Термохимическая стабильность смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для перспективных ядерных энергетических установок тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Кривов Михаил Петрович

• Кривов Михаил Петрович
• кандидат наук
• 2026

Оглавление диссертации кандидат наук Кривов Михаил Петрович

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

ВВЕДЕНИЕ

1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО СВОЙСТВАМ НИТРИДНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ Ш, Ри^ (иРи^

1.1 Диаграммы состояния и-Ы, Ри-Ы, Ц-Ри-Ы

1.2 Физические свойства нитридов урана и плутония

1.3 Опыт использования нитридного топлива

1.4 Особенности термохимической стабильности СНУП топлива

2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИКИ ИССЛЕДОВАНИЯ НИТРИДНОГО ТОПЛИВА

2.1 Синтез и характеристика исследуемых образцов

2.2 Методы исследование нитридного топлива

2.3 Разработка методики для оценки термостабильности нитридного топлива

3. ТЕРМОСТАБИЛЬНОСТЬ НИТРИДОВ УРАНА И ПЛУТОНИЯ

3.1 Термогравиметрический анализ нитрида урана

3.2 Термостабильность нитрида урана в потоке газовой смеси гелия с азотом

3.3 Термогравиметрический анализ нитрида плутония

3.4 Обсуждение результатов по исследованию термостабильности нитридов урана и плутония

4. ТЕРМОСТАБИЛЬНОСТЬ СНУП ТОПЛИВА

4.1 Термогравиметрический анализ смешанного топлива (ио,5Рио,5)Ы

4.2 Термогравиметрический анализ СНУП топлива с разным содержанием плутония (ио,941Рио,о59)Ы - (Ц^Риод^

4.3 Термостабильность СНУП топлива в потоке газовой смеси гелия с азотом................................................................................................................Ю6

4.4 Термогравиметрические эксперименты с повышенным расходом газа ............................................................................................................................Ю7

4.5 Обсуждение результатов по исследованию термостабильности СНУП топлива..............................................................................................................Ю9

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АО «ВНИИНМ» - акционерное общество «Высокотехнологичный научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А.Бочвара»

АЭС - атомная электростанция БР - реактор на быстрых нейтронах

БН - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ГПД - газовые продукты деления

ДСК - дифференциально-сканирующая калориметрия

ДТА - дифференциально-термический анализ

КВА - коэффициент воспроизводства активной зоны

МОКС - смешанное уран-плутониевое оксидное топливо

МРСА - микрорентгеноспектральный анализ

НИЯУ МИФИ - Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо

ПД - продукты деления

РАО - радиоактивные отходы

РБМК - реактор большой мощности канальный

РУ - реакторная установка

РЭМ - растровый электронный микроскоп

СНУП - смешанное нитридное уран-плутониевое топливо

СТА - синхронный термический анализ

ТГ - термогравиметрия

ТГА - термогравиметрический анализ

САМОЙ - тяжеловодный водо-водяной ядерный реактор производства Канады

ВВЕДЕНИЕ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Термохимическая стабильность смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для перспективных ядерных энергетических установок»

Актуальность работы

На сегодняшний день основными типами реакторов остаются реакторы на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК, CANDU и др), использующие в качестве топлива диоксид урана и в незначительном объеме (с частичной загрузкой) МОКС топливо. Несмотря на большой опыт использования реакторов типа ВВЭР и их технологическую проработку, в результате стремительно растущего потребления электроэнергии, увеличения количества ОЯТ и требований общественности к сокращению образующихся РАО интерес к коммерческой технологии реакторов на быстрых нейтронах был возобновлен.

Крупномасштабное развитие атомной энергетики требует создания реакторов на быстрых нейтронах естественной безопасности [1]. Ядерная энергетика на основе реакторов на быстрых нейтронах позволяет устранить проблемы, связанные с эксплуатацией реакторов на тепловых нейтронах: обращения с радиоактивными отходами и, что самое главное, позволяет повысить эффективность использования природного урана и обеспечить энергией будущие поколения на сотни лет.

Обеспечения требований к безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах перспективным видится применение плотного топлива. Выбор его типа продиктован степенью экспериментальной проработки, устойчивостью в аварийных и переходных режимах, эксплуатационной надежностью, возможностью применения в разрабатываемых реакторах и готовностью российских технологий к переработке и рефабрикации. Анализ и оптимизация перечисленных факторов, согласно федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 20102015 годов и на перспективу до 2020 года», позволили сделать выбор России в пользу СНУП топлива. А в 2018 году Госкорпорацией «Росатом» принята «Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 года и на период до

2100 года» одним из пунктов которой является направление по обоснованию создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы с БР и единым замкнутым ядерным топливным циклом. В настоящий момент строится РУ БРЕСТ-ОД-300, в которой будет использоватся СНУП топливо.

СНУП топливо обладает высокой теплопроводностью и плотностью по сравнению с оксидным топливом, а также хорошей совместимостью с оболочками твэлов из коррозионно-стойких сталей и с жидкометаллическим теплоносителем (свинец, натрий), применяемыми в современных и разрабатываемых быстрых реакторах [2-5]. Несмотря на целый ряд преимуществ, нитридное топливо не лишено недостатков в сравнении с оксидным топливом: высокая скорость распухания, низкая скорость ползучести, отсутствие химической инертности по отношению к кислороду и воде, наработка изотопа 14С, высокие требования к чистоте по примесям (кислороду и углероду) и термохимическая нестабильность, в результате которой возможно разложение нитридного топлива на и/Ри и азот [6].

Разложение нитридов актинидов может привести к неприемлемым проблемам для безопасной эксплуатации ядерного реактора. Наблюдаемое разложение нитрида плутония при испытаниях по программе МЬОС [7] могло спровоцировать отмену программы ММРНЕ в реакторе РИешх. Впоследствии была поставлена под сомнение устойчивость нитридного топлива вне зависимости от проектных аварий [8-10]. Очевидно, что для использования нитридного топлива необходимо показать, что: либо температура топлива никогда не будет превышать начала разложения, либо, если разложение действительно произойдет, последствия будут приемлемого характера.

Начиная с 50-х годов нитридное топливо рассматривалось как альтернатива оксидам для использования в БР [11]. Однако, несмотря на 15 летний опыт эксплуатации реактора БР-10 на нитридном топливе [12], а также опыт США, Западной Европы и Японии [7, 13, 14], изготовление нитридного топлива в промышленном масштабе отсутствует, а использование его в АЭС ограничено.

При использовании в реакторах на быстрых нейтронах твэлов с нитридным ядерным топливом необходимо иметь надежные данные о термохимической стабильности нитридного топлива в исходном состоянии и в процессе облучения в широком диапазоне температур. Необходимо знать допустимый температурный рубеж, выше которого возможны процессы диссоциации топливных нитридов, интенсивного изменения их структуры и свойств. Проблема термохимической стабильности нитридного ядерного топлива мало изучена, особенно для СНУП топлива.

Цели и задачи работы

Получить эмпирические зависимости кинетики процессов испарения и разложения СНУП топлива, выявить механизм данного процесса, сформировать базу данных по термохимической стабильности СНУП топлива.

Для достижения поставленной цели в работе были решены следующие задачи:

1. Проведен анализ литературы по фазовым превращениям в системах Ц-Ы, Ри-Ы, Ц-Ри-Ы, а также давлению насыщенных паров этих нитридов и их компонентов.

2. Введен в эксплуатацию синхронный термоанализатор в специальном защитном исполнении для работы с радиоактивными материалами.

3. Изготовлены экспериментальные образцы СНУП топлива.

4. Разработана методика для исследования термохимической стабильности СНУП топлива.

5. Проведены высокотемпературные исследования нитридного топлива вплоть до температур начала его разложения в среде гелия и газовой смеси гелия с азотом.

6. Определены температуры начала потери массы и скорости потери массы нитридного топлива при различных температурах.

7. Получены зависимости скорости разложения нитридного топлива от содержания плутония.

Научная новизна

1. Впервые применен метод термогравиметрии для исследования поведения смешанных уран-плутониевых нитридов при высоких температурах. Запущен в эксплуатацию комплекс для высокотемпературного исследования плутоний содержащих материалов методом термогравиметрии в условии защитного перчаточного бокса с инертной атмосферой (Н2О, О2 -не более 50 ррт каждого) и системой газоочистки, что делает возможным работу с нитридным ядерным топливом, склонным к окислению на воздухе.

2. С использованием метода термогравиметрии впервые получены данные по испарению и разложению смешанных уран-плутониевых нитридов (И,Ри)К и нитрида плутония РиМ Установлены температуры начала разложения и потери массы смешанных нитридов и нитрида плутония в среде высокочистого гелия.

3. Впервые получены эмпирические температурные зависимости скоростей потери массы смешанного нитрида от содержания плутония в составе топлива.

4. Экспериментально показано обеднение поверхности СНУП топлива нитридом плутония при температурах выше 1700 °С в атмосфере не содержащей азот.

5. Показано, что нитридное топливо может содержать в себе избыточный азот, который связывается с нитридом урана, образуя полуторный нитрид урана и2К3.

6. Получена энергия активации процесса потери массы СНУП топлива

(Ио,5Рио,5)М

Практическая значимость

Впервые полученные результаты исследований термостабильности СНУП топлива использованы в расчетных кодах для обоснования безопасной работоспособности реакторных установок со СНУП топливом. Результаты работы вошли в модель расчетного модуля SAFR/V1 интегрального кода ЕВКЛИД/У2. Полученные зависимости по кинетике потери массы могут быть

полезны для выбора температурных режимов и оценки потери массы спекания при производстве нитридного топлива во время спекания таблеток (при нагревании в атмосфере аргона и смене атмосферы с азота на аргон при охлаждении). С использованием результатов работы были изготовлены комплекты документов технологических процессов изготовления таблеток СНУП топлива, направленных на снижение температуры спекания топливных таблеток. Результаты работы вошли в отчеты о научно-исследовательской и опытно-конструкторской работе, имеющие номера государственной регистрации.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Эмпирические зависимости кинетики протекания процесса разложения СНУП топлива в инертной среде от температуры и содержания плутония в его составе. Полученные зависимости позволяют оценить степень разложения нитридного топлива в аварийных сценариях работы ядерного реактора, где возможно превышение температуры топлива выше 1800 °С в атмосфере, не содержащей азот.

2. Многостадийный механизм потери массы СНУП топлива при нагреве, заключающийся в том, что на первых стадиях в низкотемпературной области (< 1500 °С) уменьшение массы не связано с разложением мононитридов, а происходит за счет потери азота в области гомогенности и разложения остаточного полуторного нитрида и2Ы3.

3. Способ определения количества полуторного нитрида урана в исходном нитридном топливе по результатам термогравиметрических экспериментов. Данный анализ позволяет определить содержание избыточного количества азота в составе СНУП топлива, которое может негативно сказаться на работоспособности твэла.

4. Закономерности влияния наличия азота в газовой среде на термостабильность нитрида урана и СНУП топлива, а именно отсутствие разложения и потери массы нитрида урана вплоть до 1900 °С в среде,

содержащей азот в количестве 5 об.%, при этом в тех же условиях процесс разложения СНУП топлива не останавливается, а лишь замедляется.

5. Обоснование предельной температуры 1800 °С для СНУП топлива, исключающей образование жидкой фазы при разложении нитридного топлива при надежной герметичности твэла.

Достоверность научных положений, результатов и выводов

Достоверность полученных результатов подтверждается их непротиворечивостью литературным данным, совпадением результатов нескольких методов анализа: термогравиметрии, масс-спектрометрии (МС), микрорентгеноспектрального анализа (МРСА) и химического анализа. Измерения проводились с использованием установок, включенных в реестр средств измерений, согласно аттестованным МВИ и стандартам (ГОСТ, ASTM, DIN и т.д.). Полученные выводы соответствуют поставленной цели и решаемым задачам.

Личный вклад автора

Процесс получения таблеток нитридного топлива: смешивание порошков, карботермический синтез, прессование заготовок, спекание, а также сборка и отладка установки синхронного термического анализа, помещенной в защитный перчаточный бокс, химический анализ образцов, исследования на электронном микроскопе и приготовление шлифов таблеток проводилось при участии автора работы в составе научной группы. Результаты по исследованию термостабильности нитридов на приборе синхронного термического анализа, разработка методики, планирование эксперимента, обработка результатов и т.д. были получены лично автором работы.

Апробация работы

Основные результаты диссертационной работы были представлены на российских и международных конференциях:

1. VI Международная молодежная научная школа-конференция, посвященная 75-летию НИЯУ МИФИ и 95-летию академика Н.Г. Басова, проходившей 17-21 апреля 2017 г.

2. Международная конференция молодых специалистов, ученых и аспирантов по физике ядерных реакторов «Волга-2018», Тверская область, 37 сентября 2018 г.

3. Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития, г. Сочи 9-10 октября 2018 г.

4. Конференция по реакторному материаловедению, г. Димитровград 27-31 мая 2019 г.

5. Научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники (МАЯТ-2019), г. Москва 8 октября 2019 года.

6. International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles FR22: Sustainable Clean Energy for the Future». 19-22 Apr 2022, Vienna, Austria.

7. Семинар по теме «Результаты внереакторных исследований свойств СНУП топлива за период 2021-2022 гг.», г. Москва, 27 декабря 2022 г.

8. Научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники (МАЯТ-2025), г. Москва 1 октября 2025 года.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 3 статьи в рецензируемых научных изданиях, индексируемых в международных реферативных базах данных Scopus и Web of Science, которые в соответствии с нормативными актами приравнены к публикациям в журналах из Перечня ВАК (в том числе 2 статьи в журналах первого и второго квартилей — Q1/Q2.

Патенты и НОУ-ХАУ:

По результатам работы оформлено 6 НОУ-ХАУ:

1. Методика определения термохимической стабильности, включающей в себя синхронный термический анализатор STA 449 F1, совмещенный с квадроупольным масс-спектрометром, 2016 год;

2. Проект методики определения скорости диссоциации нитридного ядерного топлива в замкнутом объеме методом экстраполяции на установке, включающей в себя синхронный термический анализатор STA 449 F1, совмещенный с квадроупольным масс-спектрометром; №391/41 кт, 2016 год;

3. Методика определения содержания полуторного нитрида в смешанном нитридном уран-плутониевом топливе и в нитриде урана методом термогравиметрии на установке синхронного термического анализа, совмещенной с квадрупольным масс-спектрометром; № 391/103 кт. 2018 год;

4. Модернизация прибора синхронного термического анализа STA 449 F1 Jupiter, помещённого в защитный бокс; 391/61 кт, 2020 год;

5. Конструкция образцов СНУП топлива, предназначенных для исследования термохимической стабильности. № 391/58 кт. 2020 г.;

6. Методика определения термохимической стабильности нитридных топливных композиций с AlN; 26-2007-РИД-Н-КТ-кт. Приказ 26/465-П от 18.07.2022.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 4 глав и основных выводов. Диссертационная работа изложена на 139 страницах и содержит 66 рисунков, 17 таблиц, 100 библиографических названий.

1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО СВОЙСТВАМ НИТРИДНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ UN, PuN, (UPu)N

Проведен анализ литературы по теплофизическим, термохимическим и термодинамическим свойствам нитридов урана, плутония и смешанного уран-плутониевого нитрида. Разобраны возможные превращения в системах U-N, Pu-N, U-Pu-N при высоких температурах при эксплуатации нитридного топлива в реакторных установках.

1.1 Диаграммы состояния U-N, Pu-N, U-Pu-N

Система U-N. В системе уран-азот установлено наличие четырёх нитридных фаз урана: мононитрида (UN), двух модификаций полуторного нитрида - кубической (a-U№) и гексагональной (ß-U№), а также динитрида (UN2). Все эти соединения термически неустойчивы в вакууме и разлагаются, не доходя до точки плавления. В связи с этим вид диаграммы состояния зависит от давления азота над системой U-N и разнится от источника к источнику на рисунках 1-2 [15-17]. Кубическая и гексагональная формы полуторного нитрида урана (U2N3) не представляют собой аллотропные модификации одного соединения, однако в литературе их традиционно обозначают как a-U№ и ß-U№. а-Фаза характеризуется широкой областью гомогенности в интервале составов от uni,54 до uni,75. В то же время ß-фаза является достехиометрической и существует в более узком диапазоне - от uni,45 до uni,49. Фазовый переход а-ß происходит выше 800 °С. Разложение полуторного нитрида при давлении азота 101,3 кПа происходит при температуре 1300 °С. Динитридная фаза имеет соотношение N/U > 1,75, но ее не удавалось получить в виде стехиометрического соединения [18].

Из всех нитридов, только мононитрид урана является стабильным соединением вплоть до температуры плавления, но только при наличии азота в атмосфере. При давлении азота 13 Па мононитрид урана подвергается

инконгруэнтному плавлению при температуре 2080 °С. С увеличением давления азота температура плавления повышается и мононитрид урана плавится конгруэнтно при внешнем давлении азота 253 кПа при 2850±30 °С [19].

а - 0,5 МПа; б - 0,1 МПа; в - 10 Па

Рисунок 1 - Диаграмма состояния И-Ы [15]

2000

1000-

* * * /

■ / 1 1 1 UI0 + UN 1 Г

.....

i-U + UN ft ..'.THY

■ B-tMLN

oHJ ♦ UN ; «¡и* UN*«-UiNJI » 1 I 1 I l .1 I .

а)

10

N/U rate

б)

а) Benz R. and Bowman M. G. [16], б) Tagawa H. [17] Рисунок 2 - Диаграмма состояния U-N

При этом в работе [20] сообщается, что мононитрид урана плавится конгруэнтно при той же температуре, но только при давлении азота 3,5 атмосферы. Нитрид урана образует с металлическим ураном эвтектику (состав UN0,02), которая плавится при температуре 1127 °С [16-18, 20, 21]. Мононитрид урана является стехиометрическим соединением с содержанием азота 5,56 мас.% при комнатной температуре и имеет узкий диапазон гомогенности только при температуре выше 1100 °С.

При повышенных температурах область его гомогенности расширяется. В литературе имеются противоречивые данные по составу мононитрида при повышенных температурах. В работе [17] сообщается, что фазовая граница на богатой по урану стороне проходит через составы UN0,96±0,02 при 1500 °С и UN0,92±o,02 при 1800 °С. По другим данным [21, 22] нитрид урана имеет фазовую границу UN0,998 при 1700 °С, UN0,995±0,006 при 2800 °С, и максимальная величина по содержанию урана достигается при температуре 2300 °С - UN0,991.

Фазовая граница богатая по азоту проходит через составы ^N0,997 при 1500 °С, ЦЫ0,998 при 1580 °С и максимум при 1600 °С ЦЫ^ш.

Мононитрид урана (иЫ) представляет наибольший интерес в качестве перспективного материала для ядерного топлива благодаря своей высокой стабильности. Данное соединение кристаллизуется в гранецентрированную кубическую решетку (ГЦК) типа ЫаС1 и имеет теоретическую плотность 14320 кг/м3 [15]. Период кристаллической решетки по результатам разных работ находится в пределах 0,4888-0,4890 нм [23]. При загрязнении ЦЫ кислородом до 3 ат.%, период кристаллической решетки увеличивается до 0,4893 нм.

Система Ри-^ Данных о системе плутоний-азот значительно меньше, чем для системы уран-азот. Известно, что в системе Ри-Ы существуют несколько модификаций чистого Ри и фаза РиЫ (рисунок 3) [24].

При этом у нитрида плутония отсутствует какая-либо заметная область гомогенности, даже при повышенных температурах. РиЫ имеет ГЦК решетку типа ЫаС1, теоретическую плотность 14230 кг/м3 [25].

Период кристаллической решетки составляет 0,49049-0,49099 нм и, как в случае с нитридом урана, этот параметр зависит в основном от содержания кислорода, наличие которого приводит к его увеличению. Нитрид плутония является самым тугоплавким соединением плутония. Конгруэнтного плавления РиЫ не наблюдалось, даже при давлении азота 2,48 МПа.

В более поздних работах удалось установить температуру конгруэнтного плавления мононитрида плутония 2830±50 °С при давлении азота 5±2 МПа [24], при давлениях ниже наблюдается распад материала на азот и плутоний. Процесс испарения нитрида плутония протекает без изменения стехиометрического состава твёрдой фазы, то есть соотношение Ри/Ы в остающемся веществе сохраняется неизменным [6]. Тем не менее, в исследовании по оценке безопасности топлива на основе смешанных нитридов температура плавления РиЫ оценивается как 2720 °С при давлении азота 17200 Па [26, 27].

зооо

2500

0 ¿2000

1 &

2 1500

1000

ГрШЪ

500 ТР 483 С ТР 320 С

0 1 Массовый 2 процент азота 3 4 5

МР^Ц 3830 "С

/ 640 "С

+—а 483 С

320ГС "83Х

-—у 215Х

—и -125"С

—а

0

Ри

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

Атомный процент азота

Рисунок 3 - Диаграмма состояния Pu-N [24]

В мононитриде плутония стехиометрического состава содержится 5,53 мас.% N. Металлический плутоний в PuN практически не растворяется [28]. Нитрид плутония образует с ЦЫ непрерывный ряд твердых растворов [27].

Система и-Ри-К. Для реакторов на быстрых нейтронах наибольший интерес представляет смешанное уран-плутониевое нитридное топливо. Мононитриды урана и плутония имеют одинаковую кристаллографическую структуру ГЦК типа ЫаС1, близкие параметры решетки и имеют неограниченную взаимную растворимость друг в друге, образуя непрерывный ряд твердых растворов замещения. Сечение тройной диаграммы Ц-Ри-Ы при температуре 1000 °С представлено на рисунке 4 [29]. На тройной диаграмме состояния системы Ц-Ри-Ы можно видеть достаточно узкую область существования фазы раствора (и,Ри^ по отношению к количеству азота [11].

Период кристаллической решетки твердых растворов в зависимости от содержания плутония изменяется незначительно, всего на 0,00157 нм. Но при этом, с изменением состава период решетки не подчиняется закону Вегарда (рисунок 5), а отклоняется в обе стороны от него. Твердый раствор (Ц0,8Рио,2)Ы

имеет максимальное отрицательное отклонение от закона Вегарда и его период решетки равен 0,489060-0,4892 нм [15].

Рисунок 4 - Изотермическое сечение диаграммы состояния системы Ц-Ри-Ы

при температуре 1000 °С [29]

Рисунок 5 - Параметр решетки твердого раствора (Ц,Ри)Ы от содержания

плутония [30]

В отличие от мононитрида урана, твердый раствор ЦЫ-РиЫ не разлагается с образованием жидкой фазы при повышении температуры, потеря массы происходит таким образом, что соотношение между металлом и азотом в твердом растворе остается постоянным [31]. При этом смешанный нитрид при нагревании в вакууме испаряется неконгруэнтно, поскольку

плутоний испаряется с большей скоростью, чем уран. Таким образом, при динамических режимах кинетика испарения определяется диффузией атомов плутония в матрице твёрдого раствора [6].

1.2 Физические свойства нитридов урана и плутония

Теплопроводность. Нитридное топливо имеет значительно большую теплопроводность (23,19 Вт/(м К) для ЦЫ и ~12 Вт/(м К) для РиЫ при Т = 1000 К), чем оксидное топливо (3,32 Вт/(мК) для Ц02 и 3,48 Вт/(мК) для Ри02 при Т = 1000 К). Теплопроводность нитридов продолжает расти с увеличением температуры, в отличии от соответствующих диоксидов, у которых с увеличением температуры наблюдается заметное уменьшение теплопроводности [32].

Необходимо отметить влияние основных параметров на теплопроводность топлива:

- при увеличении содержания плутония в СНУП топливе теплопроводность падает (рисунок 6);

- увеличение пористости уменьшает теплопроводность (рисунок 7). Так при увеличении плотности от 13000 до 13410 кг/м3 теплопроводность образцов возрастает примерно на 17% [33].

Высокая теплопроводность нитридного топлива уменьшает градиент температур в топливе и его максимальную температуру в центре топливного сердечника во время эксплуатации в реакторе. Например, в реакторе на быстрых нейтронах типа БРЕСТ максимальная температура сердечника тепловыделяющего элемента при использовании СНУП топлива с газовым зазором составит ~1400 °С, а при использовании МОКС топлива та ~2200 °С.

25

Н

РР 20

г)

(3

8 15

к

ч

§ 10

о

н о

-1---1--— —1---1— ---1---1—

■ ^ _____ а ■

* * _________Ь" __с -с1-

а (и0.80Ри0.2о)К|

Ь

с (ио.40ри(иб0>м -

■ .1. с1 1 . 1 1 . 1

600 800 1000 1200 1400 1600 Температура, К

Рисунок 6 - Теплопроводность твердых растворов (и,Ри)К [34]

Рисунок 7 - Температурная зависимость теплопроводности таблеток состава (и0;8Риод)К, синтезированных с добавлением разного количества

порообразователя [34]

Поддержание пониженной температуры топливных элементов препятствует их перегреву, уменьшает величину распухания и обеспечивает защиту оболочек от разрушения при авариях с потерей теплоотвода и

19

скачками реактивности. Отечественные исследования смешанного нитридного топлива, облученного в БОР-60, даже в условиях высокой линейной мощности (более 100 кВт/м), не выявили следов диссоциации, что говорит о низкой температуре топлива в таких условиях облучения. При облучении топлива U0;4Puo;6N в БОР при максимальной линейной мощности 54,5 кВт/м максимальная температура топлива составляла 1760 °С. Следов диссоциации нитридного топлива ни по состоянию микроструктуры, ни по изменению содержания азота в газовой фазе под оболочкой твэлов, ни по каким-либо иным признакам не выявлено [35].

Эти данные позволяют выбрать температурные интервалы для исследований термохимической стабильности нитридного топлива.

Свободная энергия Гиббса. На основе зависимостей Ср и Н-Н298 в интервале температур 25-2355 °С для нитрида урана в работе Hayes et al. [36] были рассчитаны термодинамические потенциалы, в том числе и свободная энергия образования Гиббса. Таким образом, AG/ (Дж/моль) для нитрида урана выражается следующим уравнением:

106

A Gy = -2,941 • 105 + 80,98Г - 0,04640Г2 + 3,085 • 10-6Г3 - 1,710 • —

(298 < Г(К) < 2628) (1)

В работах Matsui и Ohse [37] так же была получена температурная зависимость AG/ для нитрида урана. Результаты обеих работ представлены на рисунке 8.

Or—Г

.о

о о о

5 -100

ю

я .................................

500 1000 1500 2000 2500 3000

Температура. К

Рисунок 8 - Зависимость AG/ для нитрида урана от температуры [37]

Зависимости энергии образования Гиббса от температуры, полученные в этих двух исследованиях согласуется между собой до температуры 1527 °С, но при более высокой температуре имеют некоторые расхождения. Зависимость AG/, полученная Matsui и Olse имеет больший диапазон погрешности, т.к. вычисления выполнялись путем экстраполяции значений Н-Н298. Таким образом, данные по энергии образования Гиббса для нитрида урана, полученные Hayes et al., являются на сегодняшний день наиболее точными [38].

Наиболее надежными данными стандартных термодинамических функций для нитрида плутония являются величины, полученные Matsui et al. [37]. В их работе использовались значения Cp и Н-Н298, полученные в работах Oetting [39], вплоть до температуры 1302 °С, значения при более высокой температуре были получены при экстраполяции этих данных. В результате было получено следующее уравнение AG/ (Дж/моль) для PuN [38]:

(298 < Г(К) < 2628)

(2)

Температурная зависимость энергии образования Гиббса для РиЫ представлена на рисунке 9.

Рисунок 9 - Зависимость АО/ для нитрида плутония от температуры [37]

Для твердых растворов иЫ-РиЫ стандартные термодинамические функции были рассчитаны в работе [37] с использованием модели идеального твердого раствора. Так для состава (ио,8Риод)Ы была получена зависимость АО/ (Дж/моль):

Лбу = -2,909 • 105 + 67,56Г - 0,007980Г2 - 1,098 • 10-6Г3 - 7,455

(298 < Г(К) < 2628)

Т

(3)

Стоит отметить, что расчет проводился с использованием модели идеальных растворов и термодинамических величин индивидуальных веществ РиЫ и иЫ. Для смешанного уран-плутониевого нитрида такой подход может быть неоправданным, ввиду известных отклонений от идеальности некоторых параметров твердых растворов на основе (и,Ри)Ы. Например, с изменением состава период решетки не подчиняется закону Вегарда (рисунок 5) [30], а отклоняется в обе стороны от него.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кривов Михаил Петрович, 2026 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Nuclear energy with inherent safety: Change of outdated paradigm, criteria / E. O. Adamov, V. V. Orlov, V. I. Rachkov [et al.] // Thermal Engineering (English translation of Teploenergetika). - 2015. - Vol. 62. - № 13. - P. 917-927.

2. Топливо для перспективных быстрых натриевых реакторов — текущее состояние и планы / Поплавский В.М., Л. М. Забудько, И. А. Шкабура [и др.] // Атомная Энергия. - 2010. - Т. 108. - № 4. - С. 212-217.

3. Prospects for Using Nitride Fuel in Fast Reactors with a Closed Nuclear Fuel Cycle / V. M. Troyanov, A. F. Grachev, L. M. Zabud'ko, M. V. Skupov // Atomic Energy. - 2014. - Vol. 117. - № 2. - P. 85-91.

4. Rogozkin, B. D. Mononitride fuel for fast reactors / B. D. Rogozkin, N. M. Stepennova, A. A. Proshkin // Atomic Energy. - 2003. - Vol. 95. - № 3.

- P. 624-636.

5. Нитридное топливо для перспективного быстрого натриевого реактора типа БН-1200 / В. А. Елисеев, Л. М. Забудько, И. В. Малышева, В. И. Матвеев // Атомная Энергия. - 2013. - Т. 114. - № 5. - С. 266-271.

6. Алексеев, С. В. Нитридное топливо для ядерной энергетики / С. В. Алексеев, В. А. Зайцев. - М. : Техносфера, 2013. - 240 с.

7. Blank, H. Fabrication of carbide and nitride pellets and the nitride irradiations Niloc 1 and Niloc 2 / H. Blank. - Commission of the European Communities, Luxembourg, 1991. - 1-218 с.

8. Wallenius, J. Safety analysis of nitride fuels in cores dedicated to waste transmutation / J. Wallenius, K. Tucek // 6th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. - Madrid, 2000.

- p. 491-498.

9. Maschek, W. Core disruptive accident analyses for advanced CAPRA cores / W. Maschek, D. Thiem, P. Lo Pinto // Proceedings of the ASME/JSME

International Conference on Nuclear Engineering, ICONE. - New York, 1996.

- Vol. 3. - P. 237-247.

10. Study of CDA driven by ULOF for the nitride fuel core / T. Umeoka, M. Akimura, H. Matsumiya, U.a. // Study of CDA driven by ULOF for the nitride fuel core. - American Nuclear Society-ANS, 1999. - Study CDA driven by ULOF nitride fuel core. - P. 8.

11. Matzke, H. Science of advanced LMFBR fuels. Solid state physics, chemistry and technology of carbides, nitrides and carbonitrides of uranium and plutonium / H. Matzke. - 1986.

12. Mononitride U-Pu mixed fuel and its electrochemical reprocessing in molten salts / B. D. Rogozkin, N. V. Stepennova, Y. E. Fedorov [et al.]. - 1987.

- Vol. IWGFR. - P. 266-281.

13. Bauer, A. A. IRRADIATION STUDIES OF (U,Pu)N / A. A. Bauer, STORHOK V.W. // Met. Soc. AIME. - 1970. - Vol. 17. - № pt 2. - P. 532-544.

14. Arai, Y., Iwai, T., Nakajima, K., Shirai, O.,Suzuki, Y. Experimental research on nitride fuel cycle in JAERI. / Y. Arai, Y., Iwai, T., Nakajima, K., Shirai, O.,Suzuki.

- American Nuclear Society-ANS, 1999.

15. Высокотемпературное ядерное топливо / Р. Б. Котельников, С. Н. Башлыков, А. И. Каштанов, Т. С. Меньшикова. - М. : АТОМИЗДАТ, 1978. - 432 с.

16. Benz, R. Some Phase Equilibria in the Uranium-Nitrogen System 1 / R. Benz, M. G. Bowman // Journal of the American Chemical Society. - 1966. - Vol. 88.

- № 2. - P. 264-268.

17. Hiroaki, T. Phase relations and thermodynamic properties of the Uranium-Nitrogen system / T. Hiroaki. - 1974. - Vol. 51. - P. 78-89.

18. Molecular dynamics study on plutonium mononitride / K. Kurosaki, K. Yano, K. Yamada [et al.] // Journal of Alloys and Compounds. - 2000. - Vol. 313.

- № 1-2. - P. 242-247.

19. Olson, W. M. The decomposition pressure and melting point of uranium mononitride / W. M. Olson, R. N. R. Mulford // The Journal of Physical Chemistryart. - 1963. - Vol. 67. - № 4. - P. 952-954.

20. Benz, R. Melting point maxima of ThC-ThN and of UC-UN solid solutions / R. Benz // Journal of Nuclear Materials. - 1969. - Vol. 31. - № 1. - P. 93-98.

21. Benz, R. U + N2 Reaction layer growths / R. Benz, W. B. Hutchinson // Journal of Nuclear Materials. - 1970. - Vol. 36. - № 2. - P. 135-146.

22. TENNERY, V. J. Sintering of UN as a Function of Temperature and N2 Pressure / V. J. TENNERY, T. G. GODFREY, R. A. POTTER // Journal of the American Ceramic Society. - 1971. - Vol. 54. - № 7. - P. 327-331.

23. Molinari, J. Solid state processing of massive uranium mononitride, using uranium and uranium higher nitride powders as starting materials / J. Molinari // NEA/OECD 6th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. - 1960. - C. 53-64.

24. Wrledt, H. A. The N-Pu (Nitrogen-Plutonium) system / H. A. Wrledt // Bulletin of Alloy Phase Diagrams. - 1989. - Vol. 10. - № 5. - P. 593-602.

25. Spear, K. E. A Consistent Set of Thermodynamic Values for Plutonium Mononitride / K. E. Spear, J. M. Leitneker // Journal of the American Ceramic Society. - 1968. - Vol. 51. - № 12. - P. 706-709.

26. Joseph, M. Studies on equation of state of high temperature nuclear materials / M. Joseph, N. Sivakumar, P. Manoravi // Annals of Nuclear Energy. - 2004.

- Vol. 31. - № 10. - P. 1163-1175.

27. Anselin, F. Etude des nitrures d'uranium, de plutonium et de leurs solutions solides / F. Anselin // Journal of Nuclear Materials. - 1963. - Vol. 10. - № 4.

- P. 301-320.

28. Refractory Plutonium Fuel Materials / J. A. Leary, W. C. Pritchard, R. L. Nance, M. W. Shupe. - New Mexico, 1965.

29. Халлек Х. Двойные и тройные карбидные и нитридные системы переходных металлов / Халлек Х.; ред. Ю. В. Левинский. - М. : Металлургия, 1988. - 319 с.

30. Fabrication of nitride fuels for transmutation of minor actinides / K. Minato, M. Akabori, M. Takano [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2003. - Vol. 320.

- № 1-2. - P. 18-24.

31. Alexander, C. A. Thermophysical properties of (UPu)N, plutonium and other actinides / C. A. Alexander, J. S. Ogden, W. M. Pardue // J. Nucl. Metallurgy.

- 1970. - Vol. 17. - № 1. - P. 95-103.

32. Gueneau, C. Thermodynamic and Thermophysical Properties of the Actinide Oxides / C. Gueneau, A. Chartier, L. Van Brutzel // Comprehensive Nuclear Materials. - Elsevier, 2012. - Vol. 2. - P. 21-59.

33. Программа и некоторые результаты дореакторных исследований смешанного нитридного уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов / В. М. Троянов, А. Ф. Грачев, Л. М. Забудько [и др.] // Атомная Энергия. - 2014.

- Т. 117. - С. 192-197.

34. Dependence of the thermal conductivity of (U, Pu) N on porosity and plutonium content / Y. Arai, Y. Suzuki, T. Iwai, T. Ohmichi // Journal of Nuclear Materials.

- 1992. - Vol. 195. - № 1-2. - P. 37-43.

35. ПЕРСПЕКТИВЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НИТРИДНОГО ТОПЛИВА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С ЗАМКНУТЫМ ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ / В. М. Троянов, А. Ф. Грачев, Л. М. Забудько, М. В. Скупов // Атомная энергия.

- 2014. - Т. 117. - № 2. - С. 69-74.

36. Hayes, S. L. Material property correlations for uranium mononitride: IV. thermodynamic properties / S. L. Hayes, J. K. Thomas, K. L. Peddicord // Journal of Nuclear Materials. - 1990. - Vol. 171. - № 2-3. - P. 300-318.

37. Matsui, T. THERMODYNAMIC PROPERTIES OF URANIUM NITRIDE, PLUTONIUM NITRIDE AND URANIUM-PLUTONIUM MIXED NITRIDE.

/ T. Matsui, R. W. Ohse // High Temperatures - High Pressures. - 1987. - Vol. 19.

- № 1. - P. 1-17.

38. Uno, M. Thermodynamic and thermophysical properties of the actinide nitrides / M. Uno, T. Nishi, M. Takano // Comprehensive Nuclear Materials. - Elsevier, 2012. - Vol. 2. - P. 61-85.

39. Oetting, F. L. The chemical thermodynamic properties of nuclear materials III. Plutonium mononitride / F. L. Oetting // The Journal of Chemical Thermodynamics.

- 1978. - Vol. 10. - № 10. - P. 941-948.

40. BAUER, A. A. NITRIDE FUELS: PROPERTIES AND POTENTIALS / A. A. BAUER // J. Reactor Technol. - 1972. - Vol. 15. - № 2. - P. 87-104.

41. Kleykamp, H. Selection of materials as diluents for burning of plutonium fuels in nuclear reactors / H. Kleykamp // Journal of Nuclear Materials. - 1999. - Vol. 275.

- № 1. - P. 1-11.

42. Ackermann, R. J. The thermodynamics of vaporization of neptunium and plutonium / R. J. Ackermann, E. G. Rauh // The Journal of Chemical Thermodynamics. - 1975. - Vol. 7. - № 3. - P. 211-218.

43. Термодинамические свойства индивидуальных веществ. - Справ. изд. В 4-х т. / Л. В. Гурвич, И. В. Вейц, В. А. Медведев, Г. А. Хачкурузов; ред. В. П. Глушко. - М.: Наука, 1982. - 622 с.

44. Chemical thermodynamics of solid solutions of interest in nuclear waste management, OCDE Nuclear Energy Agency, Elsevier Science Publication, North Holland / J. Bruno, D. Bosbach, D. Kulik, A. Navrotsky. - OECD, 2007.

45. Suzuki, Y. Thermophysical and thermodynamic properties of actinide mononitrides and their solid solutions / Y. Suzuki, Y. Arai // Journal of Alloys and Compounds. - 1998. - Vols. 271-273. - P. 577-582.

46. Nakajima, K. Vaporization behavior of NpN coloaded with PuN / K. Nakajima, Y. Arai, Y. Suzuki // Journal of Nuclear Materials. - 1999. - Vol. 275. - № 3.

- P. 332-335.

47. Булатов, Г. С. Масс-спектрометрическое исследование сублимации UN / Г. С. Булатов, К. Н. Гедговд, М. П. Глазунов // Материаловедение. - 1998.

- Т. 9. - С. 8-10.

48. Potter, P. Thermodynamic of nuclear materials / P. Potter // J. Nucl. Mater.

- 1979. - Vol. 161. - № 1. - P. 46-55.

49. Vapour pressures of uranium and uranium nitride over UN(s) / V. Venugopal, S. G. Kulkarni, C. S. Subbanna, D. D. Sood // Journal of Nuclear Materials. - 1992.

- Vol. 186. - № 3. - P. 259-268.

50. Benedict, U. The solubility of solid fission products in carbides and nitrides of uranium and plutonium: Pt.2. Solubility rules based on lattice parameter differences / U. Benedict. - Karlsruhe, 1977. - 22 p.

51. Benedict, U. The solubility of solid fission products in carbides and nitrides of uranium and plutonium. Part I: literature review on experimental results / U. Benedict. - Karlsruhe, 1977. - 58 p.

52. Benedict, U. Solid solubility of fission-product and other transition elements in carbides and nitrides of uranium and plutonium / U. Benedict // International symposium on thermodynamics of nuclear materials. - Juelich, Germany : IAEA, 1980. - Vol. Internatio. - P. 453-468.

53. Долговродов, А. П. Моделирование поведения продуктов деления в нитридном топливе: дис. ... канд.техн. наук: 05.14.03 / А. П. Долговродов.

- науч. рук. В. Ф. Стрижев ; ИБРАЭ РАН. - Москва, 2017. - 129 с.

54. Windes, W. E. Nitride Fuel Development at the INL / W. E. Windes // Space Nuclear Conference '07. - Boston : United States, 2007.

55. The nuclear fuel of pressurized water reactors and fast neutron reactors : design and behaviour / H. Bailly, C. Prunier, D. Ménessier, France. Commissariat à l'énergie atomique. // American Nuclear Society winter meeting. - Washington, DC (USA) : United States, 1990. - С. 8.

56. Zabudko, L. M. MATINE-study of minor actinide transmutation in nitrides: Modeling and measurements of out-of-pile properties. / L. M. Zabudko. - 2006.

57. Poplavsky, V. M. Fuels for Advanced Sodium Cooled Fast Reactors in the Russian Federation: State of the Art and Prospects / V. M. Poplavsky, et al. // FR09: International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles. - 2009.

58. R. B. Matthews. Irradiation Performance of Nitride Fuels / R. B. Matthews // Specialist conference on space nuclear power and propulsion technologies -materials and fuel. - 1993.

59. Lyon, W. F. Performance analysis of a mixed nitride fuel system for an advanced liquid metal reactor / W. F. Lyon, R. B. Baker, R. D. Leggett // American Nuclear Society winter meeting. - Washington, DC (USA) : United States, 1990. - C. 8.

60. Dense fuels in Europe / H. Blank, K. Richter, M. Coquerelle [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 1989. - Vol. 166. - № 1-2. - P. 95-104.

61. Bernard, H. Advanced fuel fabrication / H. Bernard // Journal of Nuclear Materials. - 1989. - Vol. 166. - № 1-2. - P. 105-111.

62. Overview of past and current activities on fuels for fast reactors at the Institute for Transuranium Elements / A. Fernandez, J. McGinley, J. Somers, M. Walter // Journal of Nuclear Materials. - 2009. - Vol. 392. - № 2. - P. 133-138.

63. Konovalov, I. I. Development status of metallic, dispersion and non-oxide advanced and alternative fuels for power and research reactors / I. I. Konovalov, Y. S. Stetsky. - IAEA, 2003. - 96 c.

64. Fission gas release and swelling in uranium-plutonium mixed nitride fuels / K. Tanaka, K. Maeda, K. Katsuyama [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2004. - Vol. 327. - № 2-3. - P. 77-87.

65. Pillon, S. Synthese de l'experience NIMPHE: Combustible nitrure mixte dans PHENIX / S. Pillon, M. Pelletier. - 2000.

66. Results of irradiation of (U0.55Pu0.45)N and (U0.4Pu0.6)N fuels in B0R-60 up to ~12 at.% burn-up / B. D. Rogozkin, N. M. Stepennova, Y. Y. Fedorov [et al.] // Journal of Nuclear Materials. - 2013. - Vol. 440. - № 1-3. - P. 445-456.

67. Poplavsky, V. M. Fuels for Advanced Sodium Cooled Fast Reactors in the Russian Federation: State of the Art and Prospects / V. M. Poplavsky, et al. // FR09:

International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles. - Kyoto (Japan) : IAEA, 2009.

68. BUGL, J. Phase Relations in the System Uranium-Nitrogen / J. BUGL, A. A. BAUER // Journal of the American Ceramic Society. - 1964. - Vol. 47. - №2 9.

- P. 425-429.

69. Thermal stability investigation technique for uranium nitride / V. G. Baranov, A. V. Tenishev, R. S. Kuzmin [et al.] // Annals of Nuclear Energy. - 2016. - Vol. 87.

- P. 784-792.

70. INOUYE, H. Equilibrium Nitrogen Pressures and Thermodynamic Properties of UN / H. INOUYE, J. M. LEITNAKER // Journal of the American Ceramic Society.

- 1968. - Vol. 51. - № 1. - P. 6-9.

71. Das, D. Thermodynamics of liquid uranium vaporization / D. Das, S. R. Dharwadkar, M. S. Chandrasekharaiah // Journal of Nuclear Materials. - 1985.

- Vol. 130. - P. 217-224.

72. Alexander, C. A. Volatilization characteristics of uranium mononitride / C. A. Alexander, J. S. Ogden, W. M. Pardue // Journal of Nuclear Materials. - 1969.

- Vol. 31. - № 1. - P. 13-24.

73. Cavett, A. D. High-Temperature Decomposition of Uranium Mononitride : Tech. Rept. NLCO-885 / A. D. Cavett, R. W. Bonham ; National Lead Company of Ohio. — Cincinnati, Ohio, 1963. — P. 17-19.

74. HOENIG, C. L. Phase Equilibria, Vapor Pressure, and Kinetic Studies in the Uranium-Nitrogen System / C. L. HOENIG // Journal of the American Ceramic Society. - 1971. - Vol. 54. - № 8. - P. 391-398.

75. Vaporization behavior of uranium-plutonium mixed nitride / Y. Suzuki, A. Maeda, Y. Arai, T. Ohmichi // Journal of Nuclear Materials. - 1992. - Vol. 188.

- P. 239-243.

76. Khromov, Y. F. Certain thermodynamic properties of uranium nitride UNy / Y. F. Khromov, R. A. Lyutikov // Soviet Atomic Energy. - 1980. - Vol. 49. - № 1.

- p. 448-452.

77. Kaufman, L. Metallurgy at high pressures and high temperatures / L. Kaufman, E. V. Clougherty // Metallurgical Society Conferences. - New York : Görden and Breach Science Publishers, 1964. - P. 322.

78. Study of the Decomposition and Phase Transition of Uranium Nitride under UHV Conditions via TDS, XRD, SEM, and XPS / X. Wang, Z. Long, R. Bin [et al.] // Inorganic Chemistry. - 2016. - Vol. 55. - № 21. - P. 10835-10838.

79. Tagawa, H. Equilibrium nitrogen pressures and thermodynamic properties of uranium sesquinitride / H. Tagawa // Journal of Nuclear Materials. - 1971. - Vol. 41.

- № 3. - P. 313-319.

80. Kent, R. A. MASS SPECTROMETRIC STUDIES OF PLUTONIUM COMPOUNDS AT HIGH TEMPERATURES. I. THE HEATS OF VAPORIZATION OF GOLD AND PLUTONIUM AND THE HEAT OF DECOMPOSITION OF PLUTONIUM MONONITRIDE. / R. A. Kent, J. A. Leary // High Temp. Sci. - 1969. - Vol. 1. - P. 176-183.

81. Green, D. W. Infrared spectra of matrix-isolated plutonium nitrides / D. W. Green, G. T. Reedy // The Journal of Chemical Physics. - 1978. - Vol. 69.

- № 2. - P. 552-555.

82. Kent, R. A. MASS SPECTROMETRIC STUDIES OF PLUTONIUM COMPOUNDS AT HIGH TEMPERATURES. III. THE VAPOR PRESSURE OF PLUTONIUM. (Journal Article) | OSTI.GOV / R. A. Kent, J. A. Leary // High Temp. Sci. - 1969. - Vol. 1. - P. 169-175.

83. Olson, W. M. The Decomposition Pressure of Plutonium Nitride / W. M. Olson, R. N. R. Mulford // Physical Review B. - 1964. - Vol. 68. - № 5. - P. 1048-1051.

84. Fabrication and high temperature thermodynamic and transport properties of PuN / C. A. Alexander, R. B. Clark, O. L. Kruger, J. L. Robbins. - Karlsruhe, 1975.

- P. 277-286.

85. Sheth, A. Equation of state and transport properties of uranium and plutonium carbides in the liquid region / A. Sheth, L. Leibowitz. - Argonne, IL, 1975.

86. Термохимическая стабильность, радиационные испытания, изготовление и регенерация мононитридного топлива / Б. Д. Рогозкин, Н. М. Степеннова, Г. А. Бергман, А. А. Прошкин // Атомная энергия. - 2003. - Т. 95. - № 6.

- С. 428-438.

87. Kent, R. A. Mass Spectrometric Studies of Plutonium Compounds at High Temperatures: 1. The Heats of vaporization of Gold and Plutonium and the Heat of Decompozition of Plutonium Mononitride / R. A. Kent, J. A. Leary. - LOS ALAMOS, 1968. - 20 p.

88. Olson, W. M. The melting point and decomposition pressure of neptunium mononitride / W. M. Olson, R. N. R. Mulford // Journal of Physical Chemistry.

- 1966. - Vol. 70. - № 9. - P. 2932-2934.

89. Olson, W. M. The Decomposition Pressure and Melting Point of Thorium Mononitride 1 / W. M. Olson, R. N. R. Mulford // The Journal of Physical Chemistry.

- 1965. - Vol. 69. - № 4. - P. 1223-1226.

90. Fabrication of (U,PU)N Fuel Pellets / Y. Arai, S. Fukushima, K. Shiozawa, M. Handa // Journal of Nuclear Materials. - 1989. - Vol. 168. - P. 280-289.

91. Ganguly, C. Preparation, characterisation and out-of-pile property evaluation of (U,Pu)N fuel pellets / C. Ganguly, P. V. Hegde, A. K. Sengupta // Journal of Nuclear Materials. - 1991. - Vol. 178. - № 2-3. - P. 234-241.

92. Fedorov, M. S. Application of the technology of carbothermal synthesis in the production of mixed uranium and plutonium nitride / M. S. Fedorov, et al. // Izvestiya vysshikh uchebnykh zavedenii. Fizika. - 2020. - Т. 64. - № 2-2.

- С. 142-147.

93. Krivov, M. P. Effect of Nitride Nuclear Fuel Structure and Phase Composition on Fuel-Rod Life / M. P. Krivov, G. A. Kireev, A. V. Tenishev // Atomic Energy. -2019. - Vol. 127. - № 1. - P. 28-32.

94. Кривов, М. П. Особенности кинетики разложения смешанного нитридного уран-плутониевого топлива / М. П. Кривов, А. В. Тенишев, П. Н. Иванов [и

др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые технологии. — 2025. — № 4 (130). — С. 85-90.

95. Krivov, M. P. Thermogravimetric study of mixed uranium-plutonium fuel for prospective generation IV reactors / M. P. Krivov, G. A. Kireev, A. V. Tenishev [et al.] // Journal of Nuclear Materials. — 2022. — Vol. 567. — P. 153798.

96. Кривов М. П. Исследование термохимической стабильности смешанного нитридного уран-плутониевого топлива методом термогравиметрии / М. П. Кривов, Г. А. Киреев, А. В. Тенишев // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2018. - № 1 (92). - С. 94-101.

97. Krivov, M. P. Influence of the plutonium content on thermochemical stability of a mixed nitride fuel / M. P. Krivov, G. A. Kireev, A. V. Tenishev [et al.] // Journal of Physics: Conference Series. — 2018. — Vol. 1133, № 1. — P. 012012.

98. Zhdanov, V. S. Validation of the severe accident module of the EVKLID/V2 integral code on the base of experiments with fission products release and dissociation of nitride fuel / V. S. Zhdanov, I. A. Klimonov, I. G. Kudashov [et al.] // Atomic Energy. — 2024. — Vol. 135, № 5. — P. 297-301.

99. Lunev, A. V. Kinetic and microstructural studies of thermal decomposition in uranium mononitride compacts subjected to heating in high-purity helium / A. V. Lunev, V. V. Mikhalchik, A. V. Tenishev, V. G. Baranov // Journal of Nuclear Materials. — 2016. — Vol. 475. — P. 266-273.

100. Адамов, Е. О. Сравнительный анализ преимуществ и недостатков использования металлического и нитридного смешанного уран-плутониевого топлива в быстрых реакторах / Е. О. Адамов, Л. М. Забудько, В. И. Матвеев [и др.] // Известия академии наук. Энергетика. — 2015. — № 2. — С. 3-15.