Урановое топливо с добавками для повышения безопасности эксплуатации ядерного реактора тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, доктор наук Лысиков Александр Владимирович

• Лысиков Александр Владимирович
• доктор наук
• 2026

Оглавление диссертации доктор наук Лысиков Александр Владимирович

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ И ОБОЗНАЧЕНИЙ

ВВЕДЕНИЕ

1 Состояние вопроса

Выводы по главе

2 Уран-гадолиниевое топливо с добавками

2.1 Уран-гадолиниевые таблетки с микродобавками, увеличивающими размер зерна101

Отработка режимов смешивания

Отработка режимов изготовления для повышения размера зерна

2.2 Уран-гадолиниевое топливо с содержанием оксида гадолиния более 5 мас.%

Отработка технологических режимов изготовления уран-гадолиниевых таблеток с содержанием оксида гадолиния более 5 мас.%

Апробация рекомендаций

Выводы по главе

3 Уран-бериллиевое топливо

3.1 Отработка режимов смешивания диоксида урана и оксида бериллия

3.2 Отработка режимов прессования

3.3 Отработка режимов спекания

3.4 Изготовление опытной партии уран-бериллиевых таблеток

3.5 Выпуск партии уран-бериллиевых таблеток с 1 мас.% оксида бериллия и оценка теплопроводности

Выводы по главе

4 Уран-плутониевое топливо для ВВЭР

4.1 РЕМИКС-топливо для реакторов ВВЭР

4.2 МОКС-топливо для реакторов ВВЭР

Выводы по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

Список сокращений и обозначений

LWR - англ. Light Water Reactor - легководный реактор

BWR - англ. Boiling Water Reactor - реактор с кипящей водой

PWR - англ. Pressurized Water Reactor - реактор с водой под давлением

Ramp-тест - тест на скачок мощности

LOCA - авария с потерей теплоносителя

RIA - реактивностная авария

АВС - аппарат вихревого смешивания

АДУ-процесс - получение керамического диоксида урана через промежуточную стадию осаждения полиураната аммония

АО «ВНИИНМ» - Акционерное общество «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А.Бочвара», г.Москва

АО «ГНЦ НИИАР» - Акционерное общество «Государственный научный центр -Научно-исследовательский институт атомных реакторов»

АО «МСЗ» - Акционерное общество «Машиностроительный завод», г.Электросталь, Московская область

АО «СХК» - Акционерное общество «Сибирский химический комбинат», г.Северск, Томская область

АО «ТВЭЛ» - Акционерное общество «ТВЭЛ», г.Москва

АО «УМЗ» - Акционерное общество «Ульбинский металлургический завод»,

г.Усть-Каменогорск, Казахстан

АСММ - атомная станция малой мощности

АЭС - атомная электростанция

БН - реактор на быстрых нейтронах

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВП - выгорающий поглотитель

ГПД - газообразные продукты деления

ГСП - гомогенизированная смесь порошков

ДИСЭД - пластификатор дистеарил этилен диамин ЖКТ - желудочно-кишечный тракт КД - конструкторская документация

КДП 1-10 мкм - количественная доля пор, наблюдаемых в плоскости шлифа и

имеющих эффективный диаметр от 1 до 10 мкм

КИУМ - коэффициент установленной мощности

КЛТР - коэффициент линейного термического расширения

Макс.Фере - максимальный диаметр Фере отдельных пор на поле шлифа

МВ - мельница вибрационная (шаровая вибромельница)

МОКС (MOX) - англ. Mixed-Oxide fuel - смешанное ядерное топливо, содержащее

диоксиды плутония и обедненного урана

МРСА - микрорентгеноспектральный анализ

НИР - научно-исследовательская работа

НПУ - насыпная плотность с утряской

НЭ - нормальная эксплуатация

ННЭ - нарушение нормальной эксплуатации

ОДОП - объёмная доля открытых пор

ОЦК - объёмно-центрированная кристаллическая решетка

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо

ПАО «НЗХК» - Публичное акционерное общество «Новосибирский завод

химконцентратов», г.Новосибирск

ПДК - предельно допустимая концентрация

ПО - программное обеспечение

ПРИ - послереакторные исследования

РАО - радиоактивные отходы

РБМК - реактор большой мощности кипящий

РЕМИКС (REMIX) - англ. REMIX - REgenerated MIXture - ядерное топливо, содержащее регенерированные оксиды урана и плутония РКД - рабочая конструкторская документация РУ - реакторная установка

Введение

В современной ядерной энергетике основным используемым топливом является урановое оксидное топливо. Для легководных коммерческих реакторов используется таблетированное топливо на основе диоксида низкообогащенного урана (до 5 % по урану-235). Массовое применение диоксида урана для изготовления топливных таблеток связано с его удовлетворительными эксплуатационными характеристиками, относительной простотой в обращении, изготовлении и переработке таблеток. К недостаткам диоксида урана можно отнести низкую теплопроводность ((7,3-2,4 Вт/(м°С) при температурах от 100 до 1400 оС) и относительно невысокую ураноёмкость (плотность по урану 9,65 г/см3).

Актуальность и степень разработанности темы

Для улучшения эксплуатационных свойств топлива, снижения экономических издержек при изготовлении топлива и повышения безопасности эксплуатации реакторной установки используют различные добавки в топливо. При этом добавки вводят как в микроколичествах (различные добавки для повышения размера зерна топлива), так и в значимых количествах (оксид гадолиния, закись-окись урана, диоксид плутония). Главной задачей при введении любых добавок в топливо является обеспечение их равномерного распределения в топливе. При различных масштабах производства реализация данной задачи требует нетривиальных решений. При этом введение добавок не должно приводить к заметному увеличению трудозатрат и увеличению стоимости изготовления топлива.

При введении добавок, сильно отличающихся по свойствам (например, оксид гадолиния или оксид бериллия) возможно ухудшение характеристик топлива: снижение плотности таблеток и термической стабильности геометрических размеров таблеток (доспекаемости), изменение пористой и зёренной структуры таблеток, снижение прочности таблеток. Сохранение свойств уран-гадолиниевых таблеток на уровне таблеток из диоксида урана является актуальной задачей при

изготовлении уран-гадолиниевых топливных таблеток. Это связано с тем, что за последние 10 лет производство такого топлива выросло в разы, и внимание к свойствам такого топлива увеличилось. Кроме этого, количество вводимого оксида гадолиния выросло с 3 мас.% до 8 мас.%. В перспективе для длительных топливных циклов (24 месяца) планируется увеличить количество оксида гадолиния до 10 мас.%. С увеличением содержания оксида гадолиния выросло и количество твэгов в ТВС (с 6 до 27 твэгов). При этом в идеале поведение твэгов при эксплуатации не должно отличаться от поведения твэлов. Многими исследователями, в том числе и автором настоящей работы, было показано, что при введении оксида гадолиния в количествах более 5 мас.% резко снижается доспекаемость, достигая нулевых и отрицательных значений. При низкой (нулевой) доспекаемости топливная таблетка распухает уже на начальной стадии облучения и контактирует с оболочкой, что приводит к появлению в ней растягивающих напряжений. Считается, что низкая доспекаемость ответственна за аномальный рост твэгов в первый и второй год облучения. Также следует учитывать, что введение оксида гадолиния увеличивает скалываемость таблеток за счет их растрескивания в процессе изготовления. Разные исследователи связывают это со снижением теплопроводности и, как следствие, с большими термоградиентами в таблетке по сравнению с топливом из диоксида урана. Еще в 70 годах ХХ века было показано, что повысить доспекаемость возможно за счет регулирования пористости. Но поскольку уран-гадолиниевые таблетки изготавливали в небольших объёмах и содержание оксида гадолиния не превышало 3,35 мас.%, эта проблема стала заметна только в наше время. Дополнительной актуальной задачей в производстве уран-гадолиниевых таблеток является приведение среднего эффективного диаметра зерна таблеток на уровне таблеток из диоксида урана (от 10 до 25 мкм).

Возможным путём решения комплекса задач для уран-гадолиниевых таблеток являются следующие приёмы. Для увеличения СЭДЗ предлагается рассмотреть возможность применения различных легирующих микродобавок по аналогии с таблетками из «чистого» диоксида урана. При этом необходимо решить

задачу обеспечения равномерного распределения оксида гадолиния и микродобавок в диоксиде урана. Данная задача была успешно решена в настоящей работе, а полученные результаты внедрены в производство на АО «МСЗ». В частности, была исключена промежуточная операция смешивания компонентов пресспорошка, что снизило время его подготовки.

Актуальной задачей в настоящее время остается задача обеспечения стабильной положительной доспекаемости уран-гадолиниевых таблеток. Для повышения доспекаемости топливных таблеток возможным путем является увеличение количества пор субмикронного уровня. На практике это можно обеспечить изменением технологических процессов изготовления топливных таблеток. Например, изменяя количество и порядок введения порообразователя, а также регулируя температуру и время спекания, можно увеличить долю пор субмикронного уровня. При этом появляется задача по обеспечению инструментом - методикой контроля пор такого размера. Это связано с тем, что современные методики контроля микроструктуры таблеток работают в диапазоне определения пор с 2-4 мкм в зависимости от уровня разрешения оптического микроскопа. Стоит отметить, что разрабатываемая методика контроля не должна усложнять процесс контроля с точки зрения времени его проведения и квалификации контролёра. В итоге была разработана методика контроля пористой структуры топливных таблеток, позволяющая проводить контроль пор от 0,1 мкм до 1000 мкм на образцах штатного контроля микроструктуры. Методика основана на получении изображений поверхности шлифов с оптического и электронного сканирующего микроскопов и затем на их пакетной обработке в специализированном программном обеспечении IRBIS 2.0. Стоит отметить, что данное ПО IRBIS 2.0 в 2023 году внесено в единый реестр российского программного обеспечения под номером 21605. Полученные результаты исследований позволяют оценить связь величины доспекаемости и количества пор субмикронного уровня в топливных таблетках, что важно при проведении расчётов обоснования безопасности работы твэла. Кроме этого, разработанная методика определения пористости применима к разным типам топлива и была использована в настоящей работе при отработке

технологий изготовления уран-молибденового топлива, топлива на основе дисилицида триурана, МОКС и РЕМИКС-топлива.

Полученный опыт подготовки пресспорошка с равномерным распределением оксида гадолиния и микродобавок в диоксиде урана использован при применении других добавок в урановое топливо.

Актуальной задачей, направленной на снижение температуры топлива и количества запасённого тепла для уменьшения распухания топливных таблеток и взаимодействия топливо-оболочка, является увеличение теплопроводности топлива. Для повышения теплопроводности топлива, а значит для снижения его температуры во время эксплуатации и, тем самым, для повышения безопасности работы реактора предлагается вводить добавки с высокой теплопроводностью. На основе проведенного в диссертационной работе анализа, показано, что одним из перспективных направлений является изготовление оксидного уран-бериллиевого топлива. Поскольку российские и зарубежные производители используют принципы порошковой металлургии для изготовления топливных таблеток было решено рассмотреть возможность использования смеси порошков оксида бериллия и диоксида урана для повышения теплопроводности топливных таблеток. При решении поставленной задачи были учтены два противоположно влияющих фактора. Первый фактор, увеличение количества внесенного оксида бериллия заметно увеличивает теплопроводность топлива. С другой стороны, второй фактор, лёгкий оксид бериллия заметно снижает плотность уран-бериллиевых топливных таблеток, тем самым, снижает ураноёмкость топлива. В связи с этим был найден компромисс по допустимому количеству оксида бериллия в диоксиде урана. При этом была решена проблема подготовки пресспорошка из смеси лёгкого компонента - оксида бериллия и тяжёлого компонента - диоксида урана. Разработанная схема изготовления уран-бериллиевых топливных таблеток запатентована и внедрена на АО «СХК».

Актуальной задачей, установленной в стратегии деятельности Госкорпорации «Росатом», является развитие двухкомпонентной ядерной энергетики. Это связано со снижением запасов и, как следствие, с повышением

стоимости исходного природного сырья, а также в связи с целью минимизации накопления радиоактивных отходов. Поэтому в настоящее время в России начата активная разработка уран-плутониевого топлива для реакторов ВВЭР, в том числе для реакторов нового дизайна, таких как ВВЭР-600 и ВВЭР-С. В качестве плутониевого составляющего такого топлива рассматривается диоксид плутония, полученный из переработки отработавшего ядерного топлива.

Использование высокофонового диоксида плутония ставит задачу по минимизации радиационного воздействия на человека (персонал и население) в соответствие с установленными требованиями в нормативной документации (например, НРБ-99/2009, НП-016-05, НП-063-05). В настоящее время эта задача является наиболее актуальной при реализации двухкомпонентной ядерной энергетики.

Ранее в нашей стране во ФГУП «ГХК» изготавливали МОКС-топливо для реакторов БН. При переходе на изготовление топлива для реакторов ВВЭР стоит учитывать большие объёмы производства, по сравнению с производством для реакторов БН. Это накладывает требования по увеличению производительности и более тщательного обеспечения непревышения дозовых нагрузок на персонал. Кроме этого, к топливу ВВЭР накладываются более жёсткие требования к доспекаемости, микроструктуре и геометрическим размерам топливных таблеток, что требует дополнительной отработки изготовления нового топлива. Традиционно при изготовлении таблеток для реакторов БН подготовку пресспорошка проводили путём смешивания исходных порошков диоксида урана и диоксида плутония в аппаратах вихревого смешивания (АВС), а затем через уплотнение в «шашку» получали гранулят куда вводили пластификатор. Однако такая схема для больших объёмов топливных таблеток не совсем подходит. Во-первых, после смешивания в аппаратах вихревого смешивания необходимо время для их охлаждения перед выгрузкой смеси. Во-вторых, из выгруженной смеси необходимо отделить ферромагнитные иглы. Поскольку после АВС смесь мелкофракционная, то её необходимо гранулировать, что реализуют уплотнением в «шашку» и последующим дроблением «шашки». Таким образом, из приведённой

цепочки изготовления сразу видно, что имеются избыточные операции, снижающие производительность и увеличивающие дозовые нагрузки на персонал. Было предложено использовать опыт изготовления уран-гадолиниевых топливных таблеток, в котором за счёт применения шаровой вибрационной мельницы происходит одновременное смешивание компонентов пресспорошка и грануляция смеси. Данная схема позволяет увеличить производительность операции приготовления пресспорошка и снизить дозовые нагрузки на персонал. При отработке изготовления уран-плутониевых таблеток РЕМИКС-топлива для реакторов ВВЭР данный подход был реализован, запатентован и внедрен во ФГУП «ГХК». В настоящее время технологический процесс с использованием шаровой вибрационной мельницы используется при изготовлении уран-плутониевого топлива для реакторов БН и ВВЭР.

Следующим шагом в снижение дозовых нагрузок на персонал является исключение из стандартного технологического процесса изготовления топливных таблеток ВВЭР операции шлифования. При проведении «сухого» шлифования обеспечивают требуемую цилиндричность таблетки с заданным диаметром. Тем самым, при снаряжении твэла соблюдается проектный зазор между топливной таблеткой и оболочкой. Но при шлифовании образуется значительное количество высокоактивной шлифпыли, что является одним из основных источников, вносящих вклад в радиационную обстановку на производстве. Отказ от операции шлифования при спекании приводит к тому, что таблетка может принимать форму отличную от цилиндрической. Отклонение формы таблеток от цилиндрической формы приводит к усложнению операции снаряжения твэла таблетками. Возможны случаи заклинивания таблеток в твэле, то есть для обеспечения снаряжения твэлов без застревания таблеток необходимо снижать их диаметр. Таким образом, допуск на диаметр увеличивается. Это в результате приводит к большему зазору в твэле между оболочкой и таблеткой, и, соответственно, к увеличению температуры. В соответствии с п.6 НП-094-15 при изменениях технологии изготовления элементов ТВС, топлива или оболочек твэлов (если эти изменения могут повлиять на их прочностные характеристики), прочность и

работоспособность твэлов и ТВС должны быть обоснованы с учетом вносимых изменений, то есть требуется проведение дополнительных обосновывающих работоспособность твэл экспериментов, включая реакторные испытания. В настоящий момент технология изготовления нешлифованных уран-плутониевых таблеток опробована на АО «СХК». Изготовлены экспериментальные твэлы, которые сейчас проходят реакторные испытания в АО «ГНЦ НИИАР».

Цель диссертационной работы

Разработка способов введения добавок в оксидное урановое топливо для улучшения технологических характеристик, способствующих увеличению безопасности работы твэла, а также для снижения дозовых нагрузок на персонал при изготовлении топливных таблеток.

Для достижения этой цели необходимо было решить следующие задачи:

1 провести анализ существующих технологий изготовления ядерного топлива и использования различных добавок в топливе;

2 провести экспериментальные работы по уран-гадолиниевому топливу и

2.1 решить проблему изменения пористой и зёренной структур уран-гадолиниевых таблеток для обеспечения требований технического проекта, обосновывающего безопасную работу твэг;

2.2 разработать «инструмент»-методику контроля микроструктуры уран-гадолиниевых таблеток;

2.3 провести исследования свойств уран-гадолиниевых таблеток для подтверждения выбранных параметров микроструктуры и способов их достижения;

2.4 определить зависимость величины доспекаемости топливных таблеток от параметров пористости;

3 провести экспериментальные работы по уран-бериллиевому топливу и

3.1 разработать способ изготовления уран-бериллиевых топливных таблеток ВВЭР для повышения их теплопроводности с целью снижения температуры топливного сердечника;

3.2 экспериментально обосновать количество вводимого оксида бериллия для повышения теплопроводности таблеток;

4 провести экспериментальные работы по уран-плутониевому топливу и

4.1 разработать и обосновать способ изготовления таблеток уран-плутониевого РЕМИКС-топлива ВВЭР, обеспечивающий равномерность распределения плутония в диоксиде урана для минимизации областей повышенного энерговыделения и одновременного повышения производительности изготовления таблеток, а также снижения дозовых нагрузок на персонал;

4.2 предложить новую технологию изготовления таблеток уран-плутониевого МОКС-топлива для ВВЭР без проведения операции шлифования для снижения дозовых нагрузок на персонал и уменьшения накопления высокофоновых оборотов производства при обеспечении требований технического проекта на твэл.

Научная новизна результатов работы:

- обоснован и выбран состав легирующих добавок для оптимизации зёренной структуры, повышения качества и технологических и эксплуатационных характеристик уран-гадолиниевого топлива;

- экспериментально показано, при введении добавок алюминия и кремния за счёт механизма «испарение-конденсация» происходит увеличение размера зерна уран-гадолиниевых таблеток;

- экспериментально подтверждено, что изменение количества пор топливных таблеток в диапазоне от 0,1 до 1,0 мкм обеспечивает регулирование термической стабильности геометрических размеров (доспекаемости) топливных таблеток;

- впервые получена эмпирическая зависимость доспекаемости топливных таблеток от количества пор разных размеров;

- впервые выбрано и обосновано количество оксида бериллия для изготовления уран-бериллиевых таблеток ВВЭР с целью повышения их теплопроводности;

- впервые разработан и экспериментально обоснован способ получения пресспорошков для изготовления РЕМИКС и МОКС-топлива с применением шаровой мельницы для обеспечения равномерного распределения плутония в диоксиде урана;

- впервые обоснован способ изготовления уран-плутониевых таблеток ВВЭР без проведения операции финишного шлифования, обеспечивающий выполнения требований технических проектов, обосновывающих безопасность работы твэла.

Практическая значимость:

- разработан и обоснован способ обеспечения равномерного распределения оксида гадолиния, требуемой зёренной и пористой микроструктуры уран-гадолиниевых таблеток;

- совместно с АО «МСЗ» внедрены в технологический процесс изготовления уран-гадолиниевых таблеток рекомендации по способу изменения их микроструктуры (Акт внедрения от 13.11.2007 № 48-05/2488, патенты РФ № 2362223, № 2741782 и № 2830567);

- разработанный способ изменения микроструктуры использован при изготовлении уран-гадолиниевых топливных таблеток для твэгов ТВСА-Т mod.2 АЭС «Темелин»;

- применение эмпирической зависимости доспекаемости от концентрации пор, которая позволяет определять величину доспекаемости топливных таблеток, снижая: время на проведение контроля, затраты на электроэнергию и дозовые нагрузки на персонал;

- совместно с АО «СХК» внедрены в технологический процесс изготовления уран-бериллиевых таблеток рекомендации по количеству оксида бериллия и способу его введения (патент РФ № 2713619);

- совместно с ФГУП «ГХК» внедрены в технологический процесс изготовления уран-плутониевых таблеток РЕМИКС и МОКС-топлива рекомендации по использованию шаровой вибрационной мельницы (Акт внедрения от 31.10.2023 № 212/13-01-24-дсп/109043, патент на полезную модель РФ № 221159);

- использование шаровой вибрационной мельницы позволяет: увеличить производительность приготовления пресспорошка до 3 раз; обеспечить равномерное распределение плутония в диоксиде урана; снизить дозовые нагрузки на персонал;

- совместно с АО «СХК» внедрены в технологический процесс изготовления уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива ВВЭР рекомендации по обеспечению требуемых характеристик таблеток без операции финишного шлифования (письмо о внедрении результатов диссертационной работы от 22.07.2025 № 11-01/26065-ИВК);

- исключение из технологической схемы изготовления уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива операции шлифования уменьшает дозовые нагрузки на персонал и снижает накопление высокофоновых оборотов производства.

Методология и методы исследования

Методология исследования включает следующие этапы

1 Анализ используемых добавок и способов их введения при изготовлении ядерного топлива на основе имеющихся открытых источников.

2 Разработка способов введения легирующих добавок, пластификатора и порообразователя при изготовлении уран-гадолиниевого топлива.

3 Анализ результатов исследований свойств уран-гадолиниевого топлива, изготовленного по предложенным свойствам, выдача рекомендаций по корректировке или применению разработанных способов.

4 Анализ методик, используемых в промышленности для проведения измерений параметров микроструктуры топливных таблеток, и разработка рекомендаций по повышению достоверности измерения параметров микроструктуры.

5 Анализ взаимосвязи технологии изготовления, микроструктуры с доспекаемостью топливных таблеток. Установление зависимости между параметрами микроструктуры и доспекаемостью топливных таблеток.

6 Разработка способа введения оксида бериллия на основе опыта применения различных микродобавок и отработка технологии изготовления оксидных уран-бериллиевых таблеток.

7 Анализ результатов исследований основных свойств уран-бериллиевых таблеток и разработка рекомендаций в технологию изготовления таких таблеток по количеству оксида бериллия и способу его введения.

8 Разработка способа изготовления таблеток уран-плутониевого РЕМИКС-топлива с использованием шаровой вибрационной мельницы с учетом опыта производства уран-гадолиниевых таблеток.

9 Анализ свойств таблеток уран-плутониевого РЕМИКС-топлива, изготовленных с применением шаровой вибрационной мельницы.

10 Разработка способа изготовления таблеток уран-плутониевого топлива МОКС-топлива без операции шлифования для снижения дозовых нагрузок на персонал.

11 Анализ свойств таблеток уран-плутониевого МОКС-топлива, изготовленных без операции шлифования, и разработка рекомендаций по технологии изготовления таблеток и снаряжения твэлов.

12 Использование при проведении исследований свойств (плотности, ОДОП, параметров микроструктуры, доспекаемости, содержание и распределение добавок и др.) топливных таблеток метрологически аттестованных методик измерения.

Основные положения, выносимые на защиту:

- способ изменения параметров микроструктуры уран-гадолиниевых таблеток для обеспечения равномерности распределения оксида гадолиния, увеличения размера зерна и обеспечения стабильной положительной доспекаемости;

- методика определения пористости топливных таблеток и её применимость для прогноза доспекаемости;

- способ изготовления уран-бериллиевых таблеток ВВЭР с повышенной теплопроводностью;

- способ обеспечения равномерности распределения плутония с одновременным увеличении производительности и снижении дозовых нагрузок на персонал при изготовлении уран-плутониевых таблеток РЕМИКС и МОКС-топлива ВВЭР;

- способ снижения дозовых нагрузок на персонал и снижения накопления высокофоновых оборотов производства при изготовлении таблеток уран-плутониевого топлива ВВЭР.

Личный вклад автора

Автор настоящей диссертационной работы принимал непосредственное участие в проведении исследований и анализе полученных результатов, как руководитель и ответственный исполнитель работ. При этом выполнены следующие работы:

- определение способов изменения параметров микроструктуры уран-гадолиниевых таблеток;

- разработка программ и участие в экспериментах по оценке предлагаемых изменений в технологический процесс на основные свойства уран-гадолиниевых таблеток;

- анализ полученных экспериментальных данных свойств уран-гадолиниевых таблеток;

- разработка рекомендаций в технологический процесс изготовления уран-гадолиниевых таблеток;

- анализ результатов планово-предупредительных работ промышленной эксплуатации уран-гадолиниевых таблеток твэгов ТВСА-Т на АЭС «Темелин»;

- анализ связи параметров пористости и доспекаемости топливных таблеток;

- определение способов изготовления уран-бериллиевых таблеток ВВЭР с повышенной теплопроводностью;

- разработка программ и участие в экспериментах по отработке технологии изготовления уран-бериллиевых таблеток ВВЭР;

- анализ экспериментальных данных по свойствам уран-бериллиевых таблеток ВВЭР и разработка рекомендаций в технологический процесс изготовления;

- определение способа приготовления пресспорошка с использованием шаровой вибрационной мельницы при изготовлении уран-плутониевых таблеток РЕМИКС-топлива ВВЭР;

- разработка программ и участие в экспериментах по отработке технологии изготовления уран-плутониевых таблеток РЕМИКС-топлива ВВЭР;

- анализ экспериментальных данных по свойствам уран-плутониевых таблеток РЕМИКС-топлива ВВЭР и разработка рекомендаций в технологический процесс изготовления;

- определение способа изготовления уран-плутониевых таблеток РЕМИКС-топлива ВВЭР;

- разработка программ и участие в экспериментах по отработке технологии изготовления уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива ВВЭР без операции финишного шлифования;

- анализ экспериментальных данных по свойствам уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива ВВЭР и разработка рекомендаций в технологический процесс изготовления;

- выпуск на основе аналитических исследований учебных пособий по технологии изготовления ядерного топлива.

Достоверность результатов

Достоверность представленных результатов работы подтверждается:

- внедрением результатов диссертационной работы в технологический процесс изготовления уран-гадолиниевых таблеток;

- изготовлением по принятым рекомендациям уран-гадолиниевых таблеток для твэгов ТВСА-Т mod.2;

- результатам пятилетней промышленной эксплуатации ТВСА-Т mod.2 на АЭС «Темелин»;

- внедрением результатов диссертационной работы в технологический процесс изготовления уран-бериллиевых таблеток ВВЭР;

- внедрением результатов диссертационной работы в технологический процесс изготовления уран-плутониевых таблеток РЕМИКС и МОКС-топлива;

- изготовлением по принятым рекомендациям опытно-промышленных партий уран-плутониевых таблеток РЕМИКС-топлива ТВС-2М для Балаковской АЭС;

- внедрением результатов диссертационной работы в технологический процесс изготовления уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива без операции шлифования;

- изготовлением по принятым рекомендациям экспериментальных партий уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива без операции шлифования для проведения реакторных испытаний в АО «ГНЦ НИИАР» в рамках реализации программ развития двухкомпонентной ядерной энергетики;

- Патентами РФ № 2362223, № 2741782, № 2830567, № 2713619, патентом на полезную модель №2 221159, свидетельствами о госрегистрации программ для ЭВМ № 2013660806, № 2015618312, №

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Урановое топливо с добавками для повышения безопасности эксплуатации ядерного реактора»

Апробация работы

Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих российских и международных научно-технических конференциях и семинарах:

- Российская научная конференции «Материалы ядерной техники» (МАЯТ-2007), г.Звенигород. - 2007.

- 6 Международная конференция «Ядерная и радиационная физика» (ICNRP'07), г.Алматы, Казахстан. - 2007

- 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Seoul, Korea. ~ 2008

- 8th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Varna, Bulgaria. - 2009.

- WWER IAEA Technical Committee Meeting on Advanced fuel materials and fuel rod design for water cooled reactors. Villigen, Switzerland. - 2009.

- Российско-венгерско-финский семинар Seminar «Fuel Production and Operation Experience, Prospects for Improvement of Fuel and Fuel Cycles on VVER-440 (type V-213)». Espoo, Finland. - 2012.

- Х Российская конференция по реакторному материаловедению», Димитровград, - 2013.

- 10th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Sandanski, Bulgaria. - 2013.

- Всероссийская научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники» МАЯТ-2014», МО, г.Звенигород. - 2014.

- НТК-2014. Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Москва. - 2014.

- Международный научно-технический семинар АО «ТВЭЛ» «Опыт эксплуатации ядерного топлива российского производства на АЭС с ВВЭР-1000», Несебр, Болгария. - 2016.

- НТК-2016. Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» «Ядерное топливо нового поколения для АЭС», Москва. - 2016.

- 12th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Nesebar, Bulgaria. - 2017.

- Всероссийская научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники» МАЯТ-2017». Москва. - 2017.

- НТК-2018. Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» «Ядерное топливо нового поколения для АЭС», Сочи. - 2018.

- Всероссийская научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники» МАЯТ-2019», Москва, - 2019.

- Международный семинар по вопросам, связанным с проектированием, производством и эксплуатацией ядерного топлива для ВВЭР-1000. Несебр, Болгария. - 2021.

- TopFuel 2021, Spain, Santander. - 2021.

- Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (НТК-2022). Сочи. - 2022.

- Российская конференция «Реакторные материалы атомной энергетики». -АО «ИРМ», Екатеринбург, Россия. - 2023.

- Всероссийская научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники» МАЯТ-2023». Москва. - 2023.

- Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» НТК-2024 «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития». Сочи. - 2024.

- Стратегическая сессия руководителей Топливной компании по научно-технической деятельности и развитию технологий. Глазов. - 2025.

- Научно-технический семинар «Смешанное (и,Ри)02 топливо для тепловых и быстрых реакторов». Москва. - 2025.

- Всероссийская научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники» МАЯТ-2025», Москва, - 2025.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 11 статей в реферируемых научных журналах из перечня ВАК РФ, 2 учебных пособия, 8 патентов (включая полезную модель и свидетельства о госрегистрации программ).

Соответствие Паспорту специальности

Диссертационная работа соответствует паспорту специальности 2.4.9. -«Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность». По содержанию диссертационная работа соответствует следующему направлению исследований по паспорту специальности: экспериментальные исследования в реакторных условиях и вне реакторов свойств и характеристик материалов, конструкций, оборудования и систем с целью выявления закономерностей их изменения в течение жизненного цикла объектов ядерной техники.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, аналитического обзора, трех глав, заключения, списка сокращений и условных обозначений и списка литературы. Диссертационная работа изложена на 273 страницах, содержит 141 рисунок, 39 таблиц. Библиография включает 290 наименований.

Основные публикации по теме диссертации

1. Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Дегтярев Н.А., Михеев Е.Н. Разработка методики измерения распределения пор в объеме топливных таблеток из диоксида урана // Вестник Томского государственного университета. Математика и механика. - 2015, № 2(34). - с. 52-60.

2. Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Угрюмов А.В. и др. Влияние параметров пористости топливных таблеток на их доспекаемость // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2018.

- № 4(95). - С. 109-115.

3. Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Самохвалов А.Н. и др. Влияние параметров съемки на величину размера зерна при металлографическом исследовании таблеток диоксида урана // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2024. - № 2 (124). - С. 136-144.

4. Новиков В.В., Кузнецов В.И., Лысиков А.В. и др. Разработка конструкции твэла и твэга нового поколения ТВСА-Т.mod.2 для повышения эффективности эксплуатации блоков 1,2 АЭС «Темелин» на форсированном уровне мощности // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2018. - В.2(93). - C.97-116.

5. Федотов А.В., Михеев Е.Н., Лысиков А.В. и др. Теоретическая и экспериментальная плотность соединений (U,Gd)O2 и (U,Er)O2 // Атомная энергия.

- 2012. - Т.113, В.6. - С.344-347.

Fedotov A.V., Mikheev E.N., Lysikov A.V. et al Theoretical and experimental density of (U,Gd)O2 and (U,Er)O2 // Springer/ Atomic energy, 2013. - vol.113, iss.6. p.429-434, ISSN: 1063-4258.

6. Федотов А.В., Лысиков А.В., Лутков М.А. Теплофизические свойства уран- гадолиниевых топливных таблеток ВВЭР с 6-10% по массе оксида гадолиния // Атомная энергия, - 2023, т.135, вып.3-4, с.120-126.

Fedotov A.V., Lysikov A.V., Lutkov M.A. Thermophysical properties of VVER uranium-gadolinium fuel pellets with 6-10wt% of gadolinium oxide // Springer/ Atomic energy, 2023. - vol.135, iss.3-4. ISSN: 1063-4258. https://doi.org/10.1007/s10512-024-01096-6/

7. Апальков Г.А., Баранов О.Г., Лысиков А.В. и др. Результаты НИОКР по созданию технологии и изготовлению таблетированного РЕМИКС-топлива для РУ ВВЭР-1000 // Радиохимия, - 2023. Т.65, № 3. - С.203-213.

Apalkov G.A., Baranov O.G., Lysikov A.V. et al R&D results for designing technology and manufacturing of pelletized REMIX fuel at FSUE Mining and chemical complex for VVER-1000 reactor plants // Pleiades Publishing, Ltd / Radiochemistry, 2023. - vol.65, iss.3, p.265-275. ISSN: 1066-3622.

8. Лысиков А.В., Михеев Е.Н., Самохвалов А.Н. и др. Разработка технологии изготовления уран-плутониевого РЕМИКС-топлива для реакторов ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2022. - В.4(115). - С.97-106.

9. Лысиков А.В., Михеев Е.Н., Карпюк Л.А. и др. Оценка возможности изготовления уран-молибденового топлива для ВВЭР методами порошковой металлургии // Атомная энергия. - 2019. — Т. 127, В.5. - С.293-295.

Lysikov A.V., Mikheev E.N., Karpyuk L.A. et al Evalution of the possibility of fabricating uranium-molybdenum fuel for VVER by powder metallurgy methods // Springer/ Atomic energy, 2020. - vol.127, iss.5. p.324-327.

10. Карпюк Л.А., Михеев Е.Н., Лысиков А.В. и др. Исследование свойств таблеточного уран-молибденового топлива для ВВЭР // Атомная энергия. - 2022. -Т.132, В.1. - С.10-14.

Karpyuk L.A., Mikheev E.N., Lysikov A.V. et al Investigation of the properties of uranium-molybdenum pellet fuel for VVER // Springer/ Atomic energy, 2022. - vol.132, iss.1. p.8-13, ISSN: 1063-4258.

11. Самохвалов А.Н., Константинов О.П., Лысиков А.В. Повышение эффективности и достоверности контроля параметров микроструктуры таблеток ВВЭР за счет использования групповых показателей качества // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2021. - В.4(110). - С.6-13.

12. Лысиков А.В. Изготовление ядерного топлива для легководных реакторов: учебное пособие [текст] / - М.: АО «ВНИИНМ», 2024. - 74 с., ISBN 9785-6048666-8-9.

13. Лысиков А.В. Добавки в ядерном топливе: учебное пособие [текст] / -М.: АО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов», 2024. — 83 с. ISBN 987-5-6048666-9-6.

14. Патент № 2362223. Российская Федерация, МПК G21C 21/02. Ядерное уран-гадолиниевое топливо высокого выгорания на основе диоксида урана и способ его получения (варианты) [текст] / Лысиков А.В., Кулешов А.В., Самохвалов А.Н.; заявитель и патентообладатель ОАО «ВНИИНМ» - № 2007137747/06; заявл. 11.10.2007; опубл. 20.07.2009.

15. Патент № 2741782. Российская Федерация, МПК G21C 21/02. Таблетка ядерного топлива [текст] / Новиков В.В., Лысиков А.В., Михеев Е.Н. и др; заявитель и патентообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2020116142; заявл. 27.04.2020; опубл. 28.01.2021 г.

16. Патент РФ № 2830567 Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора [текст] / Новиков В.В., Кузнецов В.И., Лысиков А.В. и др.; заявитель и правообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2023130392, заявл. 31.05.2021, опубл. 21.11.2024.

17. Патент № 2713619 С1 Российская Федерация. МПК G21C3/62. Таблетка ядерного топлива и способ её получения [текст] / Лысиков А.В., Бахтеев О.А., Дегтярев Н.А. и др.; заявитель и правообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2019101589, заявл. 29.12.2016; опубл. 05.02.2020.

18. Патент на полезную модель № RU 221159 U1 Российская Федерация. МПК G21C3/62. Установка технологической подготовки порошков для

изготовления уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов [текст] / Колупаев Д.Н., Апальков Г.А., Лысиков А.В. и др. ; заявитель и правообладатель ФГУП «ГХК» - № 2022131951, заявл. 06.12.2022; опубл. 23.10.2023.

19. Свидетельство № 2013660806 о госрегистрации программы для ЭВМ. Программное обеспечение IRBIS для анализа изображений субмикронной пористости [текст] / Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Михеев Е.Н.; заявители и патентообладатели АО «ТВЭЛ» и АО «ВНИИНМ» -№ 2013619127; заявл. 01.10.2013; опубл. 19.11.2013.

20. Свидетельство № 2015618312 о госрегистрации программы для ЭВМ. Система обработки и анализа изображений микроструктуры уранового оксидного топлива IRBIS 2.0 [текст] / Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Дегтярев Н.А.; заявитель и патентообладатель АО «ВНИИНМ» - № 2015612908; заявл. 13.04.2015; опубл. 05.08.2015 г.

21. Свидетельство № 2017612444 о госрегистрации программы для ЭВМ. LAB9Ф11. Расчет массы столба таблеток [текст] / Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Дегтярев Н.А. и др.; заявитель и патентообладатель АО «ВНИИНМ» - № 2016664681; заявл. 29.12.2016; опубл. 21.02.2017.

1 Состояние вопроса

В настоящее время атомная энергетика главным образом базируется на водоохлаждаемых реакторах. Основным видом топлива для стационарных энергетических установок на атомных электростанциях (АЭС) служит таблетированное топлива из диоксида урана, природного изотопного состава или обогащенного изотопом урана-235 до массовой доли не более 5% [1-4]. Применение диоксида урана в качестве топлива обусловлено, удовлетворительными служебными свойствами, «простотой» изготовления топливных таблеток и переработкой отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Простота изготовления топливных таблеток из диоксида урана связана с тем, что диоксид урана - это стабильный оксид, дальнейшее окисление которого до закиси-окиси урана происходит при температурах более 100 оС [5]. Кроме этого, для исключения самопроизвольного окисления порошки диоксида урана при их конверсии из гексафторида урана после операций обесфторивания и усреднения пассивируют - доокисляют до значения кислородного коэффициента 2,050-2,070 [6]. Экспериментально было показано, что порошки диоксида урана с кислородным коэффициентом на уровне 2,050 устойчивы к окислению при хранении и переработке [6,7]. При этом порошки диоксида урана не токсичны, непирофорны и невзрывоопасны [8], что не требует при боксировании технологического оборудования применения инертных газовых сред.

Опасным фактором у диоксида урана, как и у любого другого делящегося материала, является радиационная и ядерная опасность. При изготовлении топливных таблеток, в процессе переработки отходов, упаковывания, хранения, транспортирования должны выполняться требования законодательных и нормативно-правовых актов Российской Федерации в области охраны окружающей среды, например, [9-11].

К недостаткам диоксида урана можно отнести низкую теплопроводность (((7,3-2,4 Вт/(м°С) при температурах от 100 до 1400 оС) рисунок 1.1 [12-15] и относительно невысокую ураноёмкость (плотность по урану 9,65 г/см3) и

удовлетворительные механические свойства [1]. Теплопроводность диоксида урана уменьшается от 7,3 до 2,4 Вт/(м°С) с ростом температуры от 100 до 1400 оС.

т. *с

Рисунок 1.1 - Теплопроводность диоксида урана [12]

Низкая теплопроводность диоксида урана является причиной возникновения значительных термоградиентов в топливной таблетке во время изготовления при охлаждении на заключительном этапе спекания и эксплуатации, рисунок 1.2 [16-18].

Термоградиенты приводят к растрескиванию таблеток и увеличению взаимодействия топливо-оболочка при эксплуатации. Считается, что именно этот механизм является одними из основных причин разрушения твэлов за последние 30 лет [19-23]. В свою очередь, низкая теплопроводность приводит к повышению температуры топливного сердечника, что увеличивает выход газообразных продуктов деления (ГПД) и взаимодействие топлива с циркониевой оболочкой, особенно при глубине выгорания более 45 МВт-сут/кги. Эти факторы могут привести к снижению безопасности эксплуатации ядерного топлива при длительных циклах и больших значениях глубины выгорания, а также в маневренных режимах работы.

В связи с указанными недостатками топливных таблеток на основе диоксида урана для улучшения технологических и эксплуатационных характеристик топлива, а, следовательно, и повышения безопасности эксплуатации твэлов,

возникла идея микролегирования топлива. Задачи микролегирования топлива условно можно разделить на:

- улучшение технологических свойств - обеспечение отсутствия растрескивания и снижения сколообразования топлива на этапах изготовления;

- создание топлива, обладающего при температуре облучения пониженным сопротивлением деформированию (высокой скоростью ползучести) и одновременно низким выходом газообразных продуктов деления;

- повышение теплопроводности топлива, в том числе уран-гадолиниевого топлива, для снижения его рабочей температуры при эксплуатации.

необлученная таблетка [24] облученная таблетка [23] Рисунок 1.2 - Трещины внутри топливной таблетки

Как правило, первая задача решается в комплексе со второй или третьей задачей. Микродобавки подбирают так, чтобы они не влияли на нейтронные характеристики топлива - не приводили к изменению суммарного борного эквивалента.

На практике при решении первой задачи для снижения сколообразования, стабилизации микроструктуры, включая образование внутренних трещин, используют добавку закиси-окиси урана и алюмосодержащие добавки [24-31]. Изначально закись-окись урана вводили в шихту с целью повышения экономических показателей производства - вовлечение оборотов в производство.

Окислительный метод [32] является наиболее простым и дешевым способом переработки отходов производства. Рассмотрим окислительный метод.

Количество брака и отходов в производстве порошков и топливных таблеток определяется надёжностью выбранных технологических схем получения порошков и таблеток. Даже при надёжных технологических схемах неизбежно появление определенного количества брака и отходов, подлежащих переработке. Затраты на их переработку составляют заметную долю от общих затрат на производство твэлов. При этом часть переработанного брака возвращается в процесс изготовления топливных таблеток в виде закиси-окиси урана или диоксида урана.

Различают следующие виды брака и отходов:

- брак и отходы при получении спрессованных и спеченных таблеток;

- отходы от шлифовки таблеток;

- загрязнённые оксиды урана, получаемые как в процессе их производства, так и при зачистке оборудования;

- зола от сжигания горючих материалов;

- различные загрязнёнными примесями урансодержащие растворы.

При нормально функционирующем производстве объём таких отходов составляет, как правило, до 10 % объёма продукции.

Первая группа брака и отходов - бракованные прессовки и отходы этого передела, некондиционные спечённые таблетки (брак по плотности, таблетки, имеющие сколы, трещины, дефекты поверхности и формы и др.) - по химическому составу практически не отличается от штатных таблеток. Поэтому этот вид брака не отправляют на химический передел, а перерабатывают неводным окислительным методом. В настоящее время окислительным методом также перерабатывают отходы после операции шлифования - шлифпыль.

Остальные виды брака и отходов: оксиды от зачистки оборудования, золы, некондиционные сбросные растворы и др. - перерабатывают водными методами, включающими операции экстракционной очистки [32-34].

Сущность окислительного метода заключается в окислении брака и отходов на воздухе до порошка закиси-окиси урана с последующей подшихтовкой его к порошку диоксида урана на операции приготовления пресспорошка, например, [25]. Как правило, порошкообразные отходы производства - неспечённые таблетки, неспечённый прессопорошок брикетируют и спекают, после чего размалывают на мельницах и подвергают окислению. Такая операция позволяет удалить из неспечённого брака связующее вещество и другие легкоплавкие примеси. Все технологические решения защищены патентами, например, [25,34,35]. На рисунке 1.3 приведен характерный внешний вид порошинок закиси-окиси урана. Получаемые порошки закиси-окиси урана обладают хорошей текучестью и не вызывают затруднений при подшихтовке их к пресспорошку и при последующем прессовании и спекании.

Согласно требований технических условий на топливные таблетки разрешается подшихтовка закиси-окиси урана в количестве до 30 % (массовых долей) [25,27,36,37]. На этапе подъёма температуры до 1750°С и последующей выдержки закись-окись урана восстанавливается до диоксида урана с выделением кислорода, который способствует дожиганию углерода, оставшегося при разложении пластификатора. При этом, имея размер частиц на один-два порядка меньше, чем частицы диоксида урана, и меньшую прочность, закись-окись играет

роль смазки, снижая внутреннее трение, повышая прочность таблеток, а также снижая износ прессинструмента. Помимо этого, закись-окись урана снижает образование трещин в уран-гадолиниевых таблетках [24,28].

В свою очередь, использование закиси-окиси урана может привести к снижению плотности топливных таблеток [25,29,31], так при увеличении вводимого количества закиси-окиси урана более 15 мас.% наблюдается заметное снижение плотности топливных таблеток [29]. По данным авторского надзора, проводимого на российских заводах-изготовителях топлива, применение закиси-окиси в количестве 15-20 мас.% снижает плотность топливных таблеток на 0,050,15 г/см3. Также стоит учитывать, что в используемой закиси-окиси урана не должно быть недоокисленных частиц диоксида. Такие недоокисленные частицы диоксида урана могут образовывать жёсткие агломераты в пресспорошке. В итоге при прессовании такого «жёсткого» пресспорошка с прочными частицами за счёт упругих сил обратной деформации происходит образование поперечных трещин и микротрещин при выпрессовке таблеток [6,7,38]. Трещины не зарастают при спекании. Кроме этого, при спекании усадка недоокисленных частиц медленнее, чем остального материала. В результате в спеченной таблетке могут образовываться кольцевые поры, а если такая частица находится у поверхности таблетки, то при шлифовании возможно ее выкрашивание. На рисунке 1.4 проиллюстрировано влияние высокой прочности агломератов на микроструктуру [6,7] и внешний вид топливных таблеток.

Рисунок 1.4 - Микроструктура [6,7] и внешний вид топливной таблетки с

«жёстким» агломератом

Рисунок 1.4 - Окончание

В настоящее время, закись-окись урана используется только для снижения сколообразования и стабилизации микроструктуры. Однако периодически возникают исследования влияния закиси-окиси урана на размер зерна топливных таблеток [31]. Как показывают исследования [24,28,31] введение закиси-окиси урана либо не увеличивает размер зерна, либо увеличивают его незначительно. Введение закиси-окиси урана начинает влиять на размер зерна только при комбинации с другими добавками [24,28].

На практике при изготовлении топливных таблеток [25-27,36,39,40] используют добавку алюминия для стабилизации микроструктуры, исключения внутренних трещин. В этом случае алюминий вводят либо в виде отдельной добавки гидроокиси алюминия [25,36,40] или используют в качестве пластификатора стеарат алюминия или комбинируют вместе добавка гидроокиси алюминия и пластификатора - стеарата алюминия [25,36]. Как показали исследования, введение только алюминия приводит к увеличению размера зерна топливных таблеток примерно на 3-4 мкм.

Идея микролегирования топлива для снижения выхода газообразных продуктов деления возникла еще в конце 70 годов XX века [41], однако наибольшую актуальность она получила с середины 90 годов [42,43] из-за тенденции повышения уровня мощности и глубины выгорания. Поскольку применение выгорающих поглотителей, интегрированных в топливо, позволяет

повысить экономичность и безопасность топливных циклов [44] за счёт увеличения продолжительности топливного цикла, то стала актуальной также задача приведения эксплуатационных свойств уран-гадолиниевого топлива как можно ближе к свойствам топлива из диоксида урана. Увеличение продолжительности топливного цикла приводит к увеличению обогащения по урану-235 топливных таблеток. При этом происходит увеличение начальной реактивности, что требует увеличения количества выгорающего поглотителя - оксида гадолиния [44,45]. Более того при увеличении длительности кампании до 24 месяцев рассматривают возможность использования в качестве выгорающего поглотителя оксида эрбия [46-49] или его комбинацию с оксидом гадолиния. По оценке, проведенной аспирантом автора диссертационной работы, объёмы производства уран-гадолиниевого топлива выросли в 6-8 раз, рисунок 1.5, количество твэгов в ТВС увеличилось с 6 до 27 шт. [50]. При этом номинальное содержание оксида гадолиния в топливе изменилось с 3,35 и 5 мас.% до 5-8 мас.%.

Рассмотрим уран-гадолиниевое топливо и причины, по которым необходимо проводить его микролегирование.

40 000 -35 ООО 30 ООО гъ осю

I-

[£ 20 ООО

л

15 ООО 10 ООО 5 ООО

О -

гоСМ 2006 2DC3 2010 2012 2014 2016 2C1S 2020

Год

Рисунок 1.5 - Увеличение производства уран-гадолиниевых таблеток

Еще в начале 70 годов американская компания General Electric для повышения экономических показателей коммерческих легководных реакторов

типа BWR начала применять уран-гадолиниевое топливо [51-55]. Введение такого топлива позволило увеличить выгорание топлива без увеличения обогащения по урану-235. Проведённые исследования данного топлива этой и другими компаниями [45,56,57] показали следующие результаты. Введение оксида гадолиния приводит к изменению диффузионных процессов, связанных не только с уплотнением материала, но и с образованием твёрдого раствора диоксид урана -оксид гадолиния. Процесс образования твёрдого раствора диоксид урана - оксид гадолиния начинается вследствие взаимной диффузии ионов гадолиния в решетку диоксида урана и ионов урана в решетку оксида гадолиния. В результате такой взаимной диффузии снижается скорость спекания и сдвигается в область более высоких температур процесс уплотнения [51,52,58]. Влияние среды спекания проявляется через различное изменение плотности уран-гадолиниевых таблеток и таблеток из диоксида урана [52,55,59]. Даже небольшое изменение парциального давления кислорода при спекании может привести к увеличению плотности твёрдого раствора диоксид урана - оксид гадолиния (уменьшение парциального давления кислорода с 5 10-9 Па до 1 10"9 Па для раствора с содержанием 9 мас.% оксида гадолиния привело к увеличению плотности с 94,4 % до 96,3 % от теоретической плотности [51]). Теоретическая плотность твёрдого раствора диоксид урана - оксид гадолиния меньше теоретической плотности диоксида урана 10,96 г/см3 и снижается с увеличением содержания оксида гадолиния [14,51,60,61] до 10,65 г/см3 при 10 мас.% оксида гадолиния. При этом также заметно изменяется кислородный коэффициент.

Наиболее точная из опубликованных ранее зависимостей для теоретической плотности стехиометрического твёрдого раствора (U,Gd)O2, приведённая в работе [62], полученная на основе экспериментальных рентгеновских данных [63] и подтвержденная исследованиями других авторов [59], является линейной:

рт (Ж) = 10,96 - 0,031-Ж,

(1.1)

где W - содержание Gd2O3 в мас. %.

Для расчёта фактической плотности уран-гадолиниевых таблеток, в том числе и используемых в зарубежных спецификациях на топливо, часто используют зависимость вида [17]

Ро* № ) = А-(10,96 - 0,04),

(1.2)

где А=0,93-0,95 - коэффициент, определяющийся соотношением

А =

РиО 2

10,96

(1.3)

где рио2 - плотность таблеток из диоксида урана, принимаемая, как правило, в диапазоне 10,45-10,55 г/см3.

Помимо этого, наличие оксида гадолиния в диоксиде урана приводит к снижению теплопроводности, рисунок 1.6.

Рисунок 1.6 - Зависимость теплопроводности уран-гадолиниевых таблеток от

содержания оксида гадолиния при 300 оС

Снижение теплопроводности связано с тем, что с увеличением содержания оксида гадолиния (более 4 мас.%) увеличивается количество и размер пор.

Образование пор связано со структурными изменениями в кристаллической решетке диоксида урана при введении оксида гадолиния. Кроме того, ионы гадолиния служат дополнительными центрами рассеяния фононов, то есть увеличивается термическое сопротивление [60,61,63]. Также снижение теплопроводности происходит с уменьшением размера частиц и равномерности их распределения по объёму.

Помимо этого, уран-гадолиниевое топливо обладает повышенной способностью к образованию трещин в спечённых таблетках. Объяснением этого служит то, что введение гадолиния в диоксид урана приводит к охрупчиванию таблетки. То есть, таблетки становятся более «жёсткими» (увеличиваются температура хрупко-пластичного перехода на 200 оС при содержании оксида гадолиния 10 мас.% и модуль упругости - 157 ГПа при 1572 оС для диоксида урана и 343 ГПа для диоксида урана с содержанием оксида гадолиния 10 мас.%) [14,60,61,63]. В свою очередь, более низкая плотность уран-гадолиниевых таблеток и образовавшиеся микротрещины приводят к тому, что таблетки более гигроскопичны (повышенное содержание влаги и водорода) по сравнению со стандартным топливом.

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Лысиков Александр Владимирович, 2026 год

Список использованных источников

1. Разработка, производство и эксплуатация твэлов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн.1. Под ред. Ф.Г. Решетникова. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - 320 с.

2. Самойлов А.Г., Волков В.С., Солонин М.И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1996. - 400 с.

3. Паттон Ф.С. Ядерное горючее на основе обогащенного урана: пер. с англ./ Ф. С. Паттон, Д. М. Гуджин, В. Л. Гриффитс; пер. А. Д. Власова, Д. Косынкина, В. И. Щербакова; под ред. Н. П. Галкина. - М.: Атомиздат, 1966. - 290 с.

4. Жиганов А.Н, Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 326 с.

5. Емельянов В.С., Евстюхин А.И. Металлургия ядерного горючего. Учебник для вузов. Изд. 2-е. - М. Атомиздат, 1968. - 484 с.

6. Локтев И.И., Александров А.Б., Вергазов К.Ю., Гузеев В.В. Подготовка порошков диоксида урана к сухому прессованию топливных таблеток. Часть 2 // Известия Томского политехнического университета. - 2004. - Т. 307. № 7. - С.60-64.

7. Локтев И.И., Александров А.Б., Вергазов К.Ю., Гузеев В.В. Подготовка порошков диоксида урана к сухому прессованию топливных таблеток. Часть 1 // Известия Томского политехнического университета. - 2004. - Т. 307. № 6. - С.84-89.

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

9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). СанПиН 2.6.1.252309: Санитарные-эпидемиологические правила и нормативы. - М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. - 10 с.

10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010). СП 2.6.1.2612-10: Санитарные правила и нормативы. - М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2013. - 77 с.

11. НП-016-05 Общие положения обеспечения безопасности объектов ядерного топливного цикла (ОПБ ОЯТЦ). - Постановление Ростехнадзора от 02.12.2005 № 11 (ред. от 28.07.2014), 2005. - 27 с.

12. Fink J.K. Thermophysical properties of uranium dioxide // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - V.279, №1. - P.1-8.

13. Amaya M., Kubo N., Korei Y. Thermal Conductivity Measurements on UO2+X from 300 to 1,400 K // Journal of Nuclear Science and Technology. - 1996. - V.33. № 8. - P.636-640.

14. Бибилашвили Ю.К., Попов С.Г., Проселков В.Н. Термические свойства топливных таблеток из диоксида урана. Препринт ИАЭ-6139/11. - М.: РНЦ «КИ», 1999. - 44 с.

15. Федотов А.В., Лысиков А.В., Лутков М.А. Теплофизические свойства уран- гадолиниевых топливных таблеток ВВЭР с 6-10% по массе оксида гадолиния // Атомная энергия, - 2023, т.135, вып.3-4, с. 120-126.

Fedotov A.V., Lysikov A.V., Lutkov M.A. Thermophysical properties of VVER uranium-gadolinium fuel pellets with 6-10wt% of gadolinium oxide // Springer/ Atomic energy, 2023. - vol.135, iss.3-4. ISSN: 1063-4258. https://doi.org/10.1007/s10512-024-01096-6/

16. Zhou G., Arborelius J., Hallstadius L. et al, Westinghouse Advanced UO2 Fuel Behaviors during Power Transient // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Kyoto, Japan. - 2005. - P. 147-156.

17. IAEA-Tecdoc-844 Characteristics and Use of Urania-Gadolinia Fuels. IAEA, Vienna. - 1995. - P.50-58.

18. IAEA-Tecdoc-1496 Thermophysical properties database of materials for light water reactors and heavy water reactors. IAEA, Vienna. - 2006. - 404 p.

19. Lundholm L., Grapengiesser B., Schrire D., Hallstadius L. ABB ATOM fuel failure - an overview // IAEA Technical Committee Meeting on Fuel Failure in Normal

Operation of Water Reactors: Experience, Mechanisms and Management. Dimitrovgrad, RF. - 1992 - P.57-63.

20. Massih A.R., Rajala T., Jernkvist L.O. Analyses of pellet-cladding interaction behaviour of different ABB Atom fuel rod designs // Nuclear Engineering and Design. -1995. - V.156, № 3. - P.383-391.

21. Cheng B., and Rosa L. Yang R.L., Alto P. Fuel failure experiences in U.S. light water reactors // In Proc.: International conference on global environment and advanced nuclear power plant, GENESA4/ANP2003, Kyoto, Japan. - 2003. - Paper 1196.

22. Review of Fuel Failures in Water Cooled Reactors. - No. NF-T-2.1, IAEA Nuclear Energy Series, Vienna. - 2010. - 178 p.

23. LWR Fuel Performance (with emphasis on BWR fuel), Doug Crawford, Manager, Fuel Performance & Design, Global Nuclear Fuel. -2009. - 66 p.

24. Novikov V.V., Mikheev E.N., Lysikov A.V. et al. Property investigations of (U,Gd)O2 fuel with higher content of gadolinium oxide // In Proc.: 8th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Varna, Bulgaria. - 2009. - P.257-262.

25. Патент № 2396611 Российская Федерация, МПК G21 C3/62. Способ изготовления таблеток ядерного топлива [текст] / Басов В.В., Васина Ж.Г., Иванов А.В. и др.; заявитель и патентообладатель ОАО «МСЗ» - № 2009128639/06; заявл. 27.07.2009; опубл. 10.08.2010. - 3 с. : ил.

26. Патент № 2376665. Российская Федерация, МПК G21C 3/62. Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты) [текст] / Кулешов А.В., Новиков В.В., Михеев Е.Н. и др.; заявители и патентообладатели ОАО «ТВЭЛ», ОАО «ВНИИНМ», ОАО «МСЗ» - № 2007149499/06; заявл. 27.12.2007; опубл. 20.12.2009. - 6 с. : ил.

27. Патент № 2256246 Российская Федерация. МПК G21C3/62, G21C21/10. Линия изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов [текст] / Чапаев И.Г., Батуев В.И., Вергазов К.Ю. и др.; заявитель и правообладатель ОАО «НЗХК» - № 2003115149/06; заявл. 21.05.2003; опубл. 20.11.2004. - 8 с. : ил.

28. Baranov V., Ivanov A., Kondratjuk Y. et al. Improvement of technological aspects for fabrication of ceramic nuclear fuel with adjustable microstructure // In Proc.: 10th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Varna, Bulgaria. - 2013. - P.204-209.

29. Song K.W., Kim K.S., Kim Y.M., Jung Y.H. Sintering of mixed UO2 and U3O8 powder compacts // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - V.277, № 2,3. - P.123-129.

30. Antenor J., Riella H. U3O8 Addition effects on microstructure of UO2 pellets sintered in reducing atmosphere // Stechnolock International Journal of Nuclear Materials. - 2023. - V.2, № 1. - P.1-12.

31. Lee S., Kwon O., Kim Y. et. al. Effect of Large Grained U3O8 Powder on Sintered Density of UO2 Pellet // In Proc.: Korean Nuclear Society Spring Meeting Jeju, Korea. - 2007. - [CD-ROM].

32. Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 с.

33. Громов Б.В. Введение в химическую технологию урана: учебник для вузов. - М.: Атомиздат, 1978. - 336 с.

34. Патент № 2354728 Российская Федерация, МПК C22B60/02, C01G43/00, G21C19/46, B01D11/04. Способ экстракционной переработки регенерированного урана [текст] / Круглов С.Н., Волк В.И., Козырев А.С. и др.; заявитель и патентообладатель ОАО «СХК» - № 2007109748/15; заявл. 16.03.2007; опубл. 10.06.2009 - 7 с. : ил.

35. Патент № 2150431 Российская Федерация, МПК C01G43/01. Способ получения закиси-окиси урана [текст] / Веревкин Е.Ф., Гущин А.А., Деменко А.А. и др.; заявитель и патентообладатель ОАО «СХК» - № 99101882/12; заявл. 02.02.1999; опубл. 10.06.2000 - 3 с. : ил.

36. Патент № 2362223. Российская Федерация, МПК G21C 21/02. Ядерное уран-гадолиниевое топливо высокого выгорания на основе диоксида урана и способ его получения (варианты) [текст] / Лысиков А.В., Кулешов А.В., Самохвалов А.Н.; заявитель и патентообладатель ОАО «ВНИИНМ» - № 2007137747/06; заявл. 11.10.2007; опубл. 20.07.2009. - 6 с. : ил.

37. Патент № 2353988 Российская Федерация, МПК G21 C3/62. Способ изготовления таблеток ядерного топлива с выгорающим поглотителем [текст] / Иванов А.В., Лупанин А.С., Басов В.В. и др.; заявитель и патентообладатель ОАО «МСЗ» - № 2007135532/06; заявл. 26.09.2007; опубл. 27.04.2009. - 7 с. : ил.

38. Локтев И.И. Моделирование технологического процесса промышленного изготовления ядерного топлива как детерминированной системы физических процессов: авторефер. дис. д-ра физ.-мат.: 01.04.01/ Локтев Игорь Иванович. -Новосибирск, 2007.

39. Патент № 2569928 Российская Федерация. МПК G21C3/62. Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов [текст] / Русин Ю.Г., Карманов Б.А., Шевченко Г.М. и др.; заявитель и правообладатель АО «УМЗ» - № 2013140572/07; заявл. 02.09.2013; опубл. 10.12.2015. - 8 с. : ил.

40. Xiang Li, Jianxiong Dai, Haitao Li Manufacture of Large Grain Size of Gd2O3-UO2 Pellets Adding Al(OH)3 // In Proc.: TopFuel 2016. Boise, Idaho, USA. - 2016. -P.1005-1009.

41. Решетников Ф.Г. Проблемы создания топлива для энергетических ядерных реакторов // Труды конференции по реакторному материаловедению. Алушта, СССР. - 1978 Т.4,- С.3-12.

42. Kondo Y. PWR fuel performance and progress // Japanese-Russian Seminar on Power Reactors Fuels. Moscow. - 1996. - Text of Japanese Presentations - P.2.1-2.13.

43. Medvedev A.V., Bibilashvili J.K., Milovanov O.V., Bogatyr S.M. Influencing and optimizing fuel pellet parameters for achievement of extended burnup // IAEA-TECD0C-1036. IAEA, Vienna. - 1998. - P.257-267.

44. Горский В.В. Применение гадолиния в легководных реакторах // Атомная техника за рубежом. - 1987. - № 3. - С.3-11.

45. Махова В.А., Семеновская И.В. Использование редкоземельных элементов в качестве выгорающих поглотителей для реакторов PWR во Франции // Атомная техника за рубежом. - 1997. - № 11. - С.3-7.

46. Ярополов Ю.Л., Лысиков А.В., Новиков В.В. и др. Разработка уран-эрбиевой топливной композиции с обогащением более 5 % по U-235 для

обеспечения 18-24 месячного топливного цикла реакторов ВВЭР // Международный семинар по вопросам, связанным с проектированием, производством и эксплуатацией ядерного топлива для ВВЭР-1000, 12-18 сентября 2021 г., г. Несебр, Болгария.

47. Pavlovichev A., Kosourov E., Schirenko A. et al. Use of erbium as burnable poison for VVER reactor // Kerntechnik, - 2013. - V.78, № 4. - P. 272-279.

48. Yamasaki M., Unesaki H., Yamamoto A. et. al.Current Status of a Development Project on Erbia Credit Super High Burnup Fuel // IAEA-TECDOC-1654. IAEA, Vienna. - 2010. - P. 173-189.

49. Sano T. A New Uncertainty Reduction Method for Fuel Fabrication Process and PWR cores with Erbia-Bearing Fuel // IAEA-TECDOC-1654. IAEA, Vienna. - 2010.

- P. 201-214.

50. Угрюмов А.В. Оптимизация структуры уран-гадолиниевых таблеток в обеспечение перспективных требований новых проектов топлива ВВЭР: дис. канд. техн. наук: 05.14.03/ Угрюмов Александр Валерьевич. - М,: АО «ВНИИНМ», 2021.

- 135 с.

51. Ho S., Radford K. Structure chemistry of solid solution in the UO2-Gd2O3 system// Nuclear Technology. - 1986. - V.73, № 3. - P. 350-360.

52. Bailey W.E., Crowther R.L. Gadolinia fuel performance in BWRs // Transactions of the American Nuclear Society. - 1985. - V.50. - P.552-553.

53. Hove C.M. Use of UO2-Gd2O3 in very low leakage, extended burnup fuel cycles // Transactions of the American Nuclear Society. - 1985. - V.50. - P. 555.

54. Cacciaponti R.J., Sironen M.A., Kaptiz D.M., Potter R.C. Experience with gadolinium at Yankee // Transactions of the American Nuclear Society. - 1985. - V.50.

- P. 555-557.

55. Assman H., Peehs M., Roepenack H. Survey of binary oxide fuel manufacturing and quality control // Journal of Nuclear Materials. - 1988. - V.153. -P.115-126.

56. Yang R., Bo Cheng , Deshon J. et al Fuel R & D to Improve Fuel Reliability // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Kyoto, Japan. - 2005. - P. 915.

57. Bibilashvili Yu.K., Reshetnikov F.G., Novikov V.V. et al Development of low-strain resistant fuel for power reactor fuel rods // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. -2004 - P.297-306.

58. Durazzo M., Riella H.G. Studies on the Sintering Behavior of UO2-Gd2O3 Fuel Pellets // IAEA-TECDOC-1654. IAEA, Vienna. - 2010. - P. 35-55.

59. Федотов А.В., Михеев Е.Н., Лысиков А.В. и др. Теоретическая и экспериментальная плотность соединений (U,Gd)O2 и (U,Er)O2 // Атомная энергия. - 2012. - Т.113, В.6. - С.344-347.

Fedotov A.V., Mikheev E.N., Lysikov A.V. et al Theoretical and experimental density of (U,Gd)O2 and (U,Er)O2 // Springer/ Atomic energy, 2013. - vol.113, iss.6. p.429-434, ISSN: 1063-4258.

60. Бибилашвили Ю.К., Годин Ю.Г., Кулешов А.В. и др. Исследование теплофизических и механических свойств уран-гадолиниевого топлива. Препринт ИАЭ-6138/11. - М.: РНЦ «КИ», 1999. - 24 c.

61. Amaya M., Hirai M. The effects of oxidation on the thermal conductivity of (U,M)O2 pellets (M=Gd and/or simulated soluble FPs) // Journal of Nuclear Materials. -1997. - V.246, № 2,3. - P.158-164.

62. Une K. Thermal Expansion of UO2-Gd2O3 Fuel Pellets. // Journal of Nuclear Science and Technology. - 1986. - V.23, № 11. - P. 1020-1022.

63. Fukushima S., Ohmichi T., Maeda A. and Watanabe H. The Effect of Gadolinium Content on the Thermal Conductivity of Near-Stoichiometric (U,Gd)O2 Solid Solutions. // Journal of Nuclear Materials. - 1982. - V.105. - P.201-210.

64. Jongsung Yoo, Jaeik Kim, Youngki Jang, Kyeonglak Jeon Examination of the Irradiation Growth Behavior of Gd2O3-UO2 Fuel Rod in PWR// In Proc.: Top Fuel 2009, France, Paris. - 2009. - P.144-150.

65. Лысиков А.В., Михеев Е.Н., Угрюмов А.В. и др. Оптимизация конструкции и технологии уран-гадолиниевого топлива для активных зон

реакторов ВВЭР-1000 // Международный семинар по вопросам, связанным с проектированием, производством и эксплуатацией ядерного топлива для ВВЭР-1000, 12-18.09.2021, г. Несебр, Болгария.

66. Ernst D. Overview of status and experience with TVSA-T fuel at NPP Temelin for 10 years of operation // Международный семинар по вопросам, связанным с проектированием, производством и эксплуатацией ядерного топлива для ВВЭР-1000, 12-18.09.2021, г. Несебр, Болгария.

67. Bakhteev O., Lysikov A., Degtyarev N., Mikheev E. Investigation of parameters of submicron porosity of WWER fuel pellets // In Proc.: 10th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Sandanski, Bulgaria. - 2013. - P. 270-273.

68. Freshley M.D., Brite D.W., Daniel J.L. Irradiation-induced densification of UO2 pellet fuel // Journal of Nuclear Materials. - 1976. - V. 62, № 2-3. - P. 138-166.

69. Assmann H., Stehle H. Thermal and in-reactor densification of UO2: Mechanisms and experimental results // Nuclear Engineering and Design. - 1978. - V.48, № 1. - P. 49-67.

70. Stehle H., Assmann H. The dependence of in-reactor UO2 densification on temperature and microstructure // Journal of Nuclear Materials. - 1974. - V.52, № 2. -P. 303-308.

71. Stehle H., Assmann H. In-reactor UO2 densification // Journal of Nuclear Materials. - 1976. - V. 61, № 3. - P. 326-329.

72. Regulatory Guide 1.126 An acceptable model and related statistical methods for the analysis of fuel densification. Rev. 2 / U.S. Nuclear Regulatory Commission. -2010. - 10 p.

73. Кузнецов В.И., Крупкин А.В., Новиков В.В, Петров О.М. Влияние технологического дефекта в топливной таблетке на работоспособность твэла реактора // Девятый межотраслевой семинар. Прочность и надежность оборудования. Сборник докладов. М.: АО «НИКИЭТ». - 2015. - C.73-80.

74. Новиков В.В., Кузнецов В.И., Лысиков А.В. и др. Разработка конструкции твэла и твэга нового поколения ТВСА-Т.mod.2 для повышения

эффективности эксплуатации блоков 1,2 АЭС «Темелин» на форсированном уровне мощности // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2018. - В.2(93). - C.97-116.

75. Fedotov P.V., Kuznetsov V.I., Nechaeva O.A. et al. Influence of pre-hydriding on embrittlement of E110 alloy under LOCA conditions // In Proc.: 11th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Varna, Bulgaria. - 2015. - P.409-415.

76. Novikov V.V., Kuznetsov V.I., Fedotov P.V. et al. Influence of pre-hydriding and quench on embrittlement of E110 alloy under LOCA conditions // In Proc.: Top Fuel 2016, USA, Boise, ID. - 2016. - P.499-504.

77. Nogita K., Une K. Effect of grain size on microstructural change and damage recovery in UO2 fuels irradiated to 23 GWd/t // Journal of Nuclear Science and Technology. - 1994. - V.31, № 9. - P.929-936.

78. Suzuki S., Takahashi T., Doi S. et al. Burnup extension and improved reliability// In Proc.: International Topical Meeting on LWR Fuel Perform, West Palm Beach, USA. - 1994. - P. 252-259.

79. Khovstov G, NovikovV, Medvedev A, Bogatyr S Approaches to Modeling of High Burn-up Structure and Analysis of its Effects on the Behaviour of Light Water Rector Fuels in the START-3 Fuel Performance Code // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Kyoto, Japan. - 2005. - P. 992-1009.

80. Novikov V.V., Lysikov A.V., Ugrumov A.V. et al. A Large grain fuel for water-cooled reactors // In Proc.: TopFuel 2021, Spain, Santander. - 2021. - paper 054.

81. Une K., Hirai M., Nogita K. et al. Rim structure formation and high burnup fuel behavior of large-grained UO2 fuels // Journal of Nuclear Materials. - 2000. - V.278. -P.54-63.

82. Bleiberg M.L., Berman R.M., Lustman B. Effect on high burnup on oxide ceramic fuels // In proc.: Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials - IAEA, Venice. - 1962. - P.319-428.

83. Yuda R., Harada H., Hirai M. et al. Effect of pellet microstructure on irradiation behavior of UO2 fuel // Journal of Nuclear Materials. - 1997. - V.248. - P.262-267.

84. Kinoshita M. Towards the mathematical model of rim structure formation // Journal of Nuclear Materials. - 1997. - V.248. - P. 185-190.

85. Kinoshita M., Koldstad E., Matzke Hj. et al. High burnup RIM project (II). Irradiation examination to investigate RIM-structure fuel // In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

86. Manzel R., Walker C.T. High burnup fuel microstructure and its effect on fuel rod performance // In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

87. Hirai M., Hosokawa T., Yuda R. et al. Performance of improved UO2 pellets at high burnup // In Proc.: International Topical Meeting on LWR Fuel Performance, Portland, USA. - 1997. - P.490-498.

88. Itagaki N., Ohira K., Tsuda K. et al. Fission gas release and pellet microstructure change of high burnup BWR fuel // IAEA-TECD0C-1036. IAEA, Vienna. - 1998. - P.297-311.

89. Manzel R., Coquerelle M.. The role of the pellet rim on fission gas release at extended burnup // IAEA-TECD0C-1036. IAEA, Vienna. - 1998. - P.267-277.

90. Itagaki N., Tsuda K., Azumo T. et al. Experience and development of BWR fuel supplied by NFI // In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

91. Brohan P. Grain boundary swelling and gas release in UO2// In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

92. Une K., Kashibe S. and Akira Takagi A. Fission Gas Release Behavior from High Burnup UO2 Fuels at Rapid Heating Conditions // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Japan. - 2005. - P. 978-991.

93. Likhanskii V.V., Zborovskii V.G. Modeling of Threshold Conditions for Beginning of Rim Formation in High Burnup UO2 Fuel // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Japan. - 2005. - P. 1149-1160.

94. Une K., Nogita K., Suzawa Y. et al. Effect on grain size and PCI restraint on the RIM structure formation of UO2 fuel // In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

95. Lemoine F. High burnup fuel behavior related to fission gas effect under reactivity initiated accidents (RIA) conditions // Journal of Nuclear Materials. - 1997. V.248. - P.238-248.

96. Dehaudt P., Caillot L., Delette G. et al. Irradiation of UO2+x fuels on the TANOX device // IAEA-TECDOC-1036. IAEA, Vienna. - 1998. - P.277-289.

97. Pontillon Y., Bonnin J., Cornu B. et al. Fuel Performance under different PWR conditions: An Overview of the Annealing Test Facilities at the CEA Cadarache // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Kyoto, Japan. - 2005. - P. 848857.

98. Balakrishna P., Singh A., Gupta U.C., Sinha K.K. Agglomerate - free fine powders// In Proc.: International Topical Meeting TopFuel. - 1997. - P. 5.284-5.291.

99. Singh R.N. Isotermal grain-growth kinetics in sintered UO2 pellets// Journal of Nuclear Materials. - 1977. - V.64, № 1-2. - P. 174-178.

100. Кузнецов А.И., Карпеева А.Е., Скомороха А.Е. и др. Влияние условий спекания на свойства уран-гадолиниевого топлива // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2021. - В.4(110). - С.83-90.

101. Joung C.Y., Lee S.O., Kim S.Y. et. al. Fabrication method for UO2 pellets with large grains or single grain by sintering in air // // Journal of Nuclear Materials. -2008. - V.375, № 2. - P.209-212.

102. Хлытин А.Л., Яковлев С.А., Подурян Э.Г. и др. Совершенствование технологии производства топлива в ПАО «НЗХК» // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедениеи новые материалы. -2023. - В.5 (121). - С.46-51.

103. ASTM C776-2017 Standard Specification for Sintered Uranium Dioxide Pellets for Light Water Reactors / ASTM Standards. 2017. - 4 p.

104. ASTM C922-14 Standard Specification for Sintered Gadolinium Oxide-Uranium Dioxide Pellets / ASTM Standards. 2014. - 4 p.

105. Lysikov A.V., Mikheev E.N., Novikov V.V., Pimenov Yu.V. High burnup UO2 fuel pellets with dopants for WWER // IAEA-TECDOC-1654. IAEA, Vienna. -2010. - P. 107-116.

106. Hill H.W., Kaznoff A.I., Marlowe M.O. Nuclear reactor fuel composition // U.S.Patent № 3679596 - 1972.

107. Radford K., Pope J., UO2 fuel pellet microstructure modification through impurity addtitions // Journal of Nuclear Materials. - 1983. - V.116, №2. - P.305-313.

108. Dehaudt P., Chotard A. Concerto: French R&D of advanced fuels from lab to NPPs // Nuclear Worldscan - 1997. - V.11-12. - P.65.

109. Arborelius J., Backman K., Hallstadius L. et al. Advanced Doped UO2 Pellets in LWR Applications// In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Kyoto, Japan. - 2005. - P. 35-46.

110. Davies J.N., Vaidyanathan S., Rand R.A. Modified UO2-fuel for high burnups // In Proc.: International Topical Meeting TopFuel'99. Avignon, France. - 1999. - p.p.385-395.

111. Restivo T.A.G., Pagano L.Jr. Effect of additives on the sintering kinetics of the UO2-Gd2O3 system // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. - 2004. - P. 147-154.

112. Deng Hua Yibin Nuclear Fuel Element Plant's experience in manufacturing of large grain size pellet // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. - 2004. - P. 155-160.

113. Wang P., Xiaoxiang C. Research on manufacturing technology of large grain size fuel pellets // In Proc.: TopFuel 2015, Switzerland, Zurich. - 2015. - P.493-501.

114. Flipot A., Gilissen R., Smolders A. Importance of stearates in the fabrication of UO2 and (U,Pu)O2 pellets// Powder Metallurgy. - 1971. - V.14, № 27. - P.93-109.

115. Патент №2193242. Российская Федерация, МПК G21C 3/62, C01/G 43/025. Таблетка ядерного топлива [текст] / Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Милованов О.В. и др.; заявитель и патентообладатель ФГУП ВНИИНМ - № 2000131713/06; заявл. 18.12.2000; опубл. 20.11.2002. - 6 с. : ил.

116. Matsuda T.,Yuasa Y., Kobayashi S. et al. Characteristics of fuel pellet with additive of Al and Si // IAEA-TECDOC-1036, IAEA, Vienna.. - 1998. - P.9-18.

117. Yuda R., Ito K., Masuda H. Nuclear fuel having an aluminosilicate deposition phase // U.S.Patent № 5257298 - 1993.

118. Grossman L.N., Kaznoff A.I., Clukey H.V. Chemical immobilization of fission product reactive with nuclear reactor components // U.S.Patent № 3826754 -1974.

119. Jadot J.J., Frans C., Goethals S., De Baenst H.. Incomplete rod insertion at DOEL 4 and Tihange 3// In Proc.: International Topical Meeting TopFuel'99. Avignon, France. - 1999. - P.51-61.

120. Goto K., Matsumoto S., Murada T. et al. Update on the development of Japanese advanced PWR fuels // In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

121. Doi S., Suzuki S., Mori M., Takahashi T. Advanced fuel design and performance for burnup extentension // In Proc.: 2000 International Topical Meeting on LWR Fuel Performance. Park City, USA. - 2000.

122. Fukazawa A., Suzawa Y., Harada H. et al. Development of improved cladding and advanced pellets for ultra-high burnup fuel // Enlarged Halden Programme Group Meeting - Lillehammer Hotel, 15-20.03.1998 -F 3.5.

123. Lay K.W. Grain growth in UO2-AhO3 in the presence of a liquid phase// Journal of the American Ceramic Society. - 1968. - V.51, № 7. - P.373-376.

124. Гегузин Я.Е. Физика спекания. - М.: Наука, 1967. - 463 с.

125. Yoo H.S., Lee S.J., Kim J.I., Kim K.T. Densification behavior of TiO2 doped UO2 pellet // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. - 2004. - P. 113-117.

126. Ono S., Kikuchi T., Murata T., Sendo T. Behavior of Advanced PWR Fuels at High Burnup up to 90 GWd/t // In Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Kyoto, Japan. - 2005. - P. 147-156.

127. Yashin S.A., Gagarin A.E., Manych A.V. Development of technologies of nuclear ceramic grade fuel production // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. - 2004 . - P. 55-67.

128. Лысиков А.В., Михеев Е.Н., Бахтеев О.А., Дегтярев Н.А. Исследование свойств топливных таблеток из диоксида урана с повышенным

содержанием кремния // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2013. - В.2 (74). - С.50-57.

129. Lindback J.-E. Westinghouse doped pellet technology // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. - 2004. - P.101-110.

130. Ohai D., Roth M. Sintered pellets obtaining for advanced fuel manufacturing // IAEA-TECDOC-1416, IAEA, Vienna. - 2004. - P. 133-146.

131. Blainpain P., Trotabas M., Brunel L. High burnup MOX-fuel assembly // In Proc.: International Topical Meeting TopFuel'99. Avignon, France. - 1999. - P.242-247.

132. Delafoy Ch., Blanpain P., Maury C. et al. Advanced UO2 fuels with improved PCI resistance and fission gas retention capability // In Proc.: International Topical Meeting TopFuel 2003, German. - 2003. - Paper 312-F.

133. Delafoy C., Arimescu V.I., Hengstler-eger R.M. et al, Areva Cr2O3-doped fuel: increase in operational flexibility and licensing margins // In Proc.: TopFuel 2015, Switzerland, Zurich. - 2015. - P.353-361.

134. Delafoy C., Dewes P., Miles T.. Areva NP Cr2O3-doped fuel development for BWRs // In Proc.: 2007 International LWR Fuel Performance Meeting San Francisco, California, USA. - 2007. - Paper 1071.

135. McCaughey B, Goldner F, Wachs D, Kamerman et al The U.S. accident tolerant fuels program — update on a national initiative // In Proc.: TopFuel 2021, Spain, Santander. - 2021. - Paper 163.

136. Backman К., Hallstadius L., Rönnberg G. Westinghouse Advanced Doped Pellet — Characteristics and Irradiation Behaviour // IAEA-TECDOC-1654. IAEA, Vienna. - 2010. - P. 117-126.

137. Delafoy C., Zemek M. Washout Behaviour of Chromia-doped UO2 and Gadolinia Fuels in LWR Environments // IAEA-TECDOC-1654. IAEA, Vienna. - 2010. - P. 127-138.

138. Watson J.E., Wilder D.R. Roles of Ш2О5, V2O5 and TiO2 in the grain growth and sintering of UO2// USA, Final report #USAES-IS-221,1960.

139. Assmann H., Dorr W., Gradel G. et al. Doping UO2 with niobia - beneficial or not? // Journal of Nuclear Materials. - 1981. V.98, № 1-2. - P.216-220.

140. Song K.W., Kim S.H., Na S.H. et al. Effect of Nb2Os addition on grain growth and densification in UO2 pellets under reducing and/or oxidizing atmospheres// Journal of Nuclear Materials. - 1994. V.209, № 3. - P.280-285.

141. Marsh G., Wood G.A., Perkins C.P. Niobia-doped UO2 fuel manufacturing experience at British Nuclear Fuels Ltd // IAEA-TECDOC-1036, IAEA, Vienna. - 1998.

- P.19-25.

142. Assmann H., Dorr W., Peehs M. Control of UO2 microstructure by oxidative sintering// Journal of Nuclear Materials. - 1986. V.140, № 1. - P.1-6.

143. Маделунг О. Теория твердого тела. / Пер. с нем. под ред. А.И.Ансельма.

- М.: Наука, 1980. - 416 с.

144. Une K., Tanabe I., Oguma M. Effect of additives and the oxygen potential on the fission gas diffusion in UO2 fuel// Journal of Nuclear Materials. - 1987. - V.150, № 1. - P.93-99.

145. Harada Y. Sintering behaviour of niobia-doped large grain UO sub 2 pellet// Journal of Nuclear Materials. - 1996. - V.238, № 2-3. - P.237-243.

146. Peehs M., Assmann H. Process in oxidative sintering of UO2 fuel pellets (NIKUSI-process) // In: Proc. of Symposium on Improvements in Water Reactor Fuel Technology and Utilization, Stockholm,1986. - Vienna: IAEA. - 1987. - P.481-490.

147. Song K.W., Lee Y.W., Yang M.S. et al. Pore growth in sintered UO2 // Journal of Nuclear Materials. - 1994. - V.209, № 3. - P.263-269.

148. Assmann H., Doerr W., Peehs M. Oxide fuels with controlled microstructure// Journal of the American Ceramic Society. - 1984. - V.67, № 9. - P.631-636.

149. Ainscough J.B., Rigby F., Osborn S.C. The effect of titania on grain growth and densification of sintered UO2 // Journal of Nuclear Materials. - 1974. - V.52, № 2. -P.191-203.

150. Amato I., Ravizza M., Colombo R.L. The effect of vanadium oxide additions on sintering and grain growth of uranium dioxide // Journal of Nuclear Materials. - 1967.

- V.23, № 1. - P.103-106.

151. Вредные вещества в промышленности. Справочник для химиков, инженеров и врачей. В 3-х томах. Т.3. Неорганические и элементорганические соединения / Под ред. Н.В.Лазарева и И.Д.Гадаскиной - Л.: Химия, 1977. - с.478.

152. Sawbridge P.T., Baker C., Cornell R.M. et al. The irradiation performance of magnesia-doped UO2 fuel // Journal of Nuclear Materials. - 1980. - V.95, № 1-2. -P.119-128.

153. Ingleby B., Hand K. Fabrication and performance of large-grained UO(sub 2)-MgO-fuel // In: Proc. of American Ceramic Society Meeting on Fission Product Behaviour in Ceramic Oxide Fuel - 1986, USA, Ohaio.

154. Zawidzki T.W., Apte P.S., Hoare M.R. Effect of sulfur on grain growth in UO2 pellets// Journal of the American Ceramic Society. - 1984. - V.67, № 5. - P.361-364.

155. Кипарисов С.С., Либенсон Г.А. Порошковая металлургия. -М.: Металлургия, 1980. - 496 с.

156. Гегузин Я.Е. Очерки о диффузии в кристаллах. - М.:Наука, 1974. -

254 с.

157. Radford K. Effect of fabrication parametersand microstructure on the mechanical strenght of UO2 fuel pellets// Journal of Nuclear Materials. - 1979. - V.84, № 1-2. - P.222-236.

158. Lawn B.R., Hockey B.J., Wiederhorn S.M. Atomically sharp cracks in brittle solids: an electron microscopy study// Journal of Material Science. - 1980. - V.15 -P.1207-1223.

159. Ghuang Tze-Jez, Rice J.R. The shape of intergranular creep cracks growing by surface diffusion// Acta Metallurgica. - 1973. - V.21. - P.1625-1628.

160. Leclercq S., Sauter F. Modelling of the non-monotonous viscoplastic behavior of uranium dioxide// Journal of Nuclear Materials. - 2003. - V.322, №1. - P.1-14.

161. Baron D., Masson R., Gatt J.-M. et al. Evolution of the nuclear fuel mechanical properties with burn-up an extensive european experimental program// In

Proc.: 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Kyoto, Japan. - 2005. - P.957-977.

162. Разрушение. Том 7. Разрушение неметаллов и композитных материалов. Часть 1. Неорганические материалы./ Под ред. Г.Либовица. Пер. с англ. В.Г.Глебовского и др. - M.: M^, 1976. - 640 с.

163. Партон В.З., Mорозов E.M. Mеханика упругопластичного разрушения. 2-е изд., перераб. и доп.- M.:Hаукаю - 1985. - 504 с.

164. Лыси^в A.B. Разработка технологических процессов получения модифицированного уран-гадолиниевого топлива: дис. канд. техн. наук: 05.14.03/ Лысиков Александр Владимирович. - M.: ФГУП «BHИИHM», 2008. - 138 с.

165. Wilcox B.A., Claner A.M. Oxide dispersion strengthening. Gardon anBreach / New York - 1968 - P.323-355.

166. ^мс Ч., Хагель В. Жаропрочные сплавы./ Пер. с англ. под ред. ЕМ^авицкого - M.: Mеталлургия, 1976. - 568 с.

167. Портной K.R, Cалибеков C.E., Cветлов И.Л., Чубаров B.M. Cтруктура и свойства композиционных материалов. - M.: Mашиностроение, 1979. - 255 с.

168. Волков Ю.Б., Йенсен Х., Рязанцев Е.П. Исследование влияния структурно-технологических параметров на терморадиационную стабильность топлива ВВЭР и PWR // Атомная энергия. - 2013. - Т.114, В.6. - C.325-331.

169. Волков Ю.Б., Висенак В., Яковлев В.В. и др. Исследование модифицированного топлива ВВЭР и типового PWR в реакторе HBWR (Норвегия)// Атомная энергия. - 2012. - Т.113, B.3. - C. 140-145.

170. Девятко Ю.Н., Новиков В.В., ^знецов В.И., Хомяков О.В. Mодель радиационного уплотнения оксидного ядерного топлива // Ядерная физика и инжиниринг. - 2015. - Т.6, № 3-4. - C.139-153.

171. Бахтеев О.А., Лыси^в A.B., Угрюмов А.В. и др. Влияние параметров пористости топливных таблеток на их доспекаемость // Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Mатериаловедение и новые материалы. - 2018. - № 4(95). - C. 109115.

172. Zhou W, Liu R, Revankar S.T. UO2-BeO Composite Fuel Thermal Property and Performance Modeling // Journal of Energy and Power Engineering. - 2014. - V.8,

- P.1183-1191.

173. Kovalishin A.A., Prosyolkov V.N., Sidorenko V.D., Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor // Journal Physics of Atomic Nuclei. - 2014. V.77, № 14. - P.1661-1663.

174. McDeavitt S.M., Ragusa J., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International 15 August 2011 (http://www.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel-concept).

175. Slack G.A. Nonmetallic crystals with high thermal conductivity // Journal of Physics and Chemistry of Solids. - 1973. - V.34, № 2. - P.321-335.

176. Morelli D.T., Slack G.A. High Lattice Thermal Conductivity Solids // in High Thermal Conductivity Materials. Editors: Shinde, Subhash L., Goela, Jitendra (Eds.) 2006 XVIII, 271 p. (p.p.2-68), 133 illus., ISBN 978-0-387-22021-5, (http://www.springer.com/978-0-387-22021-5).

177. McDeavitt S.M., Naramore M.J., Ragusa J.C. et al. Evaluation of High Thermal Conductivity Oxide Nuclear Fuel Concept Containing Beryllium // In Proc.: 2010 LWR Fuel Performance/TopFuel/WRFPM. Orlando, FL, USA. - 2010. - Paper 138.

178. Sarma K.H., Fourcade J., Lee S.G., and Solomon A.A. New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide Fuels// Journal of Nuclear Materials. - 2006. - V.352, № 1,

- P.324-333.

179. Ishimoto S., Hirai M., Ito K, Korei Y. Thermal conductivity of UO2-BeO pellets // Journal of Nuclear Science and Technology. - 1996. - V.33, № 2. - P. 134-140.

180. Reeve K.D. Fabrication and structure of beryllium oxide-based fuels // Journal of Nuclear Materials. - 1964. - V.14. - P.435-443.

181. Christie G.E., Jackson J., Lyons G.A. et al Fabrication of fueled beryllia by extrusion and sintering // Journal of Nuclear Materials. - 1964. - V.14. - P.444-452.

182. Nishigaki S., K. Maekawa K. Fabrication of Be-UO2-Be fuel pellets // Journal of Nuclear Materials. - 1964. - V.14. - P.453-464.

183. Hickman B.S., Pryor A.W. The effect of neutron irradiation on beryllium oxide // Journal of Nuclear Materials. - 1964. - V.14. - P.96-110.

184. Solomon A.A., Revankar S. and J.K. McCoy DOE Quarterly Progress Report-3.3 on Enhanced Conductivity Oxide Fuels. - Project 02-180, 30 July 2005.

185. Патент 2481657 Российская Федерация МПК G21C 3/62 Таблетка ядерного топлива [текст] / Ревуцкая Л.М., Русин Ю.Г., Фотин А.Е., Шахов А.П.: заявитель и патентообладатель АО «УМЗ» Казахстан - № 2010137080/07; заявл. 06.09.2010; опубл. 10.05.2013. - 5 с.

186. Russin Y. Fuel pellets produced at JSC «ULBA» for the IFA-716 experiment. - Halden Reactor Project, Annual report. F1.5. - 2009.

187. Беляев Р.А. Окись бериллия. Изд. 2-е, перераб. и доп. - М., Атомиздат, 1980. - 224 с.

188. Громов, Б.В. Химическая технология облученного ядерного топлива: учебник для вузов / Б. В. Громов, В. И. Савельева, В. Б. Шевченко. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - 352 с.

189. Переработка ядерного горючего. Сокр. пер. с англ. / Под ред. С. Столера и Р. Ричардса; Под ред. д-ра техн. наук А. П. Зефирова - М.: Атомиздат, 1964. - 647 с.

190. Проселков В.Н., Алешин С.С., Михеев Е.Н. и др. Анализ возможности использования топлива на основе регенерата урана в ВВЭР // Атомная энергия. -2003. - Т.95, В.6. - С.422-428.

191. Белоусов Н.И., Волков Ю.В., Савандер В. И. Вторичное использование плутония в легководных реакторах (обзор). // Сборник научных трудов научной сессии МИФИ. - 2008. - Т.1. - С. 84-86.

192. MOX или не MOX [Электронный ресурс]/ Атоминфо. - 2008. -Режим доступа: http: / / www. atomin fo.ru/news/air5313.htm.

193. Lee, K. H., Kim, H. D., & Lee, C. S. A review of international cooperation on the development of MOX fuel technology // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2004. - V.41, № 2. - P.122-132.

194. Fujiwara, H., Ito, T., Udagawa, Y., & Watanabe, H. Development of MOX fuel technology in Japan // Progress in Nuclear Energy. - 2006. - V.48(2-4). - P.241-251.

195. Kim, S. B., & Choo, Y. K. Status of MOX fuel development and utilization in Korea // Progress in Nuclear Energy. - 2000. - V.37(1-4). - P.153-159.

196. Udagawa, Y., & Fujiwara, H. (2007). Recent progress in MOX fuel technology in Japan // Progress in Nuclear Energy. - 2007. - V.49(1). - P.19-27.

197. Атомный проект «Прорыв» [Электронный ресурс]/ Livejournal. - 2014. - Режим доступа: http://www.masterok.livejournal.com/2013546.html.

198. Fedorov Yu.S., Bibichev B.A,. Zilberman B.Ya., Kudryavtsev Ye.G. Use of Recovered Uranium and Plutonium in Thermal Reactors // Atomnaya Energia. - 2001. -V.99/2. - P.136-141.

199. Павловичев А.М., Павлов В.И., Семченков Ю.М. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100%-ной загрузкой топливом из регенерированного урана и плутония // Атомная энергия. - 2006. -Т.101, В.6. - С.407-413.

200. Kovalev N.V., Zilberman B.Ya, Goletsky N.D., Sinyukhin A.B. A new approach to the recycling of spent nuclear fuel in thermal reactors within the REMIX concept // Journal of Nuclear Energy and Technology. - 2020. - V.6(2). - P.93-98.

201. Лысиков А.В., Михеев Е.Н., Самохвалов А.Н.и др. Разработка технологии изготовления уран-плутониевого РЕМИКС-топлива для реакторов ВВЭР // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2022. - В.4(115). - С.97-106.

202. Апальков Г.А., Баранов О.Г., Лысиков А.В. и др. Результаты НИОКР по созданию технологии и изготовлению таблетированного РЕМИКС-топлива для РУ ВВЭР-1000 // Радиохимия, - 2023. Т.65, № 3. - С.203-213.

Apalkov G.A., Baranov O.G., Lysikov A.V. et al R&D results for designing technology and manufacturing of pelletized REMIX fuel at FSUE Mining and chemical

complex for VVER-1000 reactor plants // Pleiades Publishing, Ltd / Radiochemistry, 2023. - vol.65, iss.3, p.265-275. ISSN: 1066-3622.

203. Bairiot H., Deramaix MOX fuel development: yesterday, today and tomorrow // Journal of Nuclear Materials. - 1992. - V.188. - P.10-18.

204. Приказ Госкорпорации «Росатом» от 05.12.2022 №1/1618-П-дсп «Об утверждении Концепции обращения с отработавшим ядерным топливом Госкорпорации «Росатом» на 2023-2035 годы и перспективу до 2050 года и перечня целевых показателей и индикаторов мероприятий по обращению с отработавшим ядерным топливом».

205. Yamamoto T., Ohta H., Koyama T. Recent status of development and utilization of MOX fuel in Japan // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2008.

- V.45, № 9. - P.817-822.

206. Kim Y. S., Kim H. D. A Study on the Verification of the Method for the MOX Fuel Design for PWR // Journal of Nuclear Engineering and Technology. - 2001.

- V.33, № 3. - P. 281-292.

207. Sakamoto, Y., & Yamaji, A. Recent advances in the development and utilization of MOX fuel in Japan // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2006.

- V.43, № 3. - P. 217-229.

208. Kim H. D., Kim Y. S. Design optimization of the MOX fuel pin for the core design of PWR // Journal of Nuclear Engineering and Technology. - 2001. - V.33, № 5.

- P. 409-420.

209. Mille, A., Haigh M. The benefits of MOX fuel use in reducing greenhouse gas emissions // Progress in Nuclear Energy. - 2016. - V.87. - P. 167-173.

210. Lyoussi, A., & Millot, F. Transmutation of actinides in different types of reactors // Progress in Nuclear Energy. - 2002. - V.40, № 2-3. - P. 133-146.

211. Buchan P.G., Powell D.J., Edwards J. Development of MOX manufacturing technology in BNFL // IAEA-TECDOC-1036, IAEA, Vienna. - 1998. - P.93-102.

212. Kamath H.S., Majumdar S., Purusthotham D.S.C. Developments in MOX fuel pellet fabrication technology: Indian experience // IAEA-TECDOC-1036, IAEA, Vienna. - 1998. - P.103-114.

213. НП-082-07 Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. - Постановление Ростехнадзора от 10.12.2007 № 4, 2007. - 24 с.

214. Производство МОКС-топлива на ФЯО ФГУП «ГХК». Сборник докладов отраслевой конференции по теме «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах». Томск. - 2018. - С.259-261.

215. Carbajo J.J., Yoder G.L., Popov S.G. A review of the thermophysical properties of MOX and UO2 fuels // Journal of Nuclear Materials. - 2001. - V.299, № 3. - P. 181-198.

216. Staicu D., Barker M. Thermal conductivity of heterogeneous LWR MOX fuels// Journal of Nuclear Materials. - 2013. - V.442, № 1-3. - P.46-52.

217. Glatz J. P., Hanson B. C. (2008). MOX fuel fabrication experience and prospects in Europe // Nuclear Engineering and Technology. - 2008. - V.40, № 3. -P.195-208.

218. Похитонов Ю.А. Как можно снизить стоимость переработки облученного топлива и обеспечить надежную изоляцию всех отходов? // Радиохимия. - 2017. - Т.59, № 6. - С.481-487.

219. Патент № 2702234 С1 Российская Федерация. МПК G21C3/58. РЕМИКС - топливо ядерно-топливного цикла [текст] / Гаврилов П.М., Крюков О.В., Иванов К.В. и др.; заявитель и правообладатель ФГУП «ГХК» - № 2019108804, заявл. 26.03.2019; опубл. 07.10.2019. - 6 с.

220. Декусар В.М., Каграманян, Калашников А.Г. и др. Анализ характеристик РЕМИКС-топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. - 2013. - № 4. - С.109-117.

221. Павловичев А.М., Павлов В.И., Семченков Ю.М. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100%-ной загрузкой топливом из смеси регенерированного урана, плутония и обогащенного урана // Атомная энергия. - 2008. - Т.104, В.4. - С.195-198.

222. Montgomery R.O., Bennett W.D., Henager C.H. e.a. An Innovative Accident Tolerant LWR Fuel Rod Design Based on Uranium-Molybdenum Metal Alloy // In Proc.: Top Fuel 2016, USA, Boise. - 2016. - P. 1375-1385.

223. Калашников В.В., Титова В.В., Сергеев Г.Я., Самойлов А.Г. Уран-молибденовые сплавы в реакторостроении // Атомная энергия, - 1958. - Т.5, В.4. -С.421-431.

224. Добрикова И.В., Ватулин А.В., Коновалов Ю.В. и др. Разработка уран-молибденового низкообогащенного высокоплотного топлива для российских исследовательских реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Материаловедение и новые материалы. - 2012. - В.2(73). - С. 20-29.

225. Ватулин А.В., Добрикова И.В., Супрун В.Б., Кулаков В.Г. Разработка высокоплотного топлива для исследовательских реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Материаловедение и новые материалы. - 2013. - В.1(74). - С. 3949.

226. Sinha V.P., Prasad G.J., Hegde P.V. e.a. Development, preparation and characterization of uranium molybdenum alloys for dispersion fuel application // Journal of Alloys and Compounds. - 2009. - V.473. - P. 238-244.

227. Лысиков А.В., Михеев Е.Н., Карпюк Л.А. и др. Оценка возможности изготовления уран-молибденового топлива для ВВЭР методами порошковой металлургии // Атомная энергия. - 2019. — Т. 127, В.5. - С.293-295.

Lysikov A.V., Mikheev E.N., Karpyuk L.A. et al Evalution of the possibility of fabricating uranium-molybdenum fuel for VVER by powder metallurgy methods // Springer/ Atomic energy, 2020. - vol.127, iss.5. p.324-327.

228. Карпюк Л.А., Лысиков А.В., Михеев Е.Н. и др. Перспективное металлическое уран-молибденовое топливо, устойчивое к авариям // Атомная энергия. - 2021, т.130, вып.3. - с.148-152.

Karpyuk L.A., Maslov A.A., Lysikov A.V. et al Prospective accident-tolerant uranium-molybdenum metal fuel // Springer/ Atomic energy, 2021. - vol.130, iss.3. p.156-160, ISSN: 1063-4258.

229. Карпюк Л.А., Михеев Е.Н., Лысиков А.В. и др. Исследование свойств таблеточного уран-молибденового топлива для ВВЭР // Атомная энергия. - 2022. -Т.132, В.1. - С.10-14.

Karpyuk L.A., Mikheev E.N., Lysikov A.V. et al Investigation of the properties of uranium-molybdenum pellet fuel for VVER // Springer/ Atomic energy, 2022. - vol.132, iss.1. p.8-13, ISSN: 1063-4258.

230. Youinou G., Sonat Sen R. Enhanced Accident Tolerant Fuels for LWRs -Preliminary System Analysis. - INL/EXT-12-30211, FCRD-FCO-2013-000359, INL-DOE. - 2013.

231. Bennett W.D. et al. FY-13 Status Report for the U-Mo Fuel Concept. -FCRD-FUEL-2013-000326, PNNL-22730. - 2013.

232. Chichester H.J., Mariani R.D., Hayes S.L. et al. Advanced metallic fuel for ultrahigh bum-up: irradiation tests in ATR // Transactions of the Nuclear Fuel and Structural Material, American Nuclear Society. - 2012. - V.106. - P.1349-1351.

233. Harp J.M., Lessing P.A., Hoggan R.E. Uranium silicide pellet fabrication by powder metallurgy for accident tolerant fuel evaluation and irradiation // Journal of Nuclear Materials. - 2015. - V.46. - P. 728-738.

234. Пантелеев Л.Д., Коновалов Л.Н., Коновалов И.И. и др. Влияние нейтронного облучения на структуру и свойства моносилицида урана // Атомная энергия. - 1994. - Т.77, В.2. - С.123-129.

235. Горохов С.Н., Соловьев Г.И. Взаимодействие с цирконием // Атомная энергия. - 1978. - Т.45, В.3. - С.214-215.

236. Hastings I.J., Stoute R.L. Temperature-dependent swelling in irradiated U3Si fuel element // Journal of Nuclear Materials. - 1970. - V.37, № 3. - P.295-302.

237. Hastings I.J. Burnup and temperature dependence of swelling in U3Si // Journal of Nuclear Materials. - 1971. - V.37, № 2. - P.195-202.

238. Патент РФ RU 2 347 289 C1 Российская Федерация МПК G21C 3/02, G21C 3/58 ТВЭЛ ядерного реактора [текст] / Ватулин А.В., Ершов С.А, Кулаков Г.В. и др.; заявитель ФГУП «ВНИИНМ», патентообладатели ФГУП «ВНИИНМ» -№ 2007125922/06; заявл. 09.07.2007; опубл. 20.02.2009. - 8 с. : ил.

239. Патент US20210319919A1, США, МПК G21C3/62, C04B 35/51, C04B 35/515 Composite uranium-silicide - uranium dioxide nuclear fuel / Besmann T.M.,

Moore E.E. заявитель и патентообладатель University of South Carolina ,Columbia , SC ( US ) - № 63 / 009,541, заявл. 14.04.2020, опубл. 12/02/2021. - 10 с. : ил.

240. Патент US20160372221A1, США, МПК G21C21/02, C04B 35/5158, G2IC 3/04 Methods of forming triuranium disilicide structure, and related fuel rods for light water reactors / Harp J.M., Lessing P.A., Hoggan R.E. заявитель и патентообладатель Battelle Energy Alliance LLC - № US14/746,279, заявл. 22.06.2015, опубл. 22.12.2016. - 17 с. : ил.

241. Стерлин Я.М. Металлургия урана. - Госатомиздат, 1962. - 420 с.

242. Ray S., Xu P., Lahoda E. et al. Westinghouse Accident Tolerant Fuel program. Current results & future plans // In Proc.: TopFuel 2015, Switzerland, Zurich. -2015. - P.57-69.

243. Goddard D.T., Mathers D.P., Eaves D.G. et al, Manufacturability of U3Si2 and its high temperature oxidation behavior // In Proc.: TopFuel 2016. Boise, Idaho, USA. - 2016. - P. 31-39.

244. High Density LWR Fuels, OECD-NEA ATF Expert Working Group Meeting Paris, France, September. - 2014. - 30 p.

245. Miao Y., Mo K., Mei Z. et al., Fission gas behavior of U3Si2 in LWRs: experimental and computational study Pellets // In Proc.: TopFuel 2018. Prague, Czech Republic. - 2018. - A0214 (ISBN: 978-92-95064-32-4, https://www. euronuclear.org/?s=Topfuel+2018).

246. Shah H., Romero J., Xu P. et al, Westinghouse-Exelon EnCore® Fuel Lead Test Rod (LTR) Program including Coated cladding Development and Advanced Pellets // In Proc.: TopFuel 2018. Prague, Czech Republic. - 2018. - A0145 (ISBN: 978-9295064-32-4, www.euronuclear.org/?s=Topfuel+2018).

247. Sonal Patel Exelon's Byron 2 Completes First Insertion of Westinghouse Accident-Tolerant Fuel [Электронный ресурс]/ Power. - 2019. - Режим доступа: Сайт: https://www.powermag.com/exelons-byron-2-completes-first-insertion-of-westinghouse-accident-tolerant-fuel.

248. НТЦ ЯРБ Westinghouse и Exelon завершили первую в своем роде загрузку устойчивого к авариям топлива EnCore на АЭС «Байрон-2» [Электронный

ресурс]/ Атомная энергия 2.0. - 2019. - Режим доступа: Сайт: https://www.atomic-energy. ru/news/2019/10/03/97922.

249. Патент № 2760902 С1. Российская Федерация, МПК C22C 43/00, G21C 3/60. Сплав на основе урана (варианты) [текст] / Савченко А.М., Карпюк Л.А., Орлов В.К. и др.; заявитель АО «ВНИИНМ», патентообладатели ГК Росатом, АО «ВНИИНМ» - № 2021113397; заявл. 11.05.2021; опубл. 01.12.2021. - 17 с. : ил.

250. White J.T., Wood E.S., Dunwoody J.T. et al, State of knowledge and challenges of U-Si compounds for use in light water reactor accident tolerant fuel designs // In Proc.: TopFuel 2016. Boise, Idaho, USA. - 2016. - P. 1367-1374.

251. J. Riverola Gurruchaga An estimation of blowdown PCT during a LBLOCA for various ATF // In Proc.: TopFuel 2015, Switzerland, Zurich. - 2015. - P.198-205.

252. Xu P., Lahoda E.J., Ray S. et al. Corrosion Resistant Coatings for Zirconium-Alloy Cladding with Improved Accident Tolerance // In Proc.: TopFuel 2016. Boise, Idaho, USA. - 2016. - P. 1189-1196.

253. Ray S., Johnson S.C., Lahoda E.J. Preliminary assessment of the performance of SiC based accident tolerant fuel in commercial LWR systems // In Proc.: TopFuel 2013. Charlotte, North Carolina, USA. - 2013. - P. 943-950.

254. Waeckel N. Using E-ATF in nuclear power plants: utility perspectives // In Proc.: 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. Ramada plaza Jeju, Jeju Island, Korea. - 2017. - Paper IA-007.

255. Лысиков А.В., Угрюмов А.В. Изготовление ядерного топлива на основе диоксида урана: учебное пособие [текст] / - М.: АО «ВНИИНМ», 2019. - 36 с.

256. Лысиков А.В. Изготовление ядерного топлива для легководных реакторов: учебное пособие [текст] / - М.: АО «ВНИИНМ», 2024. - 74 с., ISBN 9785-6048666-8-9.

257. Патент № 2711006. Российская Федерация, МПК G21C 21/02. Способ изготовления керамического ядерного топлива с выгорающим поглотителем [текст] / Войтенко М.Ю., Карпеева А.Е., Пахомов Д.С. и др; заявитель и

патентообладатель ПАО «МСЗ» - № 2019117736; заявл. 07.06.2019; опубл. 14.01.2020.

258. Михеев Е.Н., Лысиков А.В., Новиков В.В. Лабораторный практикум «Специальные вопросы материаловедения» [текст] / - М.: НИЯУ МИФИ, 2012. -36 с. ISBN 987-5-7262-1771-0.

259. НП-094-15 Основные требования к обоснованию прочности и термомеханического поведения тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих элементов в активной зоне водо-водяных энергетических реакторов. - Приказ Ростехнадзора от 17.01.2017 № 11, 2017. - 35 с.

260. ОИ 001.619-2006 Параметры микроструктуры таблеток ядерного топлива. Методика выполнения измерений - М.: ФГУП ВНИИНМ, 2007. - 36 с.

261. 323.000.815-2017 МВИ Методика измерения параметров пористости топливных таблеток - Взамен 323.000.815 МВИ. М.: АО «ВНИИНМ», 2017 - 34 с.

262. Свидетельство № 2013660806 о госрегистрации программы для ЭВМ. Программное обеспечение IRBIS для анализа изображений субмикронной пористости [текст] / Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Михеев Е.Н.; заявители и патентообладатели АО «ТВЭЛ» и АО «ВНИИНМ» - № 2013619127; заявл. 01.10.2013; опубл. 19.11.2013 г.

263. Свидетельство № 2015618312 о госрегистрации программы для ЭВМ. Система обработки и анализа изображений микроструктуры уранового оксидного топлива IRBIS 2.0 [текст] / Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Дегтярев Н.А.; заявитель и патентообладатель АО «ВНИИНМ» - № 2015612908; заявл. 13.04.2015; опубл. 05.08.2015 г.

264. Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Михеев Е.Н. Вопросы методического исследования субмикронной пористости таблеток // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2013. - № 2(75). - С. 1118.

265. Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Дегтярев Н.А., Михеев Е.Н. Разработка методики измерения распределения пор в объеме топливных таблеток из диоксида

урана // Вестник Томского государственного университета. Математика и механика. - 2015, № 2(34). - с. 52-60.

266. Mikheev E., Novikov V., Lysikov A. et al. The effect of increasing the content of gadolinium oxide from 5 to 8 wt. % on the structure of uranium-gadolinium pellets // In Proc.: 12th International Conference «WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support», Nesebar, Bulgaria. - 2017. - P. 293-298.

267. Свидетельство № 2017612444 о госрегистрации программы для ЭВМ. LAB9Ф11. Расчет массы столба таблеток [текст] / Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Дегтярев Н.А. и др.; заявитель и патентообладатель АО «ВНИИНМ» -№ 2016664681; заявл. 29.12.2016; опубл. 21.02.2017 г.

268. Патент № 2741782. Российская Федерация, МПК G21C 21/02. Таблетка ядерного топлива [текст] / Новиков В.В., Лысиков А.В., Михеев Е.Н. и др; заявитель и патентообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2020116142; заявл. 27.04.2020; опубл. 28.01.2021 г.

269. Патент РФ № 2830567 Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора [текст] / Новиков В.В., Кузнецов В.И., Лысиков А.В. и др.; заявитель и правообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2023130392, заявл. 31.05.2021 опубликовано 21.11.2024 г.

270. ГОСТ 6613-86 Cетки проволочные тканые с квадратными ячейками. технические условия. - Введ. 1988-01-01. - М.: Стандартинформ, 2006, Опубликовано: ИУС 4-2024.

271. ТУ 95 143 -79 Порошок окиси бериллия. Технические условия. - Взамен ТУ 95 143-7295Е. - Введ. 1979-09-01. 1979.

272. Hanna G.L., Hilditch R.J., Hickman B.S. The effects of fission product damage in BeO dispersion fuels // Journal of Nuclear Materials. - 1964. - V.14. - P.473-481.

273. ТУ 6-09-426-75 Алюминий оксид (алюминий окись) чистый для анализа, чистый. - Введ. 1976-01-01. - Донецк, ДЗХР. 1975. - 65 с.

274. ТУ 2433-001-03533719-2010 Пластификатор ДИСЭД (N,N' -бисстеарилэтилендиамин). - Взамен ТУ 2433-001-03533719-2001. 2010. - Иркутск, Институт химии им. А.Е. Фаворского СО РАН.

275. ГОСТ 12.1.005-88 Общие санитарно-гигиенические требования к воздуху рабочей зоны - Взамен ГОСТ 12.1.005-75. - Введ. 1989-01-01. - М.: Стандартинформ, 2008. - 47 С.

276. СП 993-72. Санитарные правила при работе с бериллием и его соединениями. - М.Минздрав СССР, 1972. - 10 С.

277. Санитарные правила и нормы проектирования и эксплуатации предприятий по производству и переработке бериллия. СП 2.2.1. Санитарные нормы. - М.: ФГУП «НИИПиММ ФМБА», 2012. - 122 с.

278. Патент № 2713619 С1 Российская Федерация. МПК G21C3/62. Таблетка ядерного топлива и способ её получения [текст] / Лысиков А.В., Бахтеев О.А., Дегтярев Н.А. и др.; заявитель и правообладатель АО «ТВЭЛ» -№ 2019101589, заявл. 29.12.2016; опубл. 05.02.2020. - 10 с. : ил.

279. Матвеенко А.В., Харитонов В.В., Павлов Ю.Г., Ульянов Ю.А. «Оценка конкурентоспособности регенерированного уран-плутониевого РЕМИКС-топлива в тепловых реакторах» // Атомная энергия. - 2021. - Т.130, В.1. - С.52-56.

280. Шиманский С.А., Резцов Б.А., Нестеров В.О., Лачканов Е.В. Оптимизация процесса карботермического синтеза при изготовлении СНУП-топлива // Сборник докладов отраслевой НТК «Прорыв-Росатом». «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах». Сочи, 2021. С. 241-243.

281. Патент на полезную модель № RU 221159 U1 Российская Федерация. МПК G21C3/62. Установка технологической подготовки порошков для изготовления уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов [текст] / Колупаев Д.Н., Апальков Г.А., Лысиков А.В. и др. ; заявитель и правообладатель ФГУП «ГХК» - № 2022131951, заявл. 06.12.2022; опубл. 23.10.2023. - 11 с. : ил.

282. Егоров А. В «Росатоме» начался заключительный цикл опытной эксплуатации РЕМИКС-топлива // Элемент будущего. - 2024. - № 12 (316). - С.3.

283. Ярополов Ю.Л., Лысиков А.В., Самохвалов А.Н. и др. Анализ результатов промышленного производства и характеристик уран-плутониевого РЕМИКС-топлива для реакторов ВВЭР // Научно-техническая конференция АО «ТВЭЛ» «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (НТК-2022). 30 ноября - 01 декабря 2022 года «Golden Tulip Роза Хутор» (Эсто-Садок, г. Сочи).

284. Михеев Е.Н., Новиков В.В., Лысиков А.В. и др. Анализ результатов промышленного производства и характеристик уран-плутониевого РЕМИКС-топлива для реакторов ВВЭР. Матер. научно-технической конф. «Материалы ядерной техники» (МАЯТ-2021). М., 2021. http s: / /bochvar. ru/ vopro s/mayat.

285. Кузнецов В.И., Лысиков А.В., Ярополов Ю.Л. и др. Разработка конструкции и технологии изготовления уран-плутониевых таблеток МОКС-топлива с измененными геометрическими характеристиками // Сб. тезисов научно-технической конференции «Материалы ядерной техники» (МАЯТ 2025), 0102.10.2025, Москва, с.38.

286. Бахтеев О.А., Лысиков А.В., Самохвалов А.Н. и др. Влияние параметров съемки на величину размера зерна при металлографическом исследовании таблеток диоксида урана // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2024. - № 2 (124). - С. 136-144.

287. Самохвалов А.Н., Константинов О.П., Лысиков А.В. Повышение эффективности и достоверности контроля параметров микроструктуры таблеток ВВЭР за счет использования групповых показателей качества // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2021. - В.4(110). - С.6-13.

288. Лысиков А.В. Добавки в ядерном топливе: учебное пособие [текст] / -М.: АО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов», 2024. — 83 с. ISBN 987-5-6048666-9-6.

289. Патент РФ № 2813642 G21C 3/62 Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых образцов [текст] / Карпюк Л.А., Михеев Е.Н., Лысиков А.В. и др.; заявитель и правообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2023101192, заявл. 23.06.2020 опубликовано 14.02.2024 г.

290. Патент РФ № 2803469 от 13.09.2023 г. G21C 3/62 Способ изготовления таблетированного топлива из порошка дисилицида триурана для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов [текст] / Карпюк Л.А., Новиков В.В., Лысиков А.В., и др.; заявитель и правообладатель АО «ТВЭЛ» - № 2022131940, заявл. 06.12.2022, опубликовано 13.09.2023 г.