Послереакторные исследования мононитридного и оксидного плутониевого топлива с инертной матрицей выгоранием ~19% тяж. ат. в БОР-60

Б. Д. Рогозкин, Н. М. Степеннова, Ю. Е. Федоров, М. Г. Шишков, Ф. Н. Крюков, С. В. Кузьмин, О. Н. Никитин, И. С. Курина, Л. М. Забудько, Ж. Нуаро, С. Беджаи

Аннотация


В 1996-2007 гг. был проведен эксперимент по исследованию поведения различных топливных композиций с высоким содержанием плутония в условиях реактора БОР-60. В статье приведены результаты послереакторного исследования экспериментальных твэлов с топливной композицией 40% PuN + 60% ZrN и 40% PuO2+ 60% MgO. Исследованы микроструктура, изменение плотности, параметры кристаллических решеток топливных композиций, распределение продуктов деления. Достигнуто выгорание ~19% тяж. ат. Распухание топлива составляло для нитридной композиции 0,1%, для оксидной - 0,7-0,9% на каждый процент выгорания. Газовыделение не превышало для нитридного топлива 1%, оксидного 9%. Рис. 1, табл. 6, список лит. 5 назв

Полный текст:

PDF

Литература


Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е. и др. Монокарбидное плутониевое топливо с инертной матрицей. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 2003, вып. 1(61), с. 86-93.

Rogozkin B.D., Stepennova N.M., Fedorov Yu.E. е.а. Fuel of plutonium monocarbide and inert diluent solid solution (54.5% PuC + 45.5% UC) for fast reactors. - In: IAEA-TECDOC № 970. Vienna: IAEA, 1997, р. 115-124.

Забудько Л.М., Курина И.С., Меньшикова Т.С. и др. Совместный российско-французский эксперимент по исследованию топлива с повышенным содержанием плутония для быстрого реактора-выжигателя. - В сб.: 6-я Рос. конф. по реакторному материаловедению. Димитровград, 11-15 сентября 2000 г. НИИАР, 2001, с. 159-171.

Голованов В.Н., Крюков Ф.Н., Кузьмин С.В. и др. Результаты послереакторных исследований нитридного топлива и топлива на основе инертных матриц, облученного в реакторе БОР-60. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 2006, вып. 2(67), с. 145-154.

Киреев Г.А., Арламенков Н.И., Астафьев В.А. и др. Исследования теплопроводности и высокотемпературной ползучести нитридного ядерного топлива с инертной матрицей на основе ZrN. - Там же, с. 130-139.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.