Анализ экспериментальных данных о газовыделении и распухании облученного в реакторе БР-10 мононитридного уранового топлива

С. И. Поролло, С. Н. Иванов, Е. Е. Мариненко, Л. М. Забудько

Аннотация


Представлены и проанализированы результаты исследования газовыделения и распухания мононитридного уранового топлива после облучения в реакторе БР-10 в составе штатных и экспериментальных ТВС в диапазоне выгорания 3,4-8,4% тяж. ат. Полученные результаты были использованы при верификации топливного кода ДРАКОН. Рис. 8, табл. 4, список лит. 12 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Адамов Е.О., Алексахин Р.М., Большов Л. А. и др. Проект «Прорыв» - технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики. - Изв. Академии наук. Энергетика, 2015, № 1, с. 5-12.

Троянов В.М., Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Скупов М. В. Перспективы использования нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. - Атомная энергия, 2014, т. 117, вып. 2, с. 69-75.

Zabudko L.M., Kamaev A.A., Mamaev L.I. e.a. Nitride fuel for advanced sodium reactors. - In: Proc. of Intern. Conf. Global-2003, p. 1679-1685.

Вахтин А.Г., Дмитриев В.Д., Ермолаев С.Н. и др. Опыт эксплуатации твэлов нитридной зоны реактора БР-10. Доклад на советско-французском семинаре. Обнинск, 1992.

Дмитриев В.Д., Мосеев Л.И., Кирьянов Б.С. и др. Работоспособность нитридного топлива в реакторе БР-10 при выгорании до 8,2% тяж. ат. Доклад на III межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 1992.

Крюков Ф.Н., Никитин О.Н., Кузмин С.В. и др. Состояние нитридного топлива после облучения в быст рых реакторах. - Атомная энергия, 2012, т. 112, вып. 6, с. 336-341.

Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е. и др. Результаты испытаний смешанного мононитридного топлива Uq,55Puq,45N и U0 4Pu0 6N в реакторе БОР-60 до выгорания 12% тяж. ат. - Атомная энергия, 2011, т. 110, вып. 6, с. 332-346.

Matthews R., Chidester K., Hoth C. e.a. Fabrication and testing of uranium nitride fuel for space power reactors. - J. Nucl. Mater., 1988, v. 151, № 3, p. 334-344.

Zimmermann H. Fission gas behaviour in oxide fuel element of fast breeder reactors. - Nucl. Technol., 1976, v. 28, p. 127-133.

Bauer A., Brown J., Fromm E. e.a. Mixed-nitride fuel irradiation performance. - In: Proc. of ANS Conf. on Fast Reactor Technology, 1971, p. 785-818.

Matthews R. Irradiation performance of nitride fuels. - In: Specialist Conf. on Space Nuclear Power and Propulsion Technologies - Materials and Fuels. Podolsk- Moscow, 1993, p. 34.

Fromont M., Lamontagne J., Asou M. e.a. Behaviour of uranium-plutonium mixed nitride and carbide fuels irradiated in Phenix. - In: Proc. of Intern. Conf. Global-2005, p. 479-484.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.