсанов В.В. (1980) в сб. "Дефекты в кристаллах и их моделирование на ЭВМ", Л, Наука, с. 115.

6. Конобеев Ю.В., Печенкин В.А. (1977) Физика и химия обработки материалов, №2, с.26.

7. Конобеевский С.Т. (1956) Атомная энергия, 2,2 с.63.

8. Конобеевский С.Т., Правдюк Н.Ф., Дубровин К.П. и др. (1958) Атомная энергия, 4, 1 с.34.

9. Конобеевский С.Т., Дубровин К.П., Левитский Б.М. и др. (1959) в сб. "Ядерное горючее и реакторые материалы", М, Атомиздат, т. 3, с 585. Конобеевский С.Т. (1967) - "Влияние облучения на материалы". М, Атомиздат.

10. Коновалов И.И. (1998) «Моделирование распухания ядерного топлива при низких температурах облучения» - ВАНТ. Сер. Материаловедение и новые материалы. Вып. 1(55), с.5.

11. Коновалов И.И. (2000) «Фундаментальные свойства топлива, определяющие его поведение при низкотемпературном облучении» - ВАНТ. Сер. Материаловедение и новые материалы. Вып. 1(57), с.47.

12. Коновалов И.И. (2001) «Код VACS. Теория и расчет распухания ядерного топлива». М, Препринт ВНИИНМ, 2001-3.

13. Орлов В.К., Теплинская В.М., Чеботарев Н.Т. (2000) Атомная энергия, т.88, вып. 1, с.43.

14. Осипов К.А. (1962) "Некоторые активируемые процессы в твердых металлах и сплавах", М, Изд-во АН СССР, 1962.

15. Пантелеев Л.Д., Коновалов И.И., Малыгин В.Б. и др. (1990) "Влияние нейтронного облучения на структуру и размерные изменения в U3Si". Труды международной конференции по радиационному материаловедению. Алушта 1989, т.4,с.98., 1990.

16. Пантелеев Л.Д., Коновалов JI.H., Коновалов И.И. и др. (1994) "Влияние нейтронного облучения на структуру и свойства моносилицида урана", Атомная энергия, т.77, вып.2, С.123.

17. Пантелеев Л.Д., Скворцов А.И., Коновалов И.И. и др. (1994а) "Влияние нейтронного облучения на структуру и свойства интерметаллических соединений урана", препринт ВНИИНМ - 2 -94.

18. Плишкин Ю.М. (1980) в сб. "Дефекты в кристаллах и их моделирование на ЭВМ", Л, Наука, с. 100.

19. Сергеев Г.Я., Титова В.В., Борисов К.А. (I960) "Металловедение урана и некоторых реакторных материалов", М, Атомиздат, с. 142. Сокурский Ю.Н., Стерлин Я.М. и Федорченко В.А. (1971) - "Уран и его сплавы", М, Атомиздат, с. 84.

20. Федоров Г.Б. и др. (1966) в сб. "Металлургия и металловедение редких металлов", М, Атомиздат, с. 92.

21. Федоров Г.Б. и др. (1967) в сб. "Металлургия и металловедение редких металлов", М, Атомиздат, с. 181.

22. Федоров Г.Б. и др. (1968) в сб. "Металлургия и металловедение редких металлов", М, Атомиздат, с. 124.

23. Хакимова Д.К. и др. (1963) в сб. "Строение и свойства сплавов урана, тория и циркония". Под ред. О.С. Иванова, М, Госатомиздат, с.5.

24. Adda Y. and Kirianenko A.J. (1962) J. Nucl. Mat., 6, p. 130.

25. Angerman C., Gaskey G. (1964) J. Nucl. Mat, 13, p.182.

26. Azam N., Le Naour L. and Delaplace J. (1974) J. Nucl. Mat., 49, p. 197.

27. Barnes R.S. (1958) Proc.2nd United Nations Int. Conf. Peaceful Use of Atomic

28. Energy, Geneva, Commun.5, No 500.

29. Barnes R.S. e.a. (1964) Proc. 3d United Nations Int. Conf. Peaceful Use of Atomic Energy, Geneva, NY, United Nations, v 11, p.218 (1965).

30. Bleiberg M.J., Eichenberg J.D., Fillnow R.H. e.a. (1957) Westingaus Сотр. Report WAPD-127-Part IV, USA.

31. Bleiberg M.L., Berman R.M., Lustman B. (1963) Radiation Damage in Reactor Materials. Viena, IAEA, p.319.

32. Boudouresques В . (1970), Bull. Inform. Scient. Techn. 148 p.l. Bridge I.R. e.a. (1956) Trans. AIME, 206, p. 1282 Brinkman J.A. (1959) - J. Nucl. Mat., 6, p.l.

33. Brinkman J. A., (1959a) Nuclear Metallurgy, American Inst, of Mining, Metallurgy & Petroleum, NY, vol.6, p.7.

34. Brown C. and Linecar G. (1974) "Dislocation Densities in ST and 20% Cold-Worked Type 316 Pin Cladding Irradiated to 30 dpa in PFR". UKAEA TRG-Memo-6571.

35. Damask A.C. and Dienes G.J. (1963) "Point Defects in Metals", Gordon & Breach Sc. Pub., N.Y-Lond.

36. Diderichs P.H., Lehmann S., Shober N.R. e.a. (1978) J. Nucl. Mat., 69/70, № 1/2, p.176.

37. Dienes G.J. and Damask A.C. (1962) Phys. Rev. 128, p.2542.

38. Enderby J.A., (1956) UKAEA (Industrial Group) report, AERE-IGR-R/R 198.

39. Eyre B.L., Loretto M.H. and Smallman R.E. (1976) Vacancies'76. Proc. Conf.

40. Point Def. Behav. and Diffus. Process, Bristol, 1976. London, 1977, p. 63.

41. Foreman A.J.E., (1956) UKAEA (Harwell) report, AERE-T/M 134.

42. Frost B.R.T. (editor) (1994) "Material Science and Technology"; Vol. 10 - Nuclear

43. Materials, VHS, 1994, part А, В.

44. Garner F.A., Wolfer W.G. (1982), "A Model for the Evolution of Network Dislocation Density in Irradiated Metals", Effects of Irradiation on Materials: 11-th Conf. ASTM STP 782, p.1073.

45. Garner F.A., Brager H.R., Gelles D.S., McCarthy J.M. (1987) J. Nucl. Mat., 148, p.294.

46. Gibson J.B. e.a. (1960) Phys. Rev., 120, p. 1229. Greenwood G.W. and Speight M.V. (1957) - J. Nucl. Mat, 1, p.327. Greenwood G.W., Foreman A.J.E. and Rimmer D.E. (1959) - J. Nucl. Mat., 4, p.305

47. Heald P.T. (1975) Phil. Mag., 31/3, p.551. Hofman et al. (1990) - Metall. Trans. 21A, p.517.

48. Hofman G.L. and Walters C.L. (1995) Material Science and Technology, VCH, vol. 1 OA, p. 1.

49. Hofman G.L., Meyer M.K., Snelgrove C.R. e.a. (1999) "Observation of Irradiation Behavior of U-lOMo Dispersion Fuel: Fuel Performance Data from RERTR-1 and RERTR-2", Proc. 22 RERTR International Meeting, Budapest, Hungary, October 1999.

50. Hofman G.L., Meyer M.K., Park J.M. (2000) "Irradiation Behavior of U-lOMo Dispersion Fuel", Proc. 23d RERTR International Meeting, Las Vegas, Nevada, October 2000.

51. Holden A.N. (1958) Physical Metallurgy of Uranium, Addison-Wesly Pub. Co, Massachusetts, USA.

52. Hudson B., Westmacott K.H. and Makin M.J. (1962) Phil. Mag., 7, p.377.

53. Hudson B. (1964) Phil. Mag., 10, p.949.

54. Hudson B. (1967) J. Nucl. Mat, 22, p.121.

55. Hudson J.A. (1976) J. Nucl. Mat., 60, p. 89.

56. Johnson R.A. (1964) Phys. Rev. A, v.134, p.1329.

57. Johnson R.A. (1966) Phys. Rev. B, v.145, №2, p.423.1.ata N., Kohyama A. and Nomura S. (1981) Effect of Irradiation on Materials, 10-th Conference, ASTM STP 725, ASTM, 1981, p.627. Katcoff S. (I960) - Nucleonics, 18, p.201.

58. Kittel J.H., Bierlein T.K., Hayward B.R. e.a. (1964a) 3nd United Nations Int. Conf. Peaceful Use of Atomic Energy, Geneva, P/239.

59. Konobeev Yu. V., Subbotin A.V. and Golubov S.I. (1973) Rad. Effects, v.20, p.265.

60. Konovalov I.I., Hofman G.L., Rest J., Coffey K.L., Maslov A.A. (1997) -"Analysis of the Swelling Behavior of U-alloys", 20th RERTR International Meeting, Jackson, Wyoming, USA, October 1997.

61. Konovalov LI, Rest J., Hofman G.L., Maslov A.A. (1999) "Calculation of the

62. Evolution of the Fuel Microstructure in U-Mo Alloys and Implications for Fuel

63. Swelling" 22th RERTR International Meeting, Budapest, Hungary, October 1999.

64. Konovalov I.I. (2000) "Fundamental Properties of Fuel - Determining its Behavior

65. Under Irradiation" 23d RERTR International Meeting, Las Vegas, Nevada, October2000 in Proc. 2000 Int. Meet. RERTR, ANL/TD/TMDI-12, 2001, p. 135.

66. Kryger B. (1969) CEA Rapport, CEA-R-3888, France.

67. Kunz F.W. and Holden A.N. (1955) -USAEC Report, TID 7502, USA.1.cy C. E. and Leary E.A. (1958) Irradiation Performance of Highly Enriched

68. Mansur L.K., Lee E.N., Maziaz P.J. and Rowcliffe A.P. (1986) J. Nucl. Mat., 141-143, p.633.

69. McDonell W.R., Angerman C.L. e.a. (1965) AIME Symp. on Irr. Eff., Asheville, USA.

70. McDonell W.R., Rankin W.N., Angerman C.L. e.a. (1969) J. Inst. Metals, 97, p.22.

71. McDonell W.R. (1971) Savannan River Lab. Report, DP-1225, USA. McDonell W.R. (1973) - Proc. Phys. Metall, of React. Fuel Elements, Berkeley Nucl. Lab., Sept., Glousestershire, USA.

72. Meek M.E. and Rider B.F. (1968) USAEC Report APED-5398-A(Rev.), USA. Meyer M., Snelgrove J. and Hofman G. (799S)"US-RERTR Advanced Fuel Development Plans: 1999", Proc. 21th Int. Conf. Research and Test Reactors, ANL (USA).

73. Miller K.M. (1979) J. Nucl. Mat., 84(1/2), p.167.

74. Michel D.J and Smith H.H. (1979)- Effects of Radiation on Structural Materials,1. ASTM STP 683, p. 107.

75. Nelson R.S. (1968) J. Nucl. Mat., 25, p.227.

76. Nogita K. and Une K. (1994) Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. B 91 p.301.

77. Nogita K. and Une K. (1995) J. Nucl. Mat., 226, p.302.

78. Packan N.H, Farrell K. and Stiegler J.O. (1978) J. Nucl. Mat., 78, p. 143.

79. Pahl R. et al. (1990) Metall. Trans. 21 A, p. 1863.

80. Pugh S.F. (1961) J. Nucl. Mat., 4, №2, p.177.

81. Querre Y. (1963) J. Nucl. Mat., 9, p.290.

82. Ray I.L. and Blank H. (1984) J. Nucl. Mat., 124, p. 159.

83. Ray I.L., Matzke Hj., Thiele H.A., Kinoshita M. (1997) J. Nucl. Mat., 245, p.l 15.

84. Ray I.L., Matzke Hj. (1997a) J. Nucl. Mat., 250, p.242.

85. Resnick R., Casteman L.S. and Seigel L. (1966) USAEC Report SEP-255, USA.

86. Rest J., (1995) DART (Dispersion Analysis Research Tool), ANL-95/36 (USA),1995.

87. Reynolds M.B. (1958) Nucl. Sci. Eng., 1, p.374.

88. Roth man S.J., Hines J. J., Gray J. e.a. (1962) J. Appl. Phys. 33.

89. Rothman S.J. e.a. (1966) Trans. Met. Soc., AIME, 236, p.896.

90. Russell K.C. (1971) Acta Metallurgies v. 19, p.753.

91. Russell K.C. (1978) Acta Metallurgies v. 26, p.1615.

92. Seitz F. and Koehler J.S. (1956) "Solid Stae Physics" (ed. Seitz and Turnbull), v,2, NY.

93. Shilling W. (1978) J. Nucl. Mat, 69/70, № 1/2, p.465. Shoudy A.A. e.a. (1963) - Venice Conf, vol. 3, p.133.

94. Sidorkin S.A., Konovalov I.I., Tretyakov I.T. e.a. (1996) "Pulsed Neutron Source on the Base of Uranium Target at the Moscow Meson Factory", Nucl. Inst, and Methods in Phys. Res, A(370) p. 467.

95. Sidorkin S.A., Konovalov I.I., Tretyakov I.T. e.a. (1996a) -"Tungsten and Uranium Target for Moscow Meson Factory" Proc. 13 Meeting Int. Coll. Adv. Neutr. Sources (ISCAN 13), Switzerland 1995, p.461.

96. Sidorkin S.F., Konovalov I.I., Maslov A.A. e.a (1999) "Pulsed Neutron Source on atVi

97. Base of LEU Target for Moscow Meson Factory" 22 RERTR International Meeting,

98. Budapest, Hungary, October 1999.

99. Simon D., (1987)- J. Nucl. Mat, 151, p.269.

100. Simmons R.O. and Balluffi R.W. (1960) Phys. Rev. 125, p.862.

101. Smith A.F. (1965) J. Less Com. Metals, 9, p.233.

102. Speddling R.H. e.a. (1943) USAEC Report MUC-NS-3067, USA.

103. Speight M.V. (1975) Phil. Mag, 32/6, p.l 101.

104. Sprague J.A. e.a. (1974) J. Nucl. Mat, 54, p.286.

105. Straatmen J., Neumann N. (1964) U.S. AEC-Report MCW-1486.

106. Swindells N. (1966) J. Nucl. Mat, 18, p.261.

107. Sym. Nuclear Materials for Fission Reactors (1991), J. Nucl. Mat, 188, pp.3-348.

108. Thewlis J. (1952) Acta Cryst, 5, p.790

109. Turcalo A.M. (1954) USAEC Report KAPL-1044, USA.

110. Vineyard G.H. (1963) J. Phys. Soc. Japan, 18, Suppl. Ill (Int. Conf. Cryst. Lattict1. Defects), p. 144.

111. Whitacre R.F. (1990) "The UA1X Fuel Dispersion System". Idaho Falls, ID, EGG-PRP-8783, rev.2.

112. Wyatt L.M., (1955) UKAEA (Harwell) report, AERE-M/R 1750.

113. Weber J.W. (1964) J. Nucí. Mat., 10, p.67. Weber J.W. -Nucí. Appl., (1968), №4, c.49.

114. Ziemen K.E. and Schemiling P. (1954) Zs. fur Electrochemie, 58, p.599