Диплом, курсовая, контрольная работа
Помощь в написании студенческих работ

Моделирование процессов и явлений в оксидном ядерном топливе при высоком выгорании

Диссертация: Моделирование процессов и явлений в оксидном ядерном топливе при высоком выгорании
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

На основе анализа факторов формирования краевой зоны на поверхности таблеток при больших выгораниях топлива впервые разработана методика повышения выгорания до начала образования краевой зоны путем использования комбинированного топливного сердечника, центральная зона которого имеет повышенную концентрацию делящегося изотопа, а тонкая периферийная зона (толщиной 50−200 мкм) состоит из природного… Читать ещё >

Содержание

  • ГЛАВА 1. МОДЕЛИРОВАНИЕ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ, ВЫЗЫВАЮЩИХ ФОРМИРОВАНИЕ ЯШ-ЗОНЫ В ТОПЛИВНОЙ ТАБЛЕТКЕ НА ОСНОВЕ Ш
    • 1. 1. Разработка математической модели
    • 1. 2. Пространственно-энергетическое распределение нейтронного поля в топливной таблетке. Скорости нейтронно-физических процессов в пт-слое
    • 1. 3. Проведение расчетов выгорания ядерного топлива в различных областях топливной таблетки с учетом в них особенностей спектра
    • 1. 4. Обобщение и анализ полученных результатов
    • 1. 5. Моделирование выгорания ядерного топлива с выгорающими поглотителями
    • 1. 6. Комбинированные твэлы с поглотителем
  • Выводы по главе 1
  • ГЛАВА 2. ИЗМЕРЕНИЕ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ОКСИДНОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
    • 2. 1. Метод Паркера (лазерной вспышки)
    • 2. 2. Постановка задачи и математическая модель эксперимента
    • 2. 3. Численное решение
    • 2. 4. Определение теплопроводности образцов И
  • Выводы по главе 2
  • ГЛАВА 3. СТАЦИОНАРНОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ТЕМПЕРАТУРЫ В
  • ТВЭЛЕ ВВЭР ПРИ ГЛУБОКОМ ВЫГОРАНИИ
    • 3. 1. Постановка задачи о распределении температуры по радиусу твэла с сердечником из оксидного ядерного топлива
    • 3. 2. Численное моделирование распределение температуры в топливном сердечнике ядерного реактора
    • 3. 3. Постановка стационарной задачи для распределения температуры в топливных сердечниках ядерного реактора с nm-слоем, газовым зазором и циркониевой оболочкой с оксидным слоем
    • 3. 4. Точные решения задачи стационарного распределения температуры в твэле с топливом, имеющим n’m-слой, газовый зазор и циркониевую оболочку с оксидным слоем
    • 3. 5. Результаты и обсуждение
  • Выводы по главе 3
  • ГЛАВА 4. ТЕРМОЭКСТРАКЦИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ГАЗОВ ИЗ ТАБЛЕТОК ОКСИДНОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
    • 4. 1. Вакуумная термоэкстракция технологического газа из таблеток диоксида урана
    • 4. 2. Газовыделение из таблеток модифицированного оксидного топлива
    • 4. 3. Определение нестехиометрии таблеток на основе UO
    • 4. 4. Определение влияния радиального градиента кислородного потенциала на газовыделение из таблеток МОЯТ
    • 4. 5. Кинетика выделения из спеченных таблеток модельного МОХ-топлива Ui. yCey02±x технологических газов и их количественный анализ
      • 4. 5. 1. Характеристика образцов модельного МЗХ-топлива Ц^Се^Ог+х
      • 4. 5. 2. Рентгенографический анализ таблеток ]. yCtyOi±x
      • 4. 5. 3. Исследование газовыделения из образцов и^Се/Эг+х
      • 4. 5. 4. Обсуждение результатов
    • 4. 6. Модельное представление о физико-химических и диффузионных процессах при термоэкстракции технологического газа из спеченных образцов на основе диоксида урана
  • Выводы по главе 4

Моделирование процессов и явлений в оксидном ядерном топливе при высоком выгорании (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ.

1. Впервые предложена математическая модель постановки эксперимента по точному определению теплофизических свойств оксида урана с учетом тепловых потерь, которая воспроизводит экспериментальные кривые нагрева на поверхности образца с заранее прогнозируемой точностью. В частном случае (задача без охлаждения за счет инфракрасного излучения) математическая модель допускает точное решение.

2. Сформулированы математические модели тепловых процессов в твэле с оксидным ядерным топливом при глубоких выгораниях и впервые получены аналитические решения задач теплопередачи (в стационарном и нестационарном приближениях) в радиальном направлении в твэле, показана степень снижения теплопроводности вследствие образования и роста величины п’т-слоя, образования и роста оксида на циркониевой оболочке, изменения размера зазора между топливом и оболочкой.

3. На основе анализа факторов формирования краевой зоны на поверхности таблеток при больших выгораниях топлива впервые разработана методика повышения выгорания до начала образования краевой зоны путем использования комбинированного топливного сердечника, центральная зона которого имеет повышенную концентрацию делящегося изотопа, а тонкая периферийная зона (толщиной 50−200 мкм) состоит из природного или обедненного урана, что позволит улучшить экономику топливного цикла.

4. Показано, что отклонение от стехиометрии, увеличение пористости, накопление ПД приводят к уменьшению коэффициента теплопроводности диоксида урана.

5. Разработана методика учета тепловых потерь при измерении теплопроводности образцов на основе 1Ю2 импульсным методом.

6. С помощью математического моделирования установлено, что при заданных теплофизических характеристиках твэла время установления стационарного распределения температуры не более трех-четырех минут. Поэтому при определении температурных режимов в твэле можно с хорошей точностью использовать полученные точные решения стационарных задач.

7. На основе анализа структурно-фазового состояния сложных по составу оксидов модельного и модифицированного оксидного ядерного топлива установлено, что введенные в и02 оксиды № 205, А120з, 8Ю2, Ре20з образуют стекловидную тройную эвтектику.

109 типа 1Ю2+А120з+8Ю2 или 1Ю2+Ре20з+Рез04, а оксиды №>2051 0с120з, Се02 образуют с и02твердые растворы.

8. На основе изучения структуры сложнолегированных оксидов урана показано, что во всех легированных образцах формируется градиент концентрации кислорода от центра к поверхности таблеток, наличие которого является причиной образования значительного количества газов СО и С02 в закрытых порах, и может усиливать газовое распухание таблеток при облучении.

9. Наличие градиента кислородного потенциала, растворенных продуктов деления и актиноидов в модельном оксиде типа (и, Се)02±х приводят к существенному усилению выделения технологических газов (СО и С02), что следует учитывать при в внедрении нового модифицированного ядерного топлива и повышенном выгорании топлива.

1. Бокшицкий В., Анализ состояния и тенденций развития промышленности и рынков ядерного топлива в странах западной Европы. Бюллетень по АЭ, 10/2001, с. 46−51.

2. Noirot J., Desgranges L., Lamontagne J., Detailed Characterisations of High Burn-up Structures. Journal of Nuclear Materials, 2007, v. 372, pp. 318−339.

3. Walker C., Rondinella V., Papaioannou D., Van Vinckel S., Goll W., Manzel R., On the oxidation state of U02 nuclear fuel at a burn-up of around 100 MWd/kgHM. Journal of Nuclear Materials, 2005, v.345, pp. 192.

4. Matzke H.J., Oxygen potential in the rim region of high burn-up U02 fuel. Journal of Nuclear Materials, 1994, v. 208, pp. 18−24.

5. Matzke H.J., Oxygen potential measurements in high burn-up LWR U02 fuel. Journal of Nuclear Materials, 1995, v.223, pp. 1−5.

6. Kazuhiro Nogita and Katsumi Une, Radiation-induced Microstructural Change in High Burnup U02 Fuel Pellets. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1994, v. 91, pp. 301−306.

7. Une K., Hirai M., Nogita K., et al., Rim Structure Formation and High Burn-up Fuel Behaviour of large-grained U02 Fuels. Journal of Nuclear Materials, 2000, v. 278, pp. 54−63.

8. Matzke Hj., Spino J., Formation of the rim structure in high burnup fuel. Journal of Nuclear Materials, 1997, v. 248, pp. 170−179.

9. Mogensen M., Pearce J.H., Walker C.T., Behavior of fission gas in the rim region of high burnup U02 fuel pellets with particular reference to results from an XRF investigation,. Journal of Nuclear Materials, 1999, v. 264, pp. 99−112.

10. Romano A., Horvath M., Restani R., Evolution of porosity in the high-burnup fuel structure. Journal of Nuclear Materials, 2007, v. 361, pp. 62−68.

11. Olander D. R., Nuclear Fuels Present and Future. — Journal of Nuclear Materials, 2009, v. 389, pp. 1−22.

12. Бибилашвили Ю. К., Баранов В. Г., Годин Ю. Г. и др., Внереакторное моделирование изменения свойств оксидного топлива при глубоких выгораниях. ВАНТ серия: Материаловедение и новые материалы, 2002, вып. 1(59), с. 55−67.

13. Андрианов А. Н. Баранов В.Г. Ваколюк Е. Г. и др., Температура плавления легкоплавких фаз в пластифицированном оксидном ядерном топливе. ВАНТ, сер. Материаловедение и новые материалы, 2006, вып. 2 (67), с. 139−144.

14. Стратегия развития атомной энергетики в первой половине XXI века. М: ФГУП «ЦНИИатоминформ», 2001, — 64 с.

15. Piron J., Bordin В., Geoffroy G., et al., Fuel microstructure and RIM effect at high burn-up. In: Proc. Intern. Top. Meet. On Light Water Reactor Fuel Performance. Florida, USA, 1721 apr., 1994, pp.321−327.

16. Ray I.L.F., Matzke H.J., Thiele H.A., Kinoshita M. An electron microscopy study of the RIM structure of a UO2 fuel with a high burn-up of 7.9% FIMA. Journal of Nuclear Materials, 1997, v. 245, pp. 115−123.

17. Kinoshita M., Kameyama Т., Kitajima S., Matzke H.J., Temperature and fission rate effects on the rim structure formation in a UO2 fuel with a burn-up of 7.9% FIMA. Journal of Nuclear Materials, 1998, v.252, pp. 71−78.

18. Щеглов A.C., Сидоренко В. Д., Проселков В. Н. и др., Образование и развитие поверхностного слоя в топливном сердечнике ВВЭР-440. Атомная энергия, 1996, т. 80, вып. 3, с.221−223.

19. Крюков Ф. Н., Лядов Г. Д., Никитич О. Н., Смирнов В. П., Радиальное распределение выгорания и содержания плутония в топливных таблетках ВВЭР. Атомная энергия, 2006, том 100, вып. 1, с. 3−8.

20. Андрианов А. Н., Баранов В. Г., Тихомиров Г. В., Хлунов А. В., Моделирование ядерно-физических процессов в поверхностном слое топливного сердечника. Атомная энергия, 2008, т. 104, вып. 6, с. 353−358.

21. Likhanskii V.V., Khoruzhii O.V., Sorokin А.А., Physical Model of Rim-layer formation in U02 Fuels. International Workshop on the High Burn-up Structure in Nuclear Fuels, TUI Karlsruhe, 2004.

22. Baron D., Kinoshita M., Thevelin P. et al., Discussion about HBS transformation in high burn-up fuels. 2008 Water Reactor Fuel Performanec Meeting, (WRFPM 2008) October 19−23, 2008, Seoul, Korea, paper № 8033.

23. Kinoshita M., Towards the mathematical Model of Rim Structure Formation. Journal of Nuclear Materials, 1997, v.248, pp. 185−190.

24. Rest J., A model for the influence of microstructure, precipitate pinning and fission gas behavior on irradiation-induced recrystallisation of nuclear fuels. Journal of Nuclear Materials, 2004, v. 326, pp. 175−184.

25. Rest J., A model for the effect of the progression of irradiated-induced recrystallisation from initiation to completion on swelling of UO2 and U-lOMo nuclear fuels. Journal of Nuclear Materials, 2005, v.346, pp. 226−232.

26. Курчатов С. Ю., Лиханский B.B., Сорокин A.A., Хорунжий О. В., Моделирование кодом РТОП радиальных профилей тепловыделения и накопления изотопов плутония в UO2 топливе высокого выгорания. Атомная энергия, 2002, т. 92, вып. 4, с.317−324.

27. Judith A. Briesmeister, Ed., «MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B», Los Alamos National Laboratory report LA-12 625-M, Version 4B, March 1997.

28. Белоусов Н. И., Давиденко В. Д., Цибульский В. Ф., Программа UNK для детального расчета спектра в ячейке ядерного реактора. Препринт ИАЭ-6083/4. М., 1998.

29. Горохов А. К., Драгунов Ю. Г., Лунин Г. Л. и др., Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР. М.: ИКЦ «Академкнига», 2004. 496 с.

30. Kalugin М., Shkarovsky D., Gehin J., A VVER-1000 LEU and МОХ Assembly Computational Benchmarks. NEA/NSC/DOC (2002)10.

31. Баранов В. Г, Терновых М. Ю., Тихомиров Г. В., Хлунов А. В., Моделирование ядерно-физических процессов в поверхностном слое топливного сердечника с выгорающим поглотителем. Атомная энергия, 2008, т. 105, вып.6, с. 307−311.

32. Murphy В. D., Kravchenko J., Lazarenko A. et al, Simulation of Low-Enriched Uranium (LEU) Burnup in Russian VVER Reactors with the HELIOS Code Package. ORNL/TM-1999/168.

33. SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation. NUGER/CR-0200, Rev. 6, (2000).

34. Одинцов A.A., Экспериментальные методы определения теплофизических свойств веществ. М.: МИФИ, 2000. 88с.

35. Тихонов А. Н., Самарский А. А., Уравнения математической физики., М., 1977.

36. Берман Р., Теплопроводность твердых тел, пер. с англ., М., 1977.

37. Баранов В. Г., Годин Ю. Г. Кушаковский В.И. и др., Исследование теплопроводности двуокиси урана в температурном диапазоне ЗОО-ЗОООК. Труды конф. по реакторному материаловедению, 1978, Алушта, М., ЦНИИАтоминформ, 1978, т.4, с.212−232.

38. Ronchi С., Heinz W., Musella М., et al., A Universal laser-pulse apparatus for thermo-physical measurements in refractory materials at very high temperatures. International jornal of Termophysics, 1999, v. 20, № 3, pp.987−996.

39. Parker W.J., Jenkins R.J., Butler C.P., Abott G.L., Flash method of determing thermal diffusivity, heat capacity and thermal conductivity. J. Appl. Phys., 1961, v.32, № 9,pp. 1679−1684.

40. Ronchi C., Sheindlin M., Musella M, Hyland G.J., Thermal conductivity of uranium dioxide up to 2900 К from simultaneous measurements of the heat capacity and thermal diffusivity. J. Appl. Phys., 1999, v. 85, № 2, pp. 776−789.

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

42. Cape J.A., Lehman G.W., Temperature and finite pulse-time effects in the flash method for measuring thermal diffusivity J. Appl. Phys., 1963, v.34, № 7, pp. 1909;1913.

43. Larson K.B., Koyama K., Correction for finite-pulse-time effects in very thin samples using the flash method of measuring thermal diffusivity. J. Appl. Phys., 1967, v. 38, № 2,pp. 465−474.

44. Heckman R.C., Finite pulse-time and heat-loss effects in pulse thermal diffusivity measurements. J. Appl. Phys., 1973, v. 44, № 4, pp. 1455−1460.

45. Hubert M.J., Some extensions of the flash method of measuring thermal diffusivity. -J. Appl. Phys., 1980, 51(9), pp. 4666−4672.

46. Clark L.M., Taylor R.E., Radiation loss in the flash method for thermal diffusivity. -J. Appl. Phys., 1975, v. 46, № 2, pp. 714−719.

47. Cowan R.D., Pulse method of measuring thermal diffusivity at high temperatures. -J. Appl. Phys., 1963, v.34, № 4 (2), pp. 926−927.

48. Tada Y., Harada M., Tanigaki M., Eguchi W., Laser flash method for measuring thermal conductivity of liquids application to low thermal conductivity liquids. Rev. Sci. Instrum., 1978, v. 49(9), pp. 1305−1314.

49. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Меринов И. Г. и др., Влияние длительности импульса и утечек тепла в импульсном методе измерения температуропроводности. В кн.: Труды научной сессии МИФИ-2000, М.: МИФИ, 2000, т. 8, с. 174−175.

50. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Круглов В. Б. и др., Учет радиационных потерь с образца при измерении теплофизических свойств реакторных материалов импульсным методом. В кн.: Труды научной сессия МИФИ-2002, М.: МИФИ, 2002, т. 9, с. 111−112.

51. MATPRO, A Handbook of Materials Properties for Use in the Analysis of light water Reactor Fuel Rod Behavior, TREE-NUREG-1005 (E. G. Und G. Idaho, 1989).

52. Физика металлов под ред. Дж. Займана. М., «Мир», 1972, 464 с.

53. Amaya М., Une К., Minato К. Heat capacity measurements on unirradiated and irradiated fuel pellets. Journal of Nuclear Materials., 2001, v. 294, pp. 1−7.

54. Kim, H.T., Rhee B.W., Park J.J., Application of the finite volume method to the radial conduction model of the CATHENNA code. Ann. Nucl. Energy, 2006, v. 33, pp. 924−931.

55. Pontedeiro Auro C., Cotta Renato M, Su Jian., Improved lumped model for thermal analysis of high burn-up nuclear fuel rods. Progress in Nuclear Energy., 2008, v. 50, pp.767−773.

56. Espinosa-Paredes, G., Nunez-Carrera A., Vazquez-Rodriguez A., Simplified distributed parameters BWR dynamic model for transient and stability analysis. Ann. Nucl. Energy. 2006, v. 33, pp. 1245−1259.

57. Espinosa-Paredes G., Espinosa-Martinez E-G., Fuel rod model based on Non-Fourier heat conduction equation. Ann. Nucl. Energy, 2009, v. 36, pp. 680−693.

58. Matzke Hj., On the rim effect in high burnup UO2 LWR fuels, Journal of Nuclear Materials, 1992, v. 189, pp. 141−148.

59. Walker C.T., Kameyama Т., Kitajima, S., Kinoshita M., Concerning the microstructure changes that occur at the surface of UO2 pellets on irradiation to high burnup. Journal of Nuclear Materials, 1992, v. 188, pp. 73−80.

60. Une, K. Nogita, K., Kashibe, S., Imanura, M. Microstructural change and its influence on fission gas release in high burnup UO2 fuel. Journal of Nuclear Materials, 1992, v. 188, pp.65−72.

61. Lassmann K., Walker C.T., Van de Laar J., Lindstrom F. Modelling the high burnup U02 structure in LWR fuel. Journal of Nuclear Materials, 1995, v. 226. pp. 1−8.

62. Spino J., Vennix K. Coquerelee M., Detailed characterization of the rim microstructure in PWR fuels in the burn-up range 40−67 GWd/tM. Journal of Nuclear Materials, 1996, v. 231. pp. 179−190.

63. Kinoshita M. Towards the mathematical model of rim structure formation. Journal of Nuclear Materials, 1997, v. 248, pp. 185−190.

64. Kinoshita M., Kameyama T., Kitajima S., and Matzke Hj., Temperature and fission rate effects on the rim structure formation in a UO2 fuel with a burnup of 7.9% FIMA Journal of Nuclear Materials, 1998, v. 252, pp. 71 — 78.

65. Walker C.T., Assessment of the radial extent and completion of recrystallisation in high burn-up U02 nuclear fuel by EPMA. Journal of Nuclear Materials, 1999, v. 275. pp. 56−62.

66. Lee Byung-Ho, Koo Yang-Hyun and Sohn Dong-Seong., Rim Characteristics and Their Effects on the Thermal Conductivity in High Burnup UO2 Fuel. Journal of Nuclear Science and Technology. 2001, v. 38, pp. 45−52.

67. Kashibe S., Une K., Nogita K., Formation and growth of intgranular fission gas bubbles in U02 fuels with burn-up of 6 83 GWd/t — Journal of Nuclear Materials, 1993, v.226,pp.22−28.

68. Nogita, K. and Une, K., Irradiation-induced recrystallization in high burnup UO2 fuel. -Journal of Nuclear Materials, 1995, v. 226, pp. 302−310.

69. Spino J., Baron D., Coquerelle M., Stalios A.D. High burn-up Rim Structure: Evidence that Xenon Depletion, Pore Formation and Grain Subdivision start of Different Local burn-ups, -Journal of Nuclear Materials, 1998, v. 256, pp. 189−196.

70. Kudryashov N.A., On «new travelling wave solutions» of the KdV and the KdV Burgers equations. — Commun Nonlinear Sci Numer Simulat, 2009, v. 14, pp. 1891 — 1900.

71. Kudryashov N.A., Seven common errors in finding exact solutions of nonlinear differential equations. Commun Nonlinear Sci Numer Simulat, 2009, v. 14, pp. 2507−2529.

72. Minato, K., Shiratori, T., Serizawa, H., Hayashi, K., Une, K., Nogita, K., Hirai, M., Amaya, M., Thermal conductivities of irradiated U02 and (U, Gd)02, Journal of Nuclear Materials, 2001, v. 288, pp. 57−65.

73. Ronchi C., Sheindlin M., Staicu D., Kinoshita M., Effect of burn-up on the thermal conductivity of uranium dioxide up to 100.000 MWd/t. Journal of Nuclear Materials., 2004, v. 327, pp. 58−76.

74. Morimoto К., Kato M., Ogasawara M., Kashimura M., Thermal conductivities of hy-postoichiometric (U, Pu, Am) C2-x oxide. Journal of Nuclear Materials., 2008, v. 374, pp. 378−385.

75. Горский В. В., Усовершенствование уранового топлива для легководных реакторов. Атомная техника за рубежом. 2000, № 5, с. 3−12.

76. Matsuda Т., Yusa Y., Kobayashi S., Toba M,. Characteristics of fuel pellet with additive of Al and Si. Advances in Fuel Pellet Technology for Improved Performance at High Burnup, IAEA TECDOC — 1036, Vienna, 1998, pp.9−18.

77. Sawbridge P.T., Reynolds G.L., Burton В., The creep of U02 fuel doped with Nb205. -Journal of Nuclear Materials, 1981, v.97, № 3, pp. 300−308.

78. Assmann H., Dorr W., Gradel G., Maier G., Peehs M., Doping U02 with niobiaBeneficial or not? Journal of Nuclear Materials, 1981, v.98, № 1−2, pp. 216−220.

79. Simmons R.L., Lonts N.E., Pritchett J.E., Mueller D.E. and Popa F.D., Integral Fuel Burnable Absorber Experience in Two-and Three-Loop Cores. ANS Transsactions., 1986, v.53, pp.88−89.

80. Бибилашвили Ю. К., Состояние работ по совершенствованию материалов и твэлов для реакторов ВВЭР и РБМК. Сб. докладов на международной конференции «Атомная энергетика на пороге XXI века». Электросталь, 2000, с.520−522.

81. Davies J.H., Vaidyanathan S., and Rand R.A., Modified U02 Fuel for High BurnupProc. of SFEN/ENS Conf. TOPFUEL 99, Paris: SFEN: 1999, pp. 385−395.

82. Альдавахра С., Савандер В. И., Белоусов Н. И., Методика расчета и анализа применения гранулированных поглотителей в ВВЭР. Атомная энергия, 2006, т. 100, вып. 1, с. 8−13.

83. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Милованов О. В., Михеев Е. Н. и др. Исследование термодинамических, теплофизических и физико-механических свойств уран-гадолиниевого оксидного топлива. — Отчет о НИР/ МИФИ, ВНИИНМ, №ГР 2 980 002 467, М, 1997, 41 стр.

84. Une К., Simulated bubble swelling in U02 pellets. Journal of Nuclear Materials, 1988, v. 158, pp.188−201.

85. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Михеев E.H., Тетерин Н. Е. и др., Разработка методики определения газосодержания в топливных таблетках диоксида урана на установке ГТТ. -Отчет о НИР /МИФИ, ВНИИНМ, М&bdquo- 1994, 20 с.

86. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Михеев Е. Н. и др. Методика выполнения измерений газосодержания в топливных таблетках из диоксида урана. ОАО «МСЗ» ТИ 25 000.00376, 1997, — 32 с.

87. Hyland G.J., Report EUR 9410EN, 1984.

88. Tretyakov Yu.D., Komarov V.F., Prosvirina N.A., Kutsenok I.B. J. Solid State Chem., 1972, v. 5, pp. 157−167.

89. Годин Ю. Г., Баранов В. Г., Макаров C.E., Методика определения отношения кислород/металл в уран-гадолиниевых топливных оксидах с помощью твердоэлектролитной гальванической ячейки. Радиохимия, 1994, т.36, вып.1, с.42−47.

90. Wheeler V. J, Jones I.G., Journal of Nuclear Materials, 1972, v. 42, pp. 117−125.

91. Кофстад П., Отклонение от стехиометрии, диффузия и электропроводность в простых окислах металлов. М.," Мир", 1975 — 398 с.

92. Potter Р.Е., Phase Equilibria and Thermodynamics of Oxide Nuclear Fuels. High Tech. Ceramics, 1987, p.2749−2767.

93. Taulor P., Termodynamie and Kinetic aspect of UO2 fuel oxidation in air at 400−2000K. -Journal of Nuclear Materials, 2005, v. 344, pp.206−212.

94. Matzke Hj., Diffusion processes in nuclear fuels. J. of the Less-Common Metals, 1986, v. 12, pp. 537−564.

95. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Хлунов A.B., Способ определения коэффициента диффузии кислорода в металлах и окислах. Авт. св-во СССР № 911 292, Б.И. № 9, 1982.

96. Levis B.J., Thompson W.T., Akbari F. et al., Thermodynamic and Kinetic modeling of fuel oxidation behaviour in operating defective fuel. Journal of Nuclear Materials, 2004, v. 328, pp.180−196.

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

98. Saito Y. Nonstoichiometry in uranium dioxide. — Journal of Nuclear Materials, 1974, v. 51, pp. ll2−125.

99. Ohmichi T. et al. Journal of Nuclear Materials, 1981., v. 102, pp.40−46.118.

100. Spino J.Y., Peerani P., Oxygen stoichiometry shift of irradiated LWR-fuels at high burn-ups: Review of date and alternative interpretation of recently published results. Journal of Nuclear Materials, 2008, v.375, pp.8−25.

101. Norris D.J.R., Ray P., Oxygen potential a lattice parameter measure ments in (U, Ce)02-x— Journal of Nuclear Materials, 1983, v. l 16. pp. 184−194.

102. Баранов В. Г., Иванова H.A., Кислородный потенциал уран-цериевого оксида.- Перспективные материалы. 2008, № 4, с. 40−44.

103. Баранов В. Г., Годин Ю. Г., Хлунов А. В., Устройсто для измерения коэффициента диффузии кислорода в металлах и окислах. Авт. св-во СССР № 966 581, Б.И. № 38, 1982.

104. Bayoglu A.S., Lorenzelli R., Diffusion de l’oxydene dans (U, Ce)02+x. Journal of Nuclear Materials 1981, v.101, pp.235−237.

105. Kim H., Joung C., Lee В., et al. Applicability of Ce02 as a surrogate for Pu02 in a MOX fuel development. Journal of Nuclear Materials, 2008, v. 378, pp. 98−104.

106. Besmann T.M., Lindemer T.B., Chemical thermodynamic representations of Pu02-x and U.zPuzOw. Journal of Nuclear Materials, 1985, v. 130, pp.489−504.

107. Баранов В. Г., Тенишев A.B., Хлунов A.B., Газовыделение из таблеток модельного оксидного топлива на основе урана. Перспективные материалы, 2008, № 6, с. 36−45.

108. Новиков В. В., Бибилашвили Ю. К., Михеев Е. Н. и др., Исследование топлива ВВЭР с легирующими добавками. Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 4, с. 205−210.

109. Баранов В. Г., Тенишев А. В., Хлунов А. В. Модельное представление о физико-химических и диффузионных процессах при термоэкстракции газа из легированного диоксида урана. Атомная энергия, 2009, т. 107, вып. 3, с. 91−98.

Показать весь текст
Заполнить форму текущей работой

На отлично!