Влияние облучения на материалы твэлов с урановым и уран-плутониевым оксидным топливом при эксплуатации в реакторе БН-600 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Кинёв, Евгений Александрович

• Кинёв, Евгений Александрович
• кандидат технических наук
• 2008

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кинёв, Евгений Александрович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРНЫХ ДАННЫХ ПО ХАРАКТЕРИСТИКАМ И ПОВЕДЕНИЮ ТОПЛИВНЫХ И КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ.

1.1 Ядерное топливо быстрых реакторов.б

1.2 Материалы оболочек твэлов.

1.3 Действие облучения на материалы твэлов быстрых реакторов.

1.3.1 Массоперенос и ползучесть топлива.

1.3.2 Миграция пузырей и пор, газовое распухание топлива.

1.3.3 Перестройка структуры топлива.

1.3.4 Механическое взаимодействие топлива с оболочкой.

1.3.5 Поведение продуктов деления и перераспределение плутония.

1.3.6 Физико-химическое взаимодействие между топливом и оболочкой.

1.4 Послереакторные исследования твэлов БР.

ВЫВОДЫ ПО АНАЛИЗУ ЛИТЕРАТУРНЫХ ДАННЫХ.

ГЛАВА 2. МАТЕРИАЛ И МЕТОДИКИ ИССЛЕДОВАНИЯ

2.1 Объект исследования.

2.2 Методическая база исследований.

ГЛАВА 3. ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ НА СТРУКТУРУ И СВОЙСТВА УРАНОВОГО И

СМЕШАННОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ОКСИДНОГО ТОПЛИВА.

3.1 Особенности зеренной структуры топливных сердечников.

3.2 Исследование массопереноса и объемной стабильности топлива.

3.3 Микротвердость топливных таблеток.

3.4 Состояние кристаллической решетки топливной композиции.

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ 3.

ГЛАВА 4. ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ОБОЛОЧЕК С ТОПЛИВНЫМИ СЕРДЕЧНИКАМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ.

4.1 Определение основных типов взаимодействия.

4.2 Физико-химическое взаимодействие «топливо-оболочка».

4.2.1 Внутритвэльная коррозия оболочек штатных твэлов.

4.2.2 Коррозия оболочек твэлов из аустенитной стали с оксидным уран-плутониевым топливом.

4.2.3 Взаимодействие топлива с оболочками из ферритно-мартенситной стали.

4.3 Механическое воздействие топливного сердечника на оболочку.

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ 4.

ГЛАВА 5. СОПОСТАВЛЕНИЕ МЕХАНИЧЕСКИХ СВОЙСТВ ОБОЛОЧЕК С

РАЗЛИЧНЫМИ ТИПАМИ ВНУТРИТВЭЛЬНОЙ КОРРОЗИИ.

ВЫВОДЫ ПО ГЛАВЕ 5.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Влияние облучения на материалы твэлов с урановым и уран-плутониевым оксидным топливом при эксплуатации в реакторе БН-600»

Актуальность исследования. Современная мировая концепция развития атомной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах укрепляет свои позиции [1, 2, 3, 14]. В настоящее время программы развития энергетики Японии, Индии, Китая предусматривают ввод и эксплуатацию быстрых реакторов (БР) [3, 13]. В России аналогичная программа включает строительство реактора БН-800 и проектирование других БР. На этом фоне энергетический БР БН-600 является уникальной базой для испытаний существующих и перспективных топливных и конструкционных материалов.

Важной задачей для увеличения экономической эффективности коммерческих АЭС на базе БР является рост уровня выгорания. Это связано с разработкой и внедрением конструкционных материалов, способных сохранять эксплуатационные свойства при высоких повреждающих дозах и значительных температурах. Другой важной задачей является включение уран-плутониевого топлива в ядерный топливный цикл БР.

Несмотря на значительный объем информации о поведении под облучением топливных и конструкционных материалов в исследовательских и, значительно реже, энергетических БР, данных для обоснованного увеличения ресурса твэлов реактора БН-600 (в перспективе БН-800) недостаточно. Непосредственное использование результатов, полученных в иных энергетических спектрах нейтронного потока либо имитационных экспериментах, лишь частично решает проблему длительной работоспособности материалов АкЗ БН-600 [25].

Текущая эксплуатация реактора БН-600 сопровождается постоянным совершенствованием конструкции и материалов АкЗ. При этом требуется регулярная аттестация штатных и опытных тепловыделяющих сборок (TBC) путем материаловедческих исследований, выясняющих фактическое состояние твэлов после облучения в реальных условиях.

Актуальными звеньями материаловедческих исследований являются изучение структурных и механических свойств топливных композиций твэлов, анализ физико-химического взаимодействия «топливо-оболочка», исследование влияния коррозии на механические свойства материалов оболочек.

Цели и задачи исследования. Целью работы является обобщение результатов материаловедческих исследований штатных и перспективных материалов топлива и оболочек твэлов энергетического БР БН-600, построение закономерностей изменения исследованных свойств.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

- получение и анализ данных, характеризующих структурные и механические свойства диоксида урана и смешанного оксидного уран-плутониевого топлива (в том числе формоизменение, перестройка структуры и массоперенос, изменения пористости, микротвердости, размера зерна и параметра кристаллической решетки);

-получение и анализ данных, характеризующих взаимодействие ядерного топлива с оболочечными сталями марок ЧС-68хд и ЭП-450 (в том числе: тип, глубина, дозно-температурные зависимости внутритвэльной коррозии, анализ вклада деформации ползучести в общее радиальное формоизменение оболочек);

- анализ и экспериментальная демонстрация отрицательного вклада физико-химического взаимодействия «топливо-оболочка» в снижение механической прочности оболочек твэлов.

Научная новизна.

1. Обобщены результаты структурных исследований штатной топливной композиции твэлов реактора БН-600 после эксплуатации до выгораний 11,5 % т.а. в составе TBC зон малого (ЗМО), среднего (ЗСО) и большого обогащений (ЗБО) АкЗ первой и второй модернизации.

2. Впервые исследованы структура и поведение компактного уран-плутониевого оксидного (МОКС) топлива, облученного в условиях реактора БН-600 при выгораниях до 11,8% т.а.

3. Впервые проведен анализ физико-химического взаимодействия МОКС-топлива и оболочечной стали ЧС-68хд при повреждающих дозах до 78,2 сна.

4. Обобщены данные по физико-химическому взаимодействию штатной топливной композиции реактора БН-600 и стали ЧС-68хд при повреждающих дозах до 92,5 сна.

5. Внедрена методика статистического анализа коррозионного растрескивания и язвенной коррозии оболочек.

6. Экспериментально установлен вклад коррозионного растрескивания в деградацию кратковременной прочности облученных оболочек твэлов реактора БН-600.

7. Впервые в условиях АкЗ быстрого энергетического реактора изучено физико-химическое взаимодействие стали ЭП-450 с компактным диоксидом урана при дозах до 76,6 сна.

8. Оценен вклад пластической деформации ползучести в полное радиальное формоизменение оболочек твэлов.

Практическая значимость исследования.

Исследованы твэлы действующего энергетического БР БН-600 в период с 1983 по 2008 г. Полученная информация предназначена для ресурсной оценки радиационной стойкости оболочек, оксидного ядерного топлива и работоспособности твэлов в целом. Результаты исследования использованы при подборе и модернизации конструкционных оболочечных материалов с целью увеличения выгорания топлива в реакторе БН-600, при разработке проекта активной зоны реактора БН-600 на основе TBC с использованием МОКС-топлива [14], а также при проектировании АкЗ строящегося БР повышенной мощности БН-800.

Результаты исследований были учтены ведущими проектными организациями (ФЭИ, ВНИИНМ, ОКБМ) при обосновании очередных этапов перевода реактора на более высокий уровень выгорания. В течение 1987-1989 годов была проведена первая (01М) модернизация АкЗ БН-600 с переходом на три варианта обогащения, снижением удельных тепловых нагрузок на твэл и достижением максимального выгорания 8,3 % т.а. В период с 1991 по 1993 годы был осуществлен перевод реактора на АкЗ второй модернизации 01М1. При этом на основе выявленных радиационностойких материалов достигнуто проектное выгорание оксидного уранового топлива 10 % т.а. В 2006 году осуществлен перевод на усовершенствованную АкЗ третьей модернизации 01М2 со следующими максимальными параметрами: выгорание -11,2% т.а. в твэлах на основе оксидного уранового топлива и 11,8% т.а. в твэлах со смешанным оксидным уран-плутониевым топливом; максимальная повреждающая доза -82 сна [125].

Положения, выносимые на защиту.

1. Результаты исследований структурной стабильности и работоспособности штатной и экспериментальной топливной композиции твэлов в реакторе БН-600 при максимальном выгорании 11,8 % т.а.

2. Выявленные закономерности внутритвэльного физико-химического взаимодействия диоксида урана и стали ЧС-68хд при дозах до 92,5 сна, смешанного уран-плутониевого диоксида и стали ЧС-68хд при дозах до 78,2 сна, диоксида урана и стали ЭП-450 при дозах до 76,6 сна в составе твэлов реактора БН-600.

3. Анализ вклада ползучести в полную радиальную деформацию оболочек твэлов реактора БН-600, как следствие механического взаимодействия топливных и конструкционных материалов.

4. Оценка влияния коррозионного растрескивания на величину кратковременных механических свойств стали ЧС-68хд в твэлах на основе диоксида урана.

Апробация результатов исследования и публикации. Основные положения и результаты диссертационной работы опубликованы в 21 печатной работе.

Кроме того, материалы, включенные в диссертацию, докладывались на межотраслевых и российских конференциях по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 1992 г, 1994 г, 1997 г, 2000 г, 2003 г, 2007 г), на У1-Й научно-технической конференции, посвященной 35-летию БАЭС (г. Заречный, 1999 г), на научно-технической конференции «Свердловскому ядерному научному центру -35 лет» (г. Заречный, Свердловской области, 2001 г), на 10-й международной конференции по материалам термоядерных реакторов (г. Баден-Баден, Германия, 2001 г), на международных конференциях МАЯТ -1 (п. Агой, Краснодарской области, 2002 г, 2003 г, 2005 г).

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кинёв, Евгений Александрович

ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

Основу работы составляют результаты многолетних материаловедческих исследований твэлов на основе компактного уранового и смешанного уран-плутониевого оксидного топлива после эксплуатации в реакторе БН-600. В процессе работы исследованы: комплекс характеристик штатной топливной композиции (компактный сердечник из UO2) и штатного материала оболочек (сталь ЧС-68хд) в процессе двукратной модернизации АкЗ реактора; комплекс характеристик опытной топливной композиции (компактное МОКС-топливо) и штатного материала оболочек; комплекс характеристик штатной топливной композиции и опытного материала оболочек твэлов (сталь ЭП-450).

Диапазоны теплофизических характеристик при эксплуатации исследованных твэлов штатных TBC составили: выгорание топлива от 1,3 до 11,5%т.а., линейные нагрузки 12 -52кВт/м; повреждающие дозы - от 9,0 до 92,5 сна, номинальная температура внутренней поверхности оболочек 370 - 665 °С.

Диапазоны теплофизических характеристик при эксплуатации исследованных твэлов экспериментальных TBC на основе МОКС-топлива следующие: выгорание от 4,1 до 11,8 % т.а., линейные нагрузки 16 - 46,4 кВт/м; повреждающие дозы - от 25,3 до 78,2 сна, номинальная температура внутренней поверхности оболочек 360 - 650 °С.

Диапазоны теплофизических характеристик при эксплуатации периферийных твэлов с оболочками из стали ЭП-450 из экспериментальных TBC следующие: выгорание от 3 до 9,3% т.а., линейные нагрузки 12 - 32 кВт/м; повреждающие дозы - от 18 до 76,6 сна, номинальная температура внутренней поверхности 390 - 560 °С.

Руководствуясь целыо работы, осуществлен обобщающий анализ результатов структурных и физико-механических исследований топливных композиций и оболочечных материалов в процессе их взаимодействия.

На основании полученных данных установлена общность процессов формирования структур облученных топливных сердечников из диоксида урана и МОКС-топлива в условиях АкЗ реактора БН-600. Систематизированы структурные особенности обоих типов топливной композиции. Показана возможность по особенностям сформировавшейся структуры топлива регистрировать аномалии энерговыделения при отклонениях от нормального режима эксплуатации. В спектре исследованных условий эксплуатации работоспособность компактных топливных композиций не вызывает сомнений.

Установлено, что следствием ограничения максимальной линейной мощности TBC до 47 кВт/м, принятого в процессе модернизации АкЗ БН-600, явилось снижение средних температур сердечников. Это нашло отражение в более умеренном (в сравнении с АкЗ первого типа 01) развитии столбчатой структуры топлива в условиях стационарного облучения. Современная структура топлива в зонах максимальных тепловых нагрузок характеризуется величиной относительного роста столбчатых зерен (г/го) менее 0,8. В диапазонах изученных выгораний и линейных нагрузок в штатных и экспериментальных твэлах БН-600 подтверждено отсутствие плавления топлива и закупоривание центральной полости топливных таблеток.

Индивидуальная особенность МОКС-топлива выражается более высокой, чем у диоксида урана, скоростью радиационного распухания и склонностью к радиальному массопереносу. Следствием являются: образование пленок топливного переконденсата на внутренней поверхности твэльных труб; уменьшение величин остаточного зазора между топливом и оболочкой; формирование локальных участков «заневоливания» сердечника. При этом периферийные слои таблеток МОКС-топлива имеют высокую пористость и обладают более высокой (в сравнении с UO2) пластичностью на границе контакта с металлическими оболочками, что смягчает последствия термомеханического и физико-химического взаимодействий.

Состояние сердечников из UO2 в твэлах с ферритно-мартенситной слабораспухающей оболочкой характеризуется активным развитием процесса термической ползучести в топливе. В результате диаметральный профиль центральной полости существенно сужается; пористость периферийных слоев топливных таблеток - минимальна, а их микротвердость достигает максимальных значений. Остаточные технологические зазоры под оболочками также минимальны, что в совокупности с повышенной прочностью топливного сердечника стимулирует развитие ФХВТО.

Методом рентгеноструктурных исследований установлено уменьшение параметров кристаллических решеток UO2 и (U, Ри)Ог по мере увеличения выгорания. В оксидном топливе, оснащенном кислородным геттером, показана стабильность параметра кристаллической решетки на уровне исходных значений до облучения. Совокупность этих фактов свидетельствует о доминирующем влиянии освободившегося при делении топлива кислорода в процессе уменьшения параметра кристаллической решетки оксидного топлива и показывает рост кислородного коэффициента при облучении.

Изучено влияние структуры ядерного топлива на характер его термомеханического воздействия на оболочку, что в конечном итоге, определяет интенсивность внутритвэльной коррозии твэлов реактора БН-600. Доли вкладов деформации ползучести в общее формоизменение стали ЧС-68хд в твэлах на основе штатного и смешанного топлива не превышают ~1 %. В исследованных оболочках из стали ЭП-450 ползучесть отсутствует. Однако высокая микротвердость наружных слоев таблеток топливных сердечников из диоксида урана отражает их повышенную прочность, и в результате оболочки из стали ЧС-68хд подвержены коррозионному растрескиванию, а сталь ЭП-450 испытывает локальную язвенную коррозию. Обладая более высокой пористостью и меньшей микротвердостью в зоне контакта с оболочкой, пластичное МОКС-топливо не создает таких механических нагрузок, которые провоцируют коррозионное растрескивание оболочек из стали ЧС-68хд на участках максимального радиационного распухания в штатных твэлах TBC ЗМО и ЗСО.

Взаимодействие материалов (UO2, ЧС-68хд) в составе штатных твэлов характеризуется интенсивным коррозионным растрескиванием в средней части АкЗ. Ансамбль микротрещин на внутренней поверхности оболочек штатных твэлов дополнительно разупрочняет и охрупчивает металл, испытавший радиационное распухание более 6 % [89]. Совпадение температурно-дозовых интервалов радиационного распухания и коррозионного растрескивания стали ЧС-68хд обусловливает предельно низкое снижение механических свойств оболочек при достижении повреждающих доз -90 сна.

Отрицательная роль влияния коррозионного растрескивания на механическе свойства облученных оболочек из стали ЧС-68хд доказана экспериментально. Удаление микротрещин с внутренней поверхности образцов восстанавливает прочностные и пластические характеристики стали до более высоких значений, характеризующих оболочки с аналогичным уровнем распухания в экспериментальных твэлах, оснащенных МОКС-топливом.

Физико-химическое взаимодействие стали ЧС-68хд с диоксидом урана и МОКС-топливом по механизмам МКК и сплошной коррозии имеет общие черты. Получены монотонно растущие зависимости глубины смешанной (МКК и ФК) коррозии твэлов от температуры облучения. Несмотря на то, что в твэлах с МОКС-топливом высокотемпературная коррозия оболочек незначительно превышает таковую в штатных твэлах, надежность металла в верхней части АкЗ в твэлах обоих типов не вызывает опасений вследствие низких значений распуханий. В середине активной части твэлов с сердечниками из (U, Ри)Ог интенсивность химического взаимодействия топлива и стали ЧС-68хд весьма умеренна, чему способствуют плешей топливного переконденсата, узость зазоров и отсутствие значительных механических напряжений, создаваемых распухающим топливом. Прочность оболочек твэлов в центре АкЗ определяет уровень радиационного распухания.

При повреждающих дозах на уровне 78 сна (см. таблицу 2.1) максимальное распухание оболочек из стали ЧС-68хд в исследованных твэлах с МОКС-топливом составляет 13,5 % (рисунок 5.1). Такое соотношение повреждающей дозы и распухания является типичным для оболочек из стали ЧС-68хд, что подтверждают полученные ранее на твэлах штатных TBC данные [78, 84, 105, 120]. Отсутствие в оболочках твэлов на основе МОКС-топлива признаков коррозионного растрескивания и успешный опыт эксплуатации твэлов штатной конструкции в активной зоне последней модернизации [125] позволяет с оптимизмом рассматривать возможность эксплуатации МОКС-топлива в оболочках из стали ЧС-68хд до повреждающей дозы 82 сна.

Анализ взаимодействия UO2 и стали ЭП-450 как оболочки твэлов реактора БН-600 выполнен впервые. Полученного объема данных не достаточно для обоснования работоспособности ферритно-мартенситной стали в твэлах с выгораниями топлива более 10%т.а. Теплофизические параметры эксплуатации исследованных периферийных твэлов относятся к нижней границе параметров центральных твэлов штатных TBC, а также значительно ниже нормативных параметров АкЗ второй модернизации 01М1.

Структурно-избирательная язвенная коррозия стали ЭП-450 как выражение ФХВТО представляет серьезное препятствие при длительной эксплуатации. Требуется всестороннее изучение причин внутренней язвенной коррозии оболочек в низко- и высокотемпературной зонах активной части твэлов. При этом важно учитывать, что явления IITPO [74, 124], пониженная жаростойкость стали ЭП-450, термомеханическое взаимодействие с топливом способны активизировать процесс внутритвэлыюй коррозии. Отдельной проблемой является вопрос послереакторного хранения [74].

Термомеханическое взаимодействие компактной двуокиси урана и оболочек из стали ЭП-450 в условиях АкЗ реактора БН-600 специфично. При существенном «заневоливании» распухающего топливного сердечника оболочкой дифференциальный вклад пластической деформации в общее формоизменение последней отсутствует. Уровень напряжений, создаваемых механическим давлением топлива в оболочке, остается ниже предела текучести стали и недостаточен для развития ее ползучести. По этой причине активируются механизмы ползучести топливного сердечника, что приводит к уменьшению диаметра центральной полости твэлов.

На основе проведенной работы сформулированы следующие основные выводы:

• в условиях АкЗ быстрого энергетического реактора БН-600 компактные топливные композиции на основе оксида урана и МОКС-топлива обладают высокой работоспособностью, позволяющей увеличение ресурса выгорания более 12 % т.а.;

• доказана работоспособность материала оболочек штатных твэлов (сталь ЧС-68хд) при повреждающих дозах до 82 сна в условиях АкЗ быстрого энергетического реактора БН-600;

• совместимость стали ЧС-68хд и МОКС-топлива достаточна, чтобы обеспечить работоспособность твэлов на основе этих материалов в условиях АкЗ реактора БН-600 при выгорании 11,8 % т.а. и повреждающей дозе не менее 78 сна;

• показана возможность использования стали ЭП-450 в качестве оболочек периферийных твэлов с сердечником из оксида урана при максимальном выгорании ~9% т.а., предельной повреждающей дозе ~77 сна и температурах оболочки ниже 580 °С в условиях реактора БН-600.

БЛАГОДАРНОСТИ

За оказание большой помощи при общей организации исследовательских работ, первичной обработке данных механических испытаний, гамма-спектрометрических и металлографических исследований автор благодарен начальнику подразделения горячих камер Агопьяну A.B., начальнику группы механических испытаний Евсееву М.В., начальнику группы металлографии Чернецову М.В.

Автор выражает глубокую благодарность коллегам по совместной исследовательской деятельности - в.н.с, к.физ.-мат.н. Козлову A.B., начальнику лаборатории структурных исследований, к.т.н. Аверину С.А., с.н.с. группы металлографии, к.т.н. Шемякину В.Н.

За большую помощь при отборе объектов исследования и подготовку данных по эксплуатационным параметрам автор выражает признательность начальнику лаборатории TBC БАЭС, д.т.н. Чуеву В.В.

Особую благодарность автор приносит в.н.с. ВНИИНМ, к.т.н. Коростину О.С как творческому вдохновителю настоящей работы.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кинёв, Евгений Александрович, 2008 год

1.Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. -М.: Энергоатомиздат, 1986. - 624 е.: ил.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. — М.: ЦНИИатомтнформ, 2001.

3. Решетников Ф.Г. Состояние разработки и производства уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов В кн.: Избранные труды ВНИИНМ. - М.: Изд-во ВНИИНМ, 2002. -Т. 1, С. 59-64.

4. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. Изд. 2-е. М.: Атомиздат, 1978. - 432 с.

5. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоатомиздат, 1987. - 208 с.

6. Корольков А.С., Гаджиев Г.И., Ефимов В.Н. и др. Опыт эксплуатации реакторной установки БОР-бО. // Атомная энергия. 2001. - Т. 91, вып. 5. - С. 363-369.

7. И.С. Головнин. Свойства диоксида плутония как ядерного топлива.- В кн.: Избранные труды ВНИИНМ. М.: Изд-во ВНИИНМ, 2002. - Т. 1, С. 30-45.

8. Химия актиноидов. Под ред. Дж. Каца, Г. Сиборга, JL Мориса. Пер. с англ. М.: Мир, 1997.-Т.2, С. 190-211.

9. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн. 1. / Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. / Под ред. Ф.Г. Решетникова М.: Энергоатомиздат, 1995 - 320 е.; ил.

10. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн. 2. / Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головнин и др. / Под ред. Ф.Г. Решетникова М.: Энергоатомиздат, 1995 - 336 е.; ил.

11. Yamashita Т., Fujino Т. Study on the Phase Behavior of CayUi.y02 Solid Solution //J.Nucl.Mater.- 1985. -V.136. P.117.

12. Воронов H.M., Софронова P.M., Войтехова E.A. Высокотемпературная химия окислов урана и их соединений. М.: Атомиздат, 1971 - 360 с.

13. France, U.S. and Japan release joint statement supporting resumption of Monju operation. // Atoms Jap. 2003, V. 47, No. 4 - P. 3-4.

14. Поплавский B.M., Соколов Н.Б., Маершин А.А. и др. Использование плутония в реакторном топливе // Атомная энергия.- 2000.-Т.89, Вып. 4.- С.314-325.

15. Солонин М.И., Решетников Ф.Г., Иолтуховский А.Г., Никулина А.В. Новые конструкционные материалы активных зон ядерных энергетических установок. //Избранные труды ВНИИНМ.- М., Изд-во ФГУП ВНИИНМ, 2002.-Т.1, С.84-101.

16. Решетников Ф.Г., Митенков Ф.М., Троянов М.Ф. Состояние и перспективы разработки в СССР радиационно стойких конструкционных материалов для активной зоны быстрых реакторов.//Атомная энергия.- 1991.-Т.70, Вып. 2,- С.104-107.

17. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф., Кузьмин В.И. и др. Изучение работоспособности твэлов с оболочками из стали 0Х16Н15МЗБ в аустенизированном и холоднодеформированном состояниях. // Препринт НИИАР 29(482)- Димитровград, 1981. - 20 с.

18. Чиркин B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968. - 484 с.

19. Лебедев И.Г., Головнин И.С., Кузьмин В.И., Бибилашвили Ю.К. и др. Радиальный и осевой перенос горючего в твэлах с виброуплотненным окисным сердечником на начальной стадии облучения. //Препринт НИИАР П-3(297).- Димитровград, 1977.- 25 с.

20. Плутоний. Справочник. Т. 2. / Под ред. О. Вика. Перев. с англ.- М.: Атомиздат, 1973.- 456 с.

21. Засорин И.П., Отставнов П.С. О представительности результатов радиационных исследований конструкционных материалов. // ВАНТ, Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1984, Вып. 5 (33). - С.67-68.

22. O'Boyle D.R., Brown F.L. Solid Fission Product Behavior in Uranium-Plutonium Oxide Fuel Irradiated in Fast Neutron Flax. // J. Nucl. Mater. 1969, V.29, Nol. - P. 27.

23. Hales J.W., Baker R.B. Evaluation of Reference Driver Fuel to 100 MWd/kgM. // ANS Int. Conference on Reliable Fuel for LMRs, Tucson, Arizona, September 1986. 1987, V.2. - P. 13-25.

24. Kleykamp H. The Chemical State of the Fission Products in Oxide Fuels. // J. Nucl. Mater.- 1985, V.131.-P. 221-246.

25. Kleykamp H., Rejsa R. X-Ray Diffraction Studies on Irradiated Nuclear Fuel // J. Nucl. Mater.-1984, V.124.-P. 56.

26. Une К., Ohara H.A. A Simulation of Bubble Swelling in U02 Pellets // J. Nucl. Mater. -1986, V.138. P. 135.

27. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др. Исследование свойств оксидного уранового и уран-плутониевого топлива и его использование в реакторах на быстрых и тепловых нейтронах. // ВАНТ. 1995, Вып.1, № 52 - С.6-12.

28. Маершин А.А., Цыканов В.А., Голованов В.Н. и др. Разработка и испытание твэлов быстрых реакторов с виброуплотненным оксидным топливом // Атомная энергия. 2001, Т. 91, вып. 5, С. 378-385.

29. Geithoff D. Plutonium Segregation in Mixed-oxide Fuel Pins with Central Melting. // Proc. of Symp. on Fuel and Fuel Elements for Fast Reactor, Brussels, 2-6 July 1973.- IAEA, 1974, Vol.l. -P. 39-56.

30. Шулепин C.B., Поролло С.И. Исследование влияния факторов, способствующих охрупчиванию аустенитной стали ЧС-68 в среде имитаторов продуктов деления // Сб. докл. / V

31. Российская конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 8-12 сентября 1997 г Димитровград, 1998.- Т.2, Ч.2.- С. 168-181.

32. Быков В.Н., Кохтев С.А., Чернышев К.Б., Гентош А.И. Физико-химическое взаимодействие топлива и некоторых продуктов деления с оболочкой в твэлах быстрых реакторов//Атомная техника за рубежом.- 1985.-№4.- С. 14-21.- ISSN 0320-9326.

33. Цыканов B.A., Давыдов Е.Ф., Шамардин B.K., Крюков Ф.Н. и др. Исследование физико-химического взаимодействия окисного топлива с оболочками твэлов быстрого реактора. //Атомная энергия.- 1984.-Т.56, Вып.4.-С.195-198.

34. Кузьмин В.И., Меньшикова Т.С. Исследование коррозионного взаимодействия уран-плугониевого оксидного топлива с оболочками твэлов быстрых реакторов // Сб. трудов ГНЦРФ «НИИАР».- Димитровград, 1996.-Вып.1.-С.57-64.

35. Brucklacher D., Dienst W. Experimental results on the mechanical interaction between oxide fuel and cladding, // Proc. of Symp. on Fuel and Fuel Elements for Fast Reactor, Brussels, 2-6 July 1973.- IAEA, 1974, Vol.1. P. 147-161.

36. Matthews J.R., Wood M.H. A simple operational gas release and swelling model Fuel // J. Nucl. Mater. 1980, V.91. - P. 241-256.

37. Hilbert R.F., Aitken E.A. High burnup performance of LMFBR fuel rods-recent GE experience. // Proc. of the European Nuclear conf., 1975, Vol.3. - P. 526.

38. Childs B.G. Action fission products on uranium dioxide. // J. Nucl. Mater. 1963, V.9. - P. 232-244.

39. Давыдов Е.Ф., Шамардин В.К., Крюков Ф.Н. Конструкционные материалы быстрых реакторов. Коррозия материалов оболочек твэлов в результате физико-химического взаимодействия. // Обзор.-Димитровград, НИИАР, 1984. 96 с.

40. Салтыков С.А. Стереометрическая металлография. М., Изд-во «Металлургия», 1976.271 с.

41. Conte М., Marcon J.P. Chemical interaction between the oxide and the clad in Phenix fuel at burnup up to 60000 MWD/T. // Technical committee meeting on fuel and cladding interaction. -IWGFR/16, Tokyo, IAEA, 1977. P. 27-36.

42. Bober M., Dorner S., Schumacher G. Kinetics of oxygen transport from mixide-oxide fuel to the clad // Proc. of Symp. on Fuel and Fuel Elements for Fast Reactor, Brussels, 2-6 July 1973.- IAEA, 1974, Vol.1.-P. 221-232.

43. Une K. Reactions of cesium with nonstoichiometric UO2+X and Uo,86Gdo,i402+x pellets. // J. Nucl. Mater. 1987, V.144. - P. 128.

44. Аллардайс P., Холл P., Пиллинг P. Оценка конкурентоспособности топливной составляющей стоимости электроэнергии реактора PFR. // Атомная техника за рубежом. 1988, № 10. - С. 32-35.

45. Махова В.А., Соколова И.Д. Оптимизация микроструктуры иОг-топлива. // Атомная техника за рубежом. 1988, № 10. - С. 3-8.

46. Субботин В.И., Ивановский М.Н., Плетенец С.С. и др. Некоторые вопросы термодинамики ядерного топлива (современное состояние проблемы). // Обзор, ФЭИ-0255. — М., ЦНИИатоминформ, 1992. 109 с.

47. Kozlov A.V., Portnykh I.A., Bryushkova S.V., Kinev E.A. Effect of vacancy porocity on the strength characteristics of austenitic steel ChS-68. // J. Physics of Metals and Metallography. -Vol. 95, No. 4,2003. P.379-389.

48. Кинев Е.А., Агопьян А.В. Исследование свойств оболочек твэлов ТВС Б-163. // Сб. докл. / III Межотраслевая конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 1992 г Димитровград, 1993. - Т.2.- С.90-94.

49. Johnson С.Е., Johnson I. Blackburn, at al. Stoichiometric effects in irradiated uranium-plutonium oxide fuel. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. — Vienna, IAEA, 1974. P. 1-30.

50. Findlay J.R. The composition and chemical state of irradiated oxide reactor fuel material. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. Vienna, IAEA, 1974. — P. 31-39.

51. Аверин С.А. и др. Микроструктура и разрушение стали 0Х16Н15МЗБ, облученной до флюенса 1,4х1027 нейтр./м2. ВАНТ, Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 1984, Вып. 5 (33). - С.38-41.

52. Kleykamp H. Formation of phases and distribution of fission products in an oxide fuel. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. Vienna, IAEA, 1974. -P.157-166.

53. F. de Keroulas, Calais D. Schmitz F. Microanalyse X d'oxyde (UPu)C>2+x stimulant différents taux d'irradiation. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. -Vienna, IAEA, 1974. P. 167-177.

54. Hofmann P., Gôtzmann O. Chemical interactions of fission products with stainless steel claddings. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. — Vienna, IAEA, 1974.-P. 237-254.

55. Шамардин В.К., Крюков Ф.Н., Повстянко А.В., Замков Э.Л. Влияние теллура на коррозию оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах. // Препринт НИИАР 8(791).- М., ЦНИИатоминформ, 1990. 16 с.

56. Antil J.E. at al. Corrosion of stainless steel in the presence of cesium. // J. Nucl. Mater. — 1975, V.56.-P. 47-60.

57. Аверин C.A., Козлов A.B., Цыгвинцев B.A. Исследование радиационной стойкости ферритно-мартенситных сталей после облучения в реакторе БН-600. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. 2007, Вып.1 (68-69). - С.412-424.

58. Кинев Е.А., Козлов А.В. Брюшкова C.B. Аверин С.А. Исследование материала оболочек твэлов реактора БН-600 при различных повреждающих дозах. // Годовой отчет НИКИЭТ. -М., НИКИЭТ, 1998. Т. 2. - С.61-62.

59. Козлов А.В., Брюшкова C.B., Кинев Е.А., Щербаков Е.Н. Связь физико-механических свойств с изменениями микроструктуры стали ЧС-68 при действии высокодозного нейтронного облучения реактора БН-600. // Годовой отчет НИКИЭТ. М., НИКИЭТ, 1999. -С.163-165.

60. Козлов А.В., Портных И.А., Брюшкова С.В., Кинев Е.А. Влияние вакансионной пористости на прочностные характеристики аустенитной стали ЧС-68. // ФММ, 2003, Том. 95, № 4, С. 87-97.

61. Крюков Ф.Н., Голованов В.Н., Шамардин В.К. Роль продуктов деления топлива в коррозии оболочек твэлов реактора БОР-бО . // Препринт НИИАР-21 (791).- Димитровград, 1982.-12 с.

62. Blackburn Р.Е. Reaction of sodium with uranium-plutonium oxide and uranium oxide fuels. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. Vienna, IAEA, 1974. -P. 393-409.

63. Carteret Y., Conte М. at al. Irradiation de combustibles de 80 et 85 % dans RAPSODIE. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. Vienna, IAEA, 1974. — P. 17-38.

64. Aitken E.A. at al. Out-of-pile investigation of fission product-cladding reactions in fast reactor fuel pins. // Proc. of Symp. on Behaviour and chemical state of irradiated ceramic fuels. -Vienna, IAEA, 1974. P. 269-285.

65. Adamson M.G. Mechanism of fuel- cladding chemical interaction. // Technical committee meeting on fuel and cladding interaction. IWGFR/16, Tokyo, IAEA, 1977. - P. 170-189.

66. Цыканов B.A., Давыдов Е.Ф. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1977. - 136 е.: ил.

67. Кинев Е.А. Внутритвэльная коррозия оболочек из нержавеющей стали в условиях реакторного облучения. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. — 2008, Вып. 2.-С. 107-113.

68. Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1987.-408 с.

69. Бескоровайный Н.М., Калин Б.А. и др. Конструкционные материалы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995. - 704 е.: ил.

70. Shibahara I. et al. Effects of metallurgical variables on swelling of modified 316 and Ni austenitic stainless steels. // Proc. 17th Int. Symp. on Effect of Radiation on Materials, San Valley, 2023 June, 1994.- ASTM, 1996.- P.858-873.

71. Kozlov A.V., Portnykh I.A., Skryabin L.A., Kinev E.A. Temperature effect on characteristics of void population formed in the austenitic steel under neutron irradiation up to high damage dose. // J. Nucl. Mater. 2002, V.307. - P. 956-960.

72. Козлов А.В., Кинев Е.А, Брюшкова С.В. Исследование состояния твэлов ТВС, отработавших в реакторе БН-600 в течение 4-х микрокампаний. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. 2004, Вып.2 (63). - С.163-172.

73. Козлов А.В., Кинев Е.А, Цыгвинцев В.А. Послереакторные исследования смешанного оксидного топлива после эксплуатации в реакторе БН-600. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. 2004, Вып.2 (63). - С.173-180.

74. Брюшкова С.В., Аверин С.А., Кинев Е.А, и др. Эволюция кратковременных механических свойств стали ЧС-68 при высокодозном облучении. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. 2004, Вып.2 (63). - С.253-258.

75. Legget R.D., Walters L.C. // J. Nucl. Mater. 1993, V.204. - P. 23.

76. Brown C., Languille A., Muehling G. // J. Nucl. Mater. 1993, V.204. - P. 33.

77. Асташов C.E., Козманов E.A., Чуев В.В. и др. Формоизменение элементов активной зоны БН-600. //Атомная энергия.- 1993.-Т.75, Вып.З.-С.167-175.

78. Голованов В.Н., Шамардин В.К., и др. Исследования конструкционных материалов в БОР-бО и перспективы развития работ. //Атомная энергия.-2001.-Т.91, Вып.5.-С.389-400.

79. Ватулин А.В., Целищев А.В. Конструкционные стали для активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. // Металловедение и термическая обработка металлов. -2004.-№ 11. -С.13-19.

80. Sata at al. Bihavior of metallic fission prodacts in uranium-plutomium mixed oxide fuel. // J. Nucl. Mater. 1999, V.273. - P. 239-247.

81. Fukushima S. at al. Thermal conductivity of non-stoichiometric (U, Nd)02, (U, Sm)02 and (U, Eu)02 solid solutions. //J. Nucl. Mater. 1983, V.l 14. - P. 312-325.

82. Fukushima S. at al. Thermal conductivity of stoichiometric (Pu, Nd)02 and (Pu, Y)02 solid solutions. // J. Nucl. Mater. 1983, V.l 14. - P. 260-266.

83. Дроздов A.B., Михальченков A.M. Особенности определения твердости серого чугуна. // Заводская лаборатория. 1994. № 5. - С.32-35.

84. Щеглов A.C. Влияние зазора между таблетками топлива на температурное поле в твэле. //Атомная энергия.-1991, т.71, вып.2.- С.159-161.

85. Барсанов В.И., Кинев Е.А. Исследование механических свойств материалов оболочек твэлов БН-600 после выгорания ~10 % т.а. // Сб. докладов. Четвертая научно-техническая, конференция БАЭС, г. Заречный. 1989. - С.9-14.

86. Карпенко А.И., Козманов Е.А. Эксплуатационные свойства элементов реактора БН-600, изготовленных из стали ЭП-450. // ВАНТ, Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение. 2005, Вып.1 (64). - С.281-285.

87. Кинев Е.А, Козлов A.B. Цыгвинцев В.А. и др. Структурные исследования оксидного топлива и его взаимодействия с оболочками твэлов быстрого энергетического реактора. // ВАНТ, Серия: Материаловедение и новые материалы. 2007, Вып.1 (68-69). - С.212-222.

88. Чуев В.В. Поведение конструкционных материалов в спектре нейтронов быстрого реактора большой мощности. // Автореферат дисс. .докт.техн.наук: 05.14.03. Заречный, 2007.-44 с.