НОВАЯ МОДЕЛЬ РАВНООСНОГО РОСТА ЗЕРЕН ДИОКСИДА УРАНА В УСЛОВИЯХ ОБЛУЧЕНИЯ

С. Ю. Курчатов, В. В. Лиханский, О. В. Хоружий

Аннотация


Правильная оценка роста зерен имеет большое значение для описания поведения продуктов деления в поликристаллическом диоксиде урана. В настоя­щей работе предложена новая модель равноосного роста зерен, учитывающая влияние облучения топлива. Показано, что имеющиеся данные позволяют предположить существование короткоживущих де­фектных структур, возникающих на межзеренной границе в результате пролета осколков деления. Эти структуры могут оказывать на границу зерна тормо­зящее воздействие, тем большее, чем выше интен­сивность облучения. Продемонстрировано качест­венное и количественное соответствие предсказаний модели, основанной на такой гипотезе, эксперимен­тальным данным в широком диапазоне температуры, интенсивности облучения и уровня выгорания топ­лива. Рис. 3, табл. 1, список лит. 16 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


M atzke Hj. Atomic transport properties in UO2 and mixed oxide (U, Pu)O2. — J. Chem. Soc. Faraday Trans. 2, 1987, v. 83, p. 1121— 1142.

Turnbull J., Friskney C., Findlay J. e.a. The diffusion coefficient of gaseous and volatile species during the irradiation of uranium dioxide. — J. Nucl. Mater., 1982, v. 107, p. 168— 184.

Turnbull J. The effect of grain size on the swelling and release properties of UO2 during irradiation. — Ibid., 1974, v. 50, p. 62—68.

Котельников Р.Б., Башлыков C.H., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. M.: Атомиздат, 1978.

Speight M., Grenwood G. Grain boundary mobility and its effects in materials containing inert gases. — Phil. Mag., 1964, v. 9, p. 683—689.

Ainscough J., Oldfield B., Ware J. Isotermal grain growth kinetics in sintered UO2 pellets. — J. Nucl. Mater., 1973/1974, v. 49, p. 117— 128.

Rest J. The coupled kinetics of grain growth and fission product behaviour in nuclear fuel under degraded- core accident conditions. — Nucl. Technol., 1983, v. 61, p. 33.

Small G. Fission Gas Release from Uranium Dioxide in High-Temperature Transients. AERER 12956, Harwel Laboratory, May, 1988.

Walker C., Knappic P., Mogensen M. Concerning the development of grain face bubbles and fission gas release in UO2 fuel. — J. Nucl. Mater., 1988, v. 160, p. 10—23.

M ogensen M., Bagger C., W alker C. An experimental study of the distribution of retained xenon in transient- test UO2 fuel. — Ibid., 1993, v. 199, p. 85— 101.

Bagger C., Mogensen M., Walker C. Temperature measurements in high burnup UO2 nuclear fuel: inplications for thermal condactivity , grain growth and gas release. — Ibid., 1994, v. 211, p. 11—29.

Atkinson H. Theories of normal grain growth in puresingle phase systems. — Acta Metall., 1988, v. 36, p. 469—491.

Hargreaves R., Newbigging A. — UKAEA Internal Document, ссылка из [6].

Mullins W. Flattening of a nearly plane solid surface due to capillarity. — J. Appl. Phys., 1959, v. 30, p. 77—83.

Olander D. Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements. TID-26711-P1, U.S. Technical Infornation Center, US. ERDA, Springfield, VA, 320, 1976.

Zimmermann H. Investigation on swelling and fission gas behaviour in uranium dioxide. — J. Nucl. Mater., 1978, v. 75, p. 154— 161.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.