автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Научно-технические обоснования поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с сердечниками на основе металлического урана для реакторов на быстрых нейтронах типа БН

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. РАДИАЦИОННЫЙ РОСТ УРАНА ПРИ МЕХАНИЧЕСКИХ ОГРАНИЧЕНИЯХ.

1.1. Объекты и методы исследований.

1.2. Механические свойства урана.

1.3.Напряжения радиационного роста урана.

1.4. Радиационный рост урана в оболочках.

1.5. Основные результаты исследований.

Глава 2. РАДИАЦИОННОЕ РАСПУХАНИЕ МЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТОПЛИВ ПРИ ЛЕГИРОВАНИИ И МЕХАНИЧЕСКИХ ОГРАНИЧЕНИЯХ.

2.1. Объекты и методы исследований.

2.2. Особенности и закономерности свободного распухания.

2.3. Особенности и закономерности механически ограниченного распухания

2.3.1. Исследования малоразмерных моделей (облучение в реакторе СМ-2).

2.3.2. Исследования полноразмерных моделей (испытания в натриевой петле реактора МИР),.

2.3.3. Исследование осевых перемещений топлива в оболочках.

2.3.3.1 .Осевые перемещения в моделях, заполненных натрием

2.3.3.2. Осевые перемещения в моделях, заполненных гелием, и с комбинированными сердечниками.

2.3.4. Исследования эффектов анизотропного распухания

2.3.4.1 .Изменения формы и структуры сердечников

2.3.4.2.Механические свойства сердечников и оболочки.

2.3.4.3.Напряжения радиационного распухания и вязкость материала сердечников.

2.3.4.4.Тепловая проводимость заполненного гелием зазора сердечник-оболочка".

2.4. Основные результаты исследований.

Глава 3. СОВМЕСТИМОСТЬ УРАНА И ЕГО СПЛАВОВ С ОБОЛОЧКАМИ ИЗ СТ. ЭИ-847 ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ЗАЩИТНЫХ СЛОЕВ.

3.1. Объекты и методы исследований

3.2. Разработки и исследования по неметаллическим защитным слоям

3.2.1.В нереакторные термические испытания.

3.2.2.Испытания полноразмерных моделей в натриевой петле реактора МИР.

3.2.3.Послереакторные термические испытания отрезков моделей.

3.3. Разработки и исследования по металлическим защитным слоям.

З.ЗЛ.Внереакторные термические испытания.

3.3.2.Испытания полноразмерных моделей в натриевой петле реактора МИР.

3.3.3.Поелереакторныетермические испытания отрезков моделей.

3.4. Основные результаты исследований.

Глава 4. РАЗРАБОТКА, ИЗГОТОВЛЕНИЕ, ИСПЫТАНИЯ В РЕАКТОРАХ БОР-60 И БН-350 И ПОСЛЕРЕАКТОРНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПОЛНОРАЗМЕРНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ

4.1. Разработки и исследования элементов, облученных в реакторе

БОР-бО.

4.1.1 .Сравнительные испытания

4.1.1.1 .Поглощающие элементы (тип КВ).

4.1.1,2.Гетерогенизированные твэлы (тип ТЭ).

4.1.1.3 .Гетерогенизированные твэлы (тип ВТГ)

4.1.1.4.Воспроизводящие элементы (тип БЭ).

4.1.1.5.Твэлы (тип A3).

4.1.1.6.Основные результаты сравнительных испытаний

4.1.2.Форсированные испытания

4.1.2.1.Воспроизводящие элементы (тип БЭ).

4.1.2.2.Твэлы (тип A3).

4.1.2.3.Основные результаты форсированных испытаний

4.1.3.Штатные испытания

4.1.4.Основные результаты разработок, облучений в реакторе БОР-бО и послереакторных исследований.

4.2. Разработки и исследования элементов, облученных в реакторе БН-350.

4.3. Разработка рекомендаций по элементам различного назначения для БН-реакторов

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ И ВЫВОДЫ

Актуальность работы

Решение проблемы топливообеспечения большой длительно функционирующей ядерной энергетики (ЯЭ) путем расширенного воспроизводства ядерного топлива-первоначальное целевое назначение реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (БН-реакторов) [1,2,3]- При прочих равных условиях лучшие показатели воспроизводства в БН-реакторах могут быть достигнуты при использовании в них металлических топлив, имеющих большее удельное содержание делящихся и воспроизводящих элементов (Ри, II) и меньшее содержание элементов-замедлителей и поглотителей нейтронов [4,5].

Проблема расширенного воспроизводства топлива в БН-реакторах в течение нескольких десятилетий определяла актуальность настоящей работы и стимулировала ее выполнение [6-10]. По ряду причин в настоящее время эта проблема более актуальна для стран с быстроразвивающейся экономикой и ограниченными или труднодоступными ресурсами минерального сырья (Китай, Япония, Корея, Индия) [11,12].

Утвержденная Правительством РФ "Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года" и принятое Коллегией Минатома решение "О стратегии обращения с плутонием" (Протокол №8 от 08.08.1998 г.) не содержат требований максимального воспроизводства в действующих (БОР-бО, БН-600) и строящемся (БН-800) реакторах на быстрых нейтронах. В то же время перед быстрыми реакторами, как обязательной и важнейшей составной частью развивающейся отечественной ЯЭ, ставятся новые стратегические задачи, такие как использование оружейного и энергетического плутония как топлива, энергетическая утилизация актиноидов, трансмутация долгоживущих высокоактивных продуктов деления-отходов замкнутого топливного цикла; к этим реакторам предъявляются повышенные технико-экономические требования, такие как обеспечение внутренней безопасности активной зоны за счет использования естественных физических свойств топлива и процессов в твэлах, достижение конкурентноспособности АЭС и ТЭС, работающих на органическом топливе.

Решение каждой из этих отдельно взятых задач может быть осуществлено при использовании освоенных к настоящем}' времени в мировой практике или подлежащих усовершенствованию ядерных технологий. В частности, это касается БН-реакторов, которые, по мнению авторов рабо i [13-16], далеко не исчерпали свои потенциальные и реальные возможности. Например, это относится к проблемам конкуренции по экономическим характеристикам с традиционными тепловыми реакторами [17]. Более того, при определенных условиях (использование металлического топлива в модульном реакторе PRISM, электрохимическая переработка и металлургическая рефабрикация сердечников из сплава U,Pu-10Zr и др.) АЭС с этими реакторами способны конкурировать по экономическим критериям с 'ГЭС на органическом топливе | 18.19).

Гетерогенизация активных зон БН-реакторов рассматривается отечественными и зарубежными специалистами как весьма эффективная и практически доступная технология решения задач увеличения внутренней безопасности (КВА-1) [20,21], энергетической утилизации плутония и сжигания актиноидов [22-26].

В то же время, некоторые присущие натрию специфичные свойства невыгодно отличают ею от других возможных жидкомегаллических теплоносителей для быстрых реакторов, в частности, от свинца. Эти отличия (пониженная температура кипения, пожароопасность. повышенная активируемость нейтронами, повышенная способность замедлять быстрые нейтроны [4]) наряду с целым рядом новых проблем различного типа, возникших на рубеже веков (экономических, политических, экологических и др.) [13,16,27] стимулировали разработку новой модели крупномасштабной (-300 ГВт) длительно действующей перспективной ядерной энергетики России.

Эта модель базируется на исторически длительном (тысячелетия) использовании быстрых реакторов нового типа БРЕСТ с высококипящим, пожаробезопасным, малоактивируемым свинцовым теплоносителем, с плотным и теплопроводным нитридным топливом. Разработанная модель ориентирована на решение всего комплекса проблем ЯЭ, включая самообеспечение топливом, энергетическую утилизацию накопленного плутония, трансмутацию актиноидов, нераспространение и защиту от хищений ядерных оружейных материалов, достижение глобальной экономической безопасности и др. [27-30]. Наиболее доступный вариант реализации этой модели ("компромиссный вариант ЯЭ-3"[28]) предполагает осуществление в течение длительного, но исторически ограниченного периода (-90 лет) расширенного воспроизводства плутония в усовершенствованных быстрых реакторах с натриевым охлаждением типа БН-800 с урановой боковой зоной воспроизводства (реакторы БН-Ъ). Первый этап этого периода (этап ЯЭ-31, -30 лет) отводится на усовершенствование и проверку реакторов БРЕСТ, на ввод в эксплуатацию реакторов БН-Б суммарной мощностью 100 ГВт. На втором этапе (ЯЭ-32, -60 лет) прекращается строительство новых реакторов БН-Б, вводятся в эксплуатацию реакторы БРЕСТ суммарной мощностью 150 ГВт. На третьем этапе (ЯЭ-33. -30 лет) реакторы типа БН выводятся из эксплуатации, а суммарная мощность реакторов БРЕСТ доводится до 220 ГВт.

Таким образом, для большинства возможных вариантов развития отечественной ЯЭ была и остается актуальной проблема создания и использования БН-реакторов, ориентированных на решение задач расширенног о воспроизводства ядерного топлива, энергетическую утилизацию накопленного плутония, сжигание актиноидов и др. Очевидно, что каждая из этих отдельно взятых задач может быть решена наиболее полно в специализированных БН-реакторах (бридерах, конвертерах, утилизаторах плутония, выжигателях актиноидов и др.). Эффективность решения каждой из этих задач увеличивается с увеличением жесткости спектра нейтронов в реакторе, т.е. при использовании поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементом с сердечниками на основе металлического урана с минимальным содержанием замедлителей быстрых нейтронов. Именно поэтому уже в первых зарубежных и отечественных быстрых реакторах (демонстрационных реакторах малой мощности ЕВР1-1, БР-1 и др.) в активной зоне и зоне воспроизводства было использовано металлическое топливо (нелегированное). Однако, дальнейшее развитие быстрые реакторы получили на путях использования оксидного топлива. Во многом это было обусловлено тем, что при требуемых условиях эксплуатации энергетических реакторов нелегированное металлическое топливо подвержено радиационному росту и фазовым превращениям, нестойко к радиационному распуханию, вступает в физико-химические (металлургические) реакции со стальными оболочками. В то же время разработки и исследования по металлическим топливам для БН-реакторов продолжались и в нашей стране, и за рубежом (реакторы ЕВИ-П, Энрико Ферми, РРТР, №11 в США, реактор ОРИ. в Великобритании). При этом за рубежом предпочтение было отдано легированным металлическим топливам [31-34].

Выбор состава металлического топлива имеет принципиальное значение, поскольку он определяет или существенно влияет на большинство технико-экономических параметров элементов, активной зоны, реактора, топливного цикла в целом. Так, выбор в США для тепловыделяющих и воспроизводящих элементов экспериментального реактора ЕВЛ-П (а в дальнейшем и для энергетических быстрых реакторов) высоколегированною (10 % X г) металлического топлива определил:

- необходимость натриевого заполнения элементов с верхним газосборником;

- пониженную плотность топлива в элементах (уЭф = 10.7 г т.а./см');

- необходимость специфичных технологий и оборудования для изготовления и переработки элементов (заполнение элементов натрием, инжекционное литье сердечников, пирометаллургическая переработка);

- низкие параметры воспроизводства (КВ=1. 1,3; Т2=17.Ю0 лет).

Такие технологии изготовления и переработки элементов, такие параметры воспроизводства были признаны неприемлемыми и недостаточными для нашей страны. Согласно рекомендациям ведущих ученых отрасли (Лейпунский А.И., Александров А.П., Казачковский О.Д., Орлов В.В., Цыканов В.А., Митенков Ф.М., Усынин Г.Б. и др.), которые были основаны на расчетах и долгосрочных прогнозах развития АЭ, параметры воспроизводства в отечественных БН-реакторах должны были быть значительно выше (КВ>1,5; Т2<7 лет). При этом разработки элементов с плотными топлива ми (карбидным, нитридным. металлическим), способными обеспечить высокие параметры воспроизводства, рекомендовалось проводить с учетом того, что изготовление, переработку и рефабрикацию разработанных элементов необходимо будет проводить при максимальном использовании уже имеющихся в отрасли мощностей и технологий. Эти мощности и технологии были ориентированы на изготовление элементов с гелиевым заполнением, на переработку облученного топлива методами водной химии.

В отличие от зарубежных LMFR (EBR-II, FFTF, PRISM и др.) в отечественных БН-реакторах (БОР-бО, БН-350, БН-600, БН-800 и др.) невозможна прямая замена заполненных гелием элементов с оксидным топливом и нижним газосборником на заполненные натрием элементы с металлическим (карбидным, нитридным) топливом, для которых необходим верхний газосборник. Невозможны также представительные испытания в действующих БН-реакторах полноразмерных элементов с натриевым заполнением, которые должны предшествовать такой замене.

Столь жестким требованиям, рекомендациям, условиям и ограничениям могли бы удовлетворять элементы, которые должны: иметь эффективную плотность топлива по тяжелым атомам большую, чем известные элементы с металлическим топливом;

- быть в возможно большей степени приемлемыми для изготовления и переработки на оборудовании и по технологиям, освоенным в отрасли;

- быть взаимозаменяемыми со штатными элементами в действующих BFI-реакторах при возможно меньших потерях в значениях энергетических параметров (Тобол., q ,,шх );

- быть приемлемыми для использования в перспективных БН-реакторах, ориентированных на решение специальных задач (энергетическая утилизация накопленного Pu, сжигание актиноидов и др.).

Анализ ситуации показал, что научно-технические обоснования конструктивных, технологических и эксплуатационных параметров таких элементов могут быть выполнены только на основе результатов изучения радиационных свойств металлических топлив, проявляемых ими в специфичных условиях эксплуатации сердечников элементов; на основе разработок и обоснования эффективности новых, не связанных с легированием топлива, принципов и способов ограничения радиационного роста и распухания металлических топлив, улучшения их совместимости с оболочками из ст. ЭИ-847.

Исследования, направленные на достижение этой цели, были начаты в НИИАР в 60-х годах по инициативе и с одобрения руководителей НИИАР, ВНИИНМ, ФЭИ, ОКБМ. Эти работы проводились более 30 лет в творческом сотрудничестве с коллективами материаловедов, физиков, конструкторов, технологов НИИАР, ВНИИНМ и его филиала в г.Электросталь, ИМЕТ АН СССР, ХФТИ АН УССР, ФЭИ, ОКБМ, МАЭК, АОЗТ "МСЗ", АО ЧМЗ, которые возглавляли Самсонов Б.В., Клочков Е.П., Гаджиев Г.И., Бутра Ф.П., Гитова В.В., Бибилашвили Ю.К., Смотрицюий Г.С., Байбурин Г.Г. Глаговский Э.М. Гомозов Л.И., Зеленский В.Ф., Волощук А.И., Матвеев В.И. Кочетков JI.A. Багдасаров Ю.Е., Пахомов В.В., Школьник B.C., Скориков Н.В., Еоловин C.B. и др.

Цель работы

Цель работы заключалась в научно-техническом обосновании конструктивных, технологических и эксплуатационных параметров поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с металлическими урансодержащими сердечниками высокой эффективной плотности применительно к условиям их использования в БН-реакторах на основе результатов изучения радиационных свойств металлических топлив. разработки и изучения эффективности новых принципов и способов ограничения радиационного роста и радиационного распухания, улучшения совместимости с оболочками из стали ЭИ-847 металлического урана и его сплавов с плутонием.

Научная новизна

Новые научно-технические результаты работы заключаются:

- в комплексе изученных радиационных свойств металлических топлив;

- в разработанных на этой основе принципах и способах борьбы с радиационным ростом и радиационным распуханием урана и его сплавов с плутонием, улучшения их совместимости со стальными оболочками;

- в реализованных с использованием этих принципов и способов конструктивных и технологических решениях поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с металлическими урансодержащими сердечниками высокой эффективной плотности.

К новым результатам изучения радиационных свойств металлических топлив относятся:

- установленная зависимость напряжений радиационного роста урана от его исходных прочностных свойств;

- установленная остаточная пластичность при сжатии у хрупких при растяжении облученных металлических топлив;

- установленные закономерности влияния исходных свойств (состав, структура, прочность и термостабильность), технологии изготовления (литые, металлокерамические, композитные топлива) и параметров облучения (температура облучения, скорость выгорания) на скорость свободного распухания металлических топлив;

- установленные закономерности влияния сдерживающих оболочек на радиационное распухание металлических топлив, имеющих различные скорости свободного распухания;

- установленные закономерности переформирования в элементах концентрированной исходной пористости в равномерно распределенную;

- установленные закономерности выделения осколочных газов из сердечников под оболочку элементов;

- установленные закономерности влияния толщины и состава защитных слоев, температуры испытаний на коррозионное повреждение оболочек из стали ЭИ-847.

К новым принципам и способам борьбы с недостатками .металлического топлива относятся:

- принцип силового (механического) ограничения в заранее заданных пределах формоизменений сердечников, обусловленных радиационным ростом. Использование явления интенсивного свободного радиационного роста текстурированных сердечников для предотвращения изменений высоты столба топлива в элементах;

- принцип силового (механического) ограничения в заранее заданных пределах изменений объема сердечников, обусловленных фазовыми переходами и радиационным распуханием. Использование явления интенсивного свободного радиационного распухания и фазовых переходов в нелегированном металлическом топливе для формирования улучшенного теплового контакта сердечников с оболочкой в процессе облучения;

- способы улучшения совместимости сердечников с оболочкой за счет создания неметаллических и металлических защитных слоев на контактирующих поверхностях.

Вышеназванные принципы и способы явились основой для разработки конструкций и технологий, изготовления и реакторных испытаний новых, защищенных 9 авторскими свидетельствами на изобретения, поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов, удовлетворяющих требованиям:

- высокой эффективной плотности топлива (у,ф > 12,5 г т.а./см^;

- технологичности изготовления при использовании оборудования и технологий, освоенных в отрасли;

- взаимозаменяемости со штатными для БН-реакторов поглошающими, воспроизводящими и, в некоторых случаях, тепловыделяющими элементами с сердечниками из диоксида урана.

По всем важнейшим конструктивным и технологическим параметрам разработанные элементы отличаются от известных элементов с высоколегированным металлическим топливом, которые были разработаны в Аргоннской Национальной Лаборатории США для быстрых реакторов EBR-II, им. Энрико Ферми, CRBR, FFTF. PRISM; ALMR (см.табл. 1).

Таблица 1

Параметры элементов для БН-реакторов

Параметры . Известные (AN Г) Разработанные (НИИАР)

Топливо U(U+Pu)-10Zr* U(U+Pu)

Форма сердечника Гладкий цилиндр Фасонный цилиндр

Сердечник Литой Прессованный

Термообработка Закалка lie г

Среда-заполнитель Na Не

Газосборник Верхний Нижний

Защитные слои на оболочке и/или сердечнике Нет Cr, W - на обол., (U,Pu) (0,Cj - на серд.

Эф.ПЛОТНОСТЬ, % Угеор 75 70.95

То же по тяж. ат. 10,7 гт.а./см3 13. .18 гт.а./см1 - здесь и далее содержание компонентов топлива даны в % мае.

Практическая ценность.

Результаты проведенных исследований и разработок представляют практический интерес, востребованы и использованы заинтересованными предприятиями (ФЭИ, ОКБМ, РНЦ "KIT', МИФИ. ВНИИНМ. филиал ВНИИНМ в г. Электросталь, АОЗТ "МСЗ", ПО ЧМЗ, СХК. МАЭК). В частности:

- при разработке документации и изготовлении гекс гурированных фасонных сердечников из нелегированного урана для оснащения элементов в TBC типа БЭ (боковой экран); КС или КВ (компенсирующий выгорание стержень или компенсатор выгорания); ТЭ. НТЭ. ВТЭ (торцевой экран, нижний или верхний); ПКГ, ВКГ, ВТГ (покассетная, внутрикассетная, внутритвэльная гетерогенизация активной зоны) (разработано отраслевое ТУ и изготовлено более 3000 кг сердечников 14 типоразмеров); при разработке документации, изготовлении и облучении в штатных режимах в реакторах БОР-бО и БН-350 более 50 полноразмерных экспериментальных TBC типа БЭ, КС, ТЭ, ПКГ, A3, взаимозаменяемых со штатными TBC этих типов;

- при разработке научно-технических предложений и технических проектов по модернизации действующих (БОР-бО. БН-350, БН-600) и созданию перспективных (БН-800, УН-4, БН-1600) реакторов, ориентированных на использование рекомендованных элементов с металлическими тогшивами высокой эффективной плотности (у,ф =13. 14,7 г T.a./'cMJ ), обеспечивающих возможность достижения более высоких показателей воспроизводства (КВ=Т,61 .2,04; КВА=Т,03. .1,18; Т2 =4.9 лет против КВ=1,03. 1,38; КВА=0,46. .0,84; Т2 >11,5 лет в этих же реакторах при использовании шгашых элементов с оксидным топливом с уЭф. =7,6. .8,5 г т.а./см" ).

На защиту выносятся:

1 .Комплекс результатов изучения радиационных свойств металлических топпив на основе урана применительно к условиям их использования в БН-реакторах, а именно:

- результаты исследований механических свойств и формоизменений текстурированных образцов и сердечников, облученных в условиях механического ограничения их радиационного роста;

- результаты исследований влияния состава, структуры, исходных свойств различных металлических топлив и параметров их облучения на скорость свободного распухания;

- результаты исследований механических свойств, формоизменений, выделения осколочных газов и других макроэффекгов в сердечниках, облученных или облучаемых в условиях механического ограничения радиационног о распухания;

- результаты исследований совместимости оболочек из стали ЭИ-847 с металлическими топливами при использовании металлических и неметаллических защитных слоев на контактирующих поверхностях.

2. Основанные на вышеназванных результатах принципы и способы преодоления недостатков высокоплотных металлических топлив и полезного применения их специфичных радиационных свойств, а именно:

- принцип механического ограничения радиационного роста сердечников; использование направленного в поперечном направлении радиационного роста сердечников для предотвращения роста, распухания и перемещений топливного столба в осевом направлении;

- принцип механического ограничения радиационно-термических увеличений объема сердечников; использование высокой скорости свободного распухания и фазовых переходов в нелегированном металлическом топливе для формирования улучшенного теплового контакта сердечников с оболочкой на начальной стадии облучения элементов; способы улучшения совместимости сердечников с оболочкой за счет создания неметаллических и металлических защитных слоев на контактирующих поверхностях.

3. Разработанные с использованием вышеназванных принципов и способов конструктивные и технологические решения поглогцающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с металлическими урансодержагцими сердечниками высокой эффективной плотности (U-0.15Pu, уэф>12,5 г m.a./Cj\i ); результаты экспериментальных обоснований этих решений в виде графических и аналитических зависимостей для оценки и прогнозирован ия работоспособности подобных элементов в действующих и перспективных БН-реакторах.

Апробация работы

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на:

- секциях №№4,17 НТС № 1 МСМ (г.Москва, февраль 1974 г., апрель 1978 г., февраль 1987 г.);

- межинститутском семинаре при ОНУС ВНИИНМ-НИИАР но твэлам и пэлам с высокоплотными топливами (НИИАР, г.Димитровград, январь 1978 г.);

- ограслевом совещании по использованию металлического топлива в БН-350 (ФЭИ, г.Обнинск, апрель 1979 г.);

- ОНТС ФЭИ-НИИАР (НИИАР, г.Димитровград. февраль 1978 г.; ФЭИ, г.Обнинск, январь 1979 г. февраль 1981 г.); отраслевых совещаниях по тюлам БН-реакгоров и -элементам с металлическим топливом для БН-1600 (ОКБМ, гГорький, октябрь 1980 г., октябрь 1981 г.);

- ОУТ НТС МСМ (ВНИИНМ, г.Москва, январь 1981 г.);

- Всесоюзном семинаре "Методика и техника реакторных и послсреакторных экспериментов в радиационном материаловедении''' (г.Димитровград, 1981);

- межотраслевом совещании по перспективным и альтернативным быстрым реакторам (ФЭИ, г.Обнинск, январь 1982 г.);

-НТС № 1 МСМ (г.Москва, июль 1981 г., май 1983 г. декабрь 1986 i.);

- отраслевых семинарах по прочности и надежности элементов активных зон энергетических ядерных реакторов (ФЭИ, г.Обнинск, февраль 1983 i., апрель 1985, 1987 гг.):

- советско-американском семинаре по проблемам лицензирования быстрых реакторов (Айдахо, США, ноябрь 1990 г.);

- семинаре по динамике ЯЭУ и заседании секции динамики II IС № 1 (г.Димитровград, 1996);

- техническом комитете МАГАТЭ по топливам с низким газовыделением (ВНИИНМ, г.Москва, октябрь 1996 г.);

-семинаре "30 лет эксплуатации реактора БОР-бО" (11ИИАР. декабрь 1999 г.);

-Всесоюзных, межотраслевой и Российской конференциях по реакторному материаловедению (НИИАР, г.Димитровград, 1980. 1988. 1995.2000 гг.).

Результаты работы прошли апробацию на ключевых стадиях топливного цикла БН-реакторов: разработки сердечников, элементов, TBC и реакторов (НИИАР, ВНИИНМ. ФЭИ. РНЦ "КИ"", МИФИ. ОКБМ); изготовление сердечников, элементов и TBC (НИИАР, ВНИИНМ. АО ЧМЗ. СХК, филиал ВНИИНМ в г. Электросталь. АОЗТ •ЬМСЗ,,): эксплуатация TBC (НИИАР. МАЭК).

Публикации.

Результаты исследований опубликованы в 220 работах. Из них 33 журнальных статей, докладов, препринтов, 13 авторских свидетельств, более 150 научных отчетов.

Личный вклад автора.

Автор в течение 22 лет руководил лабораторией, в которой проводились разработки и исследования металлического топлива и твэлов для промышленных и энергетических реакторов. Он является одним из инициаторов и организаторов отечественных НИР по элементам с металлическим топливом для БН-реакторов. В НИИАР эти работы проводились под его научным руководством. Он внес определяющий вклад в получение, анализ и обобщение результатов измерений радиационных свойств металлических гоплив и. на этой основе, в разработку и экспериментальное обоснование новых принципов и способов применения металлических урансодержащих сердечников высокой эффективной плот ности в поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементах для БН-реакторов.

Основные результаты работы заключаются в научно-технических обоснованиях конструктивных, технологических и эксплуатационных параметров поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с сердечниками на основе металлического урана высокой эффективной плотности (уэф.>12,5 г т.а./см3) применительно к условиям их использования в действующих и перспективных БН-реакторах. Составными компонентами этих обоснований являются:

1 .Комплекс результатов изучения специфичных радиационных свойств металлических топлив, включающий:

-результаты исследований механических свойств и формоизменений текстурированного урана, облученного в условиях механического ограничения радиационного роста. Установленное при этом увеличение напряжений радиационного роста урана от степени его упрочнения за счет легирования и термообработки, сохранение остаточной пластичности при действии сжимающих нагрузок;

-результаты исследований влияния технологий изготовления, состава, структуры, исходных свойств металлических топлив и условий их облучения па стойкость к высокотемпературному радиационному распуханию в свободном состоянии. Установленные при этом: составы 30 наиболее свеллингоустойчивых топлив; принципы и способы создания подобных топлив, основанные на растворении легирующих металлических добавок в а- или у-фазе урана, на упрочнении урана керамическими добавками ВеО, 1Ю2 или каркасом из /гС; критерии отбора свеллингоустойчивых топлив по их исходным повышенным механическим свойствам и термостабильности; увеличение скорости распухания с ростом температуры облучения и уменьшения скорости выгорания;

-результаты исследований механических свойств, изменений формы и объема, выделения осколочных газов из урана и его сплавов (в том числе с плутонием), облученных в условиях механического ограничения увеличения объема сердечников из-за фазовых переходов и радиационного распухания. Установленные при этом малые абсолютные значения напряжений газового распухания и высокотемпературных механических свойств при сжатии у стойких и нестойких к распуханию топлив; переформирование всех видов исходной концентрированной пористости в равномерно распределенную микропористость с образованием механического и термического контакта сердечника с оболочкой;

-результаты исследований влияния состава и толщины неметаллических и металлических защитных слоев на контактирующих поверхностях стальных оболочек и топливных сердечников на их совместимость. Установленное при этом уменьшение коррозионных повреждений оболочек из ст.ЭИ-847 при увеличении толщины оксидных слоев выше 5 мкм и металлических слоев (Сг, \\0 выше 15 мкм, при одновременном использовании оксидных и металлических слоев, при размещении оксидных и металлических сердечников в единой оболочке.

2.Разработанные на основе изучения специфичных радиационных свойств металлических топлив "конструктивные," т.е. не связанные с легированием топлива принципы и способы борьбы с радиационным ростом и радиационным распуханием урана и его сплавов с плутонием, улучшения ш совместимости со стальными оболочками, а именно:

-принцип механического ограничения в пределах, заранее заданных геометрией оболочки элемента, формоизменений сердечников, обусловленных радиационным ростом. Использование эффектов радиационного роста текстурированных сердечников для механического "заклинивания" столба топлива в оболочке и предотвращения изменений его высоты в процессе облучения;

-принцип механического ограничения в пределах, заранее заданных геометрией оболочки элемента, изменений объема сердечников из-за фазовых переходов и радиационного распухания. Использование этих объемных изменений, наибольших в нелегированном уране и его сплавах с плутонием, для формирования на начальных стадиях облучения элементов, заполненных гелием, теплового и механического контакта сердечников с оболочкой;

-способы улучшения совместимости сердечников с оболочкой за счет создания неметаллических и металлических защитных слоев на контактирующих поверхностях.

3.Разработанные на основе изученных свойств, принципов и способов оригинальные конструктивные и технологические решения элементов, результаты их изготовления, реакторных испытаний и послереакторных исследований. Установленные при этом возможности изготовления сердечников, сборки элементов и TBC на оборудовании и по технологиям, освоенным в отрасли; возможности создания и использования в действующих БН-реакторах поглощающих, воспроизводящих и, при установленных ограничениях, тепловыделяющих элементов с сердечниками на основе металлического урана высокой эффективной плотности (уЭф>12,5 г T.a./cMJ); возможности использования полученных графических и аналитических зависимостей между конструктивными и эксплуатационными параметрами элементов для оценки и прогнозирования работоспособности подобных элементов в условиях, характерных для перспективных БН-реакторов.

Таким образом, в результате выполнения данной работы получены научно-технические обоснования возможностей создания и обеспечения работоспособности в условиях БН-реакторов поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с сердечниками на основе металлического урана высокой эффективной плотности (уЭф.>12,5 г т.а./см3). Эти обоснования представляют собой крупный вклад в решение имеющей важное народно-хозяйственное значение научной проблемы топливообеспечения развивающейся АЭ, энергетической утилизации Ри и сжигания актиноидов в БН-реакторах.

Представленная работа могла быть выполнена только благодаря творческому участию ведущих специалистов НИИАР, ФЭИ, ОКБМ, ВНИИНМ в постановке целей работы и выборе подходов к их достижению; благодаря всесторонней поддержке и помощи руководителей НИИАР, АС) ЧМЗ, филиала ВНИИНМ в г.Электросталь, АО "МСЗ", МАЭК при организации и проведении технологических, реакторных и послереакторных экспериментов; благодаря непосредственному участию сотрудников различных лабораторий и служб НИИАР в проведении реакторных и послереакторных экспериментов и оформлении их результатов; благодаря участию ведущих специалистов НИИАР, ВНИИНМ, ФЭИ, ОКБМ в критическом анализе экспериментальных результатов и выводов из них.

Всем участникам этой работы автор выражает глубокую признательность и благодарность.

1. Лейпунский А.И., Орлов В.В., Лыткин В.Б.

2. Эффективность использования горючего в энергетических быстрых реакторах. Атомная энергия, 1971, 31, вып.4, С. 383-3920.

3. Атомной энергетике XX лет.

4. Под ред.И.Д.Морохова.-М.: Атомиздат, 1974.-215 с.

5. Александров А.П., Легасов В.А., Сидоренко В.А. и др.

6. Структура атомной энергетики с учетом производства энергии помимо электричества.

7. Атомная энергия, 1977, Т.4, вып.6, С.427-432.

8. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоиздат, 1985.

9. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987.

10. Лейпунский А.И., Африкантов И.И., Казачковский О.Д. и др. Развитие атомной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах в СССР. Доклад №С-190(СССР) на VII Мировой энергетической конференции. Москва, 20-24 августа 1968г.7. Орлов В.В.

11. Каким должно быть время удвоения быстрых реакторов? Атомная энергия, 1971, Т.31, вып.З, С.195.

12. Казачковский О.Д., Мешков А.Г., Митенков Ф.М. и др. Программа и состояние работ по быстрым реакторам в СССР. Атомная энергия, 1977, Т.43, вып.5, С.343-351.9. Шмелев А.И., Юрченко С.Д.

13. О воспроизводстве горючего в быстрых реакторах-размножителях с физически большой и физически малой активной зоной. Физика ядерных реакторов, 1978, №6, С.42-44.10. Троянов М.Ф.

14. Развитие научно-технических основ энергетических быстрых реакторов. Атомная энергия, 1981, Т.50, вып.2, С. 102-110.

15. ДОР НИКИЭТ №1(850) от 18.01.2000 г. 13. ДОР НИИАР №20, октябрь 2000 г.

16. Безопасность и конкурентоспособность ядерной энергетики России. Атомная энергия, 1999, Т.86, вып.1, С.3-10.14. Головнин И.С.

17. Оценка реальных и возможных путей развития долгосрочной ядерной энергетики.

18. Атомная энергия, 1999, Т.86, вып.2, С.83-94.15. Сидоренко В.А.

19. Сопоставление быстрых реакторов со свинцовым и натриевым охлаждением. Атомная энергия, 1999, Т.86, вып.З, С.171-174.

20. Алексеев П.Н., Гагаринский А.Ю., Пономарев-Степной H.H., Сидоренко В.А. Требования к атомным станциям XXI в.

21. Атомная энергия, 2000, Т.88, вып.1, С.3-14.

22. Кочетков JI.A., Сараев О.М., Сукнев K.JI., Кирюшин А.И. и др. Достижение конкурентоспособности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.

23. Атомная энергия, 1997, Т.83, вып.6, С.401-405.18. Quinn J.

24. Concept of US multipurpose advanced liquid metal reactor for the next century. ANP'92. 1992. V.U. p.15.1-1-15.1-5.

25. Матвеев В.И., Мурогов В.М., Погшавский В.М. и др.

26. Современная концепция развития реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Теплоэнергетика, 1994, №5, С.2-10.

27. Алексеев П.Н., Орлов В.В., Прошкин A.A. и др.

28. Концепция высокобезопасного реактора нового поколения с жидкометаллическим теплоносителем LMFR. Атомная энергия, 1989, Т.66, вып.З, С. 155-158.

29. Концепция "активной зоны с нулевым натриевым пустотным коэффициентом" в быстром реакторе с металлическим топливом.

30. ДОР ФЭИ №Ц52, апрель 1992 г.22. Mukaiyama T. et al.

31. Minor Actinide Transmutation in Minor Actinide Burner Reactors. Trans. Amer. Nucl. Soc., 1991, V.64, C.548-550.

32. Рециклирование актинидов в реакторе на быстрых нейтронах типа HFR. ДОР ФЭИ №1192, октябрь 1992 г.

33. Кирюшин А.И., Усынин Г.Б., Усынина С.Г.

34. Энергетическая утилизация трансурановых нуклидов в быстрых реакторах. Атомная энергия, 1996. Т.80, вып.2. С.97-101.25. Усынина С.Г.

35. Разработка методов использования реакторов БН для утилизации плутония. Автореф. дисс. канд. техн. наук. Н.Новгород, НГТУ. 1997.26. Михайлов В.Н.

36. Обоснование возможностей утилизации плутония и выжигания младших актинидов в активной зоне реактора БН-600. М.: Атомпресс, №18(302), май 1998 г.

37. Орлов В.В., Селиверстов М.М., Тищенко В.А. и др. Белая книга ядерной энергетики.

38. Под общ. ред. Е.О.Адамова. 1-е изд. М.: ГУП НИКИЭГ, 1998.

39. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.

40. Модели развития крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным ЯТЦ и достижением радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана. Атомная энергия, 1997, Т.82, вып.1, С.3-9.

41. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др.

42. Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла. Атомная энергия, 1999, Т.86, вып.5, С.361-370.

43. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др.

44. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива и отходовпри неводных методах переработки.

45. Атомная энергия, 2000, Т.89, вып.З, С.203-211.

46. Займовский А.С., Калашников В.В., Головнин И.С. Тепловыделяющие элементы атомных ракторов.1. М.: Атомиздат, 1966.

47. Walters L.C., Seidel B.R. and Kittel J.H.

48. Performance of metallic fuels and blankets in liquid-metal fast breeder reactors. Nuclear technology, 1984, V.65, C. 179-231.

49. Kittel J.H., Frost B.R.T., Mustelier J.P. et.al. History of fast reactor fuel development. Journal of Nuclear Materials, 204(1993), p. 1-13.34. Till C.E., Chang Y.I.

50. Evolution of the liquid metal reactor: the integral fast reactor (IFR) concept. Proceedings of the American Power Conference, 1989, V.51, p.688.35.Bucley S.N.1.radiation growth in alpha uranium. Report AERE-R5262, Harwell, 1966.

51. Конобеевский C.T. Действие облучения на материалы. М.: Атомиздат, 1967.

52. Зеленский В.Ф., Резниченко Э.А. Радиационный рост реакторных материалов. (Аналитический обзор /ХФТИ: В-95, ХФТИ 78-11). Харьков, ХФТИ, 1978.38. Чеботарев Н.Т.

53. Новый механизм радиационного роста урана и других металлов снекубической структурой.

54. Атомная энергия, 1998, Т.85, вып.1, С. 10-19.

55. Сергеев Г.Я., Титова В.В., Борисов К.А. Металловедение урана и некоторых реакторных материалов. М.: Атомиздат, 1960.

56. Емельянов B.C., Евстюхин А.И. Металлургия ядерного горючего. М.: Атомиздат, 1964.

57. Скоров Д.М., Бычков Ю.Ф., Дашковский А.И., Чепкунов В.В. Реакторное материаловедение.1. М.: Атомиздат, 1968.

58. Сокурский Ю.Н., Стерлин Я.М., Федорченко В.А. Уран и его сплавы.1. М.: Атомиздат, 1964.

59. Конобеевский С.Т., Бутра Ф.П., Головченко Ю.М., Бычков Б.А. Влияние облучения на механические свойства монокристаллов альфа-урана различных ориентировок.

60. Сборник трудов НИИАР "Радиационная физика твердого тела и реакторноематериаловедение".

61. М.: Атомиздат, 1970, С.178-185.

62. Головченко Ю.М., Бутра Ф.П., Портнов В.Ф. и др.

63. Механические свойства монокристаллов альфа-урана, облученных в состоянии свободного и сдержанного радиационного роста. Атомная энергия, 1974, Т.37, вып.4, С.316-321.

64. Бутра Ф.П., Евкина З.Ф., Фуфаева O.JI.

65. Изменение структуры монокристаллов альфа-урана, деформированных растяжением до разрыва.

66. Физика металлов и металловедение, 1963, Т. 15, вып.6, С.873-879.

67. Головченко Ю.М., Воробьев М.А., Бычков Б.А. и др. Исследования прутковых твэлов реактора КС-150. Сборник трудов научно-технической конференции

68. Атомная энергетика, топливные циклы, радиационное материаловедение". T.II, Ульяновск, октябрь 1970 г. М.: СЭВ, 1971, С. 406-435.

69. Головченко Ю.М., Воробьев М.А., Бычков Б.А. и др. Механические свойства урана, облученного до выгорания 0,45% т.а.

70. Сборник трудов НИИАР "Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение". М.: Атомиздат, 1970, С. 185-191.

71. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф.

72. Радиационная стойкость тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1966.

73. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоиздат, 1987.

74. Решетников Ф.Г., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др.

75. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. М.: Энергоиздат, 1995.

76. Завгородний А.Я., Головченко Ю.М.

77. Радиационное распухание металлического уранового топлива. (Аналитический обзор НИИАР), Димитровград, 1975 г.

78. Варне Р.С., Черчмэн А.Т., Кэртис Г.

79. Распухание облученного урана и диффузия инерного газа в нем.

80. Труды Второй Международной конференции по мирному использованиюатомной энергии. Т.6. М., 1959, С.325-363.53. Weber I.W.

81. Fission gas yield in uranium metal.

82. Journal of Nuclear Materials, 1963, v.10, №1, p.67-69.54. Beck W.N. etal.

83. Performance of Advanced U-Pu-Zr Alloy Fuel Elements Under Fast Reactor Conditions.

84. Trans.Am.Nucl.Soc., 10, 106(1967).55. Kelman I.R. et al.

85. Status of Metallic Plutonium Fast Power-Breeder Fuels.

86. Plutonium 1965, Proc. 3rd Jnt. Conf. Plutonium, London, November 22-26, 1965.56. Beck W.N. et al.1.radiation Perfomance of Fast Reactor Uranium- Plutonium Metal Fuels. Nuclear Metallurgy, 13, 507 (1968).57. Blake L.R.

87. Achieving high burn-up in fast reactors.

88. Reactor Science and Technology (J.N.E. Parts A/B), №1 (1961), p.31-48.

89. Lehman L., Blanchard P. Gonflement de combustibles metalliques.

90. Bulletin d'Information. Scientifique et Techniques, №148, May 1970, p.13-31.

91. Kulchinsky G.L., Leggett R.D., Hann C.R. and Mastel B.

92. Fission gas induced swelling in uranium at high temperatures and pressures. Journal of Nuclear Materials, v.30, №3, 1969, p.303-313.60. Erlander M.

93. The effect of neutron irradiation certain fuels used in gas-grapfite type reactors. Доклад 28/p/97 на Третьей международной конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1964).

94. Kramer D., Johnson W.Y. and Rhodes C.G.

95. Reduction of fission-product swelling in uranium alloys by means of finely dispersed phases.

96. Journal institute of Metals, 1965, v.93, part 5, p. 145-152.62. Hudson B.

97. The distribution of and swelling produced by fission gas bubbles in a and (3 uranium irradiated under low stress.

98. Journal of Nuclear Materials, V.22 (1967). №2, p. 121 -136.

99. Самсонов Б.В., Шулимов В.Н.

100. Экспериментальный ампульный канал для облучения материалов в реакторе СМ-2 с регулированием температуры расходом теплоносителя. Препринт НИИАР: П-10, 25 с . Мелекесс, 1968.

101. Самсонов Б.В., Цыканов В.А., Шулимов В.Н.

102. Использование металло-металлического контакта в ампульных устройствахвысокопоточного реактора.

103. Препринт НИИАР: П-101, 50 с. Мелекесс, 1971.

104. Цыканов В.А., Самсонов Б.В.

105. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973.

106. Вологцук А.И., Гайдамаченко Г.С., Головченко Ю.М. и др. Уран, упрочненный частицами окиси бериллия.

107. Атомная энергия, 1970,Т.29, вып.З, С. 178-183.

108. Волощук А.И., Вотинова В.В., Головченко Ю.М. и др.

109. Достижение глубоких выгораний в металлокерамических урановых сплавах. Атомная энергия, 1973, Т.34, вып.4, С. 288.

110. Волощук А.И., Головченко Ю.М., Завгородний А.Я. и др.

111. Распухание урана при низкотемпературном облучении до глубокого выгорания. Атомная энергия, 1974, Т.37, вып.З, С. 212-215.

112. Волощук А.И., Головченко Ю.М., Зеленский В.Ф. и др.

113. Корреляция характера распухания и термической ползучести некоторых сплавов урана.

114. Атомная энергия, 1978, Т.45, вып.2, С. 145-147.

115. Головченко Ю.М., Завгородний А .Я., Зеленский В.Ф. и др.

116. Изучение влияния легирования и условий облучения на распухание урановою металлического топлива.

117. ВАНТ, серия "Атомное материаловедение'", вып.2(5), Москва. BI1ИИПМ. С.З- 1 1.

118. Головченко Ю.М., Гомозов Л.И., Махова В.А. и др. Сплав на основе урана.

119. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №63334 от 07.06.72 г.

120. Головченко Ю.М, Гомозов Л.И., Махова В.А. и др. Сплав на основе урана.

121. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №67429 от 21.11.72 г.73. Бугров В.А., Иванов О.С.

122. Ползучесть сплавов системы и-2г-№> в у-состоянии. Физико-химия сплавов и тугоплавких соединений с торием и ураном. М.: Наука, 1968, С.92-97.74. Бугров В.А., Иванов О.С.

123. Твердость сплавов системы и-2г-№) в у-состоянии. Там же, С.86-92.

124. Головченко Ю.М., Зеленский В.Ф., Завгородний А.Я. и др.

125. Влияние легирования на радиационное распухание металлических сплавов урана. Отчет Г-2587. Димитровград: НИИАР-ХФТИ, 1973.

126. Киттел Дж.Н., Бирлайн Т.К., Хейворд Б.О., Тэрбер У.С. Поведение металлических топлив при облучении.

127. Доклад 28/Р/239 на Третьей международной конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1964).

128. Казачковский О.Д., Лебедев И.Г., Головченко Ю.М. и др.

129. Облучение металлического нелегированного урана до выгорания 4-5% при различной величине компенсирующего объема и толщине оболочки. Отчет Г—1414. Димитровград: НИИАР, 1970.

130. Казачковский О.Д., Лебедев И.Г., Сыч А.П., Матвеев Н.П. Формирование структуры сердечника твэлов из металлического урана в процессе облучения.

131. Сборник трудов НИИАР "Радиационная физика твердого тела и реакторное материаловедение".М.: Атомиздат, 1970, С.203-208.79. Сыч А.П.

132. Экспериментальное исследование поведения металлического нелегированного урана в прочной оболочке при облучении до глубоких выгораний. Дисс. .канд.техн.наук.-Димитровград, 1973.

133. Казачковский О.Д., Цыканов В.А., Головченко Ю.М. и др.

134. Изыскание стойких к радиационному формоизменению составов металлического горючего и конструкций твэлов с металлическим горючим при глубоких выгораниях и высоких температурах. Отчет Г-1225. Димитровград: НИИАР, 1969.

135. Цыканов В.А., Давыдов Е.Ф., Головченко Ю.М., Сыч А.П. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора.

136. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №625481 от 26.05.78.

137. Головченко Ю.М., Шулимов В.Н., Титов О.В. и др.

138. Исследование распухания сплавов урана в оболочке из нержавеющей стали при температурах 500 и 650°С применительно к разработке ма1ерпалов сердечников пэлов компенсаторов выгорания. Отчет Г-2896. Димитровград: НИИАР-ВНИИНМ, 1977.

139. Головченко Ю.М., Завгородний А.Я., Титов О.В. и др.

140. Исследование распухания сплавов урана в свободном состоянии и в оболочке из нержавеющей стали при температуре 800°С применительно к разработке материалов сердечников пэлов компенсаторов выгорания. Отчет Г-3190. Димитровград: НИИАР-ВНИИНМ, 1978.

141. Титова В.В., Иванов С.П., Головченко Ю.М. и др.

142. Сравнительные исследования распухания сплавов урана в свободном состоянии и в оболочке из нержавеющей стали при температурах 500, 650 и 800°С применительно к разработке материалов сердечников пэлов компенсаторов выгорания.

143. Отчет Г-3584. Димитровград: НИИАР-ВНИИНМ, 1980.

144. Цыканов В.А., Головченко Ю.М., Клочков Е.П. и др.

145. Радиационные испытания в петле ПМ-1 реактора МИР и послереакторные исследования опытных твэлов с металлическим топливом для реактора большой мощности (типа БН-600). Отчет Г-2067. Димитровград: НИИАР, 1974.

146. Головченко Ю.М., Николаев H.H., Клочков Е.П. и др.

147. Радиационные испытания в реакторе МИР и послереакторные исследования твэлов с металлическими топливами для быстрых реакторов. Отчет Г-2474. Димитровград: НИИАР, 1975.

148. Головченко Ю.М., Титов О.В., Клочков Е.П. и др.

149. Исследование опытных элементов с сердечниками из сплавов урана, облучавшихся в натриевой петле реактора МИР. Отчет Г-2690. Димитровград: НИИАР-ВНИИНМ, 1976.

150. Головченко Ю.М., ПоленокВ.С., Клочков Е.П. и др.

151. Испытание и исследование твэлов с сердечниками из нелегированных уран-плутониевых металлических стержней, засыпанных порошком металлического урана. Отчет Г-2948. Димитровград: НИИАР, 1977.

152. Аверьянов П.Г., Клочков Е.П., Цыканов В.А. и др. Экспериментальная натриевая петля реактора МИР. Препринт НИИАР И-121, Мелекесс, 1971.90.Hofman G.L.1.radiation Behavior of Experimental Mark-Ii EBR-I1 Driver Fuel. Nuclear Technology, 47, 7 (1980).

153. Walters L.C., Seidel B.R. and Kittel J.H.

154. Performance of metallic fuels and blankets in liquid-fast breeder reactors. Nuclear Technology, v.65, 1984 p.179-231.

155. Lahm C.E., Koenig J.F., Pähl R.G. et .al. Experience with advanced driver fuels in ERR-II. Journal of Nuclear Materials, 204 (1993) p. 119-123.

156. Завгородний А.Я., Головченко Ю.М.

157. Распухание облученного металлического топлива при изотермических отжигах и механическом сдерживании.

158. ВАНТ, серия: "Атомное материаловедение", вып. 3(20), М., 1985.94. Шолохов A.A. и др.

159. Определение температуры в твэлах ядерного реактора. М.: Атомиздат, 1978.

160. Головченко Ю.М., Махин В.М., Неверов В.А. и др.

161. О длине аккомодации гелия в зазоре между топливом и оболочкой. Атомная энергия, 1982, Т.53, вып.5, С.330-331.

162. Цыканов В.А., Спиридонов Ю.Г., Головченко Ю.М. и др. Исследование тепловой проводимости зазора между сердечником из металлического урана, покрытого окисной пленкой, и оболочкой твэла.

163. Отчет 0-1038. Димитровград: НИИАР, 1975.

164. Цыканов В.А., Самсонов Б.В., Головченко Ю.М. и др.

165. Исследование теплофизических характеристик опытных твэлов с сердечниками из металлического урана при заполнении зазоров гелием или порошком урана. Отчет 0-1705. Димитровград: НИИАР, 1979.

166. Маркин С.А., Никольский Р.В., Головченко Ю.М. и др.

167. Изучение теплофизических характеристик пакетов и твэлов с различными топливными композициями в активной зоне реактора БОР-бО. Отчет 0-2019. Димитровград: НИИАР, 1980.

168. Fehrenbach P.J, Cotnam K.D, Morel P.A. In-reactor thermal conductivity of U-Si-Al.

169. Report AECL-5104. Chalk River, Ontario, Canada, 1975.

170. Головченко Ю.М, Иванов В.Б.

171. Твэлы с нелегированным металлическим топливом. Изучение поведения в номинальных и аварийных режимах.

172. Доклад на советско-американском семинаре "Проблемы лицензирования реакторов на быстрых нейтронах".США, Иллинойс -Айдахо, Аргонская Национальная Лаборатория, 29 октября-3 ноября 1990 г.

173. Маркин С.А, Асеев H.A., Цыканов В.А., Щучкин А.Н.

174. Результаты внутриреакторных исследований условий работы твэлов с различными топливными композициями в активной зоне реактора БОР-бО. Отчет 0-2018. Димитровград: НИИАР, 1980.

175. Осаждение из газовой фазы/ Под ред. К.Пауэлла и др. М.: Атомиздат, 1970.103. Соколов Ф.Ф.

176. Создание метода и разработка технологии нанесения защитных покрытий из хрома на внутреннюю поверхность стальных оболочек и экспериментальное исследование их работоспособности. Дисс.канд. техн. наук. -Димитровград, 1975.104. Карпов В.М.

177. Обеспечение совместимости металлического уранового топлива со сталью ОХ16Н15МЗБ при температурах работы твэла промышленного реактора на быстрых нейтронах.

178. Автореф.дисс.канд. техн. наук. -Москва, 1979.105. Митин B.C., Заорский А.Ю.

179. Применение барьерных покрытий в конструкциях твэлов ядерных реакторов. ПрепринтВНИИНМ: 11(11), 48 с. Москва. 1976.106. Сергеев B.C.

180. Диффузионные процессы в материалах атомной техники. Автореф. дисс. .докт.техн.наук,- Москва, 1982.107. Раков Э.Г., Велешко H.A.

181. Получение покрытий и изделий из вольфрама водородным восстановлением его гексафторида.

182. Атомная техника за рубежом, №1, 1974.

183. АнтипинаМ.М., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С. и др.

184. Испытание опытных твэлов типа БН-600 в реакторе БОР-бО до различных выгораний.

185. Атомная энергия, 1976, Т.40, вып. 1, С. 16-27.109.Walters L.C., Kittel J.H.

186. Development and perfomance of metal fuel elements for fast breeder reactors. Nuclear Technology, 1980, v. 48, №3, p. 273-280.

187. Котельников Р.Б., Башлыков C.H., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо.1. М.: Атомиздат, 1978.

188. Герасимов В.В. Коррозия урана и его сплавов. М.: Атомиздат, 1965.

189. Бессонов А.Ф., Власов В.Г.

190. Фазовые превращения при окислении металлического урана. Физика металлов и металловедение, Т.11, вып.6, 1961.

191. Коррозионностойкий уран. Патент №3547709 (США). 1972.

192. Казачковский О.Д., Цыканов В.А., Головченко Ю.М., Сыч А.П. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора и способ его изготовления. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №678980 от 16.04.79 г.

193. Zegler S.T. and Walter С.М.

194. Compatibility between metalllic U-Pu-base fuel and potential cladding materials. AIME Nuclear Metallurgy Symposium, Phoenix, Arizona (October 4-6, 1967).

195. Головченко Ю.М., Поленок B.C., Сыч А.П., Безменова С.A. Сердечник тепловыделяющего элемента и способ его изготовления. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №87078 от 01.07.81 г.

196. Головченко Ю.М., Гончаренко Ю.Д., Еремин С.Г. и др.

197. Способ получения защитного покрытия на металлическом сердечнике топливного элемента.

198. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №1382266 от 15.11.87 г.

199. Цыканов В.А., Головченко Ю.М., Поленок B.C. и др.

200. Тепловыделяющий или воспроизводящий элемент ядерного реактора (его варианты) и способ его эксплуатации.

201. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ № 1031347 от 22.03.83 г.119. Кузнецов И.А.

202. Аварийные и переходные процессы в быстрых реакторах. М. : Энергоатомиздат, 1987.120. Кутайцев В.И.

203. Сплавы тория, урана и плутония. М.: Госатомиздат, 1962.

204. Головченко Ю.М., Сыч А.П., Шешунов В.П. и др.

205. Результаты исследований оболочек из сл.ЭИ-847 с вольфрамовым мокры ! нем на внутренней поверхности, нанесенным способом химической кристаллизации из газовой фазы.

206. Отчет 0-1129. Димигровград: НИИАР, 1976.

207. Головченко Ю.М., Токаев Ю.Н., Поляков Ю.Г. Тепловыделяющий элемент ядерного реактора.

208. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №649263 от 27.10.78 т.

209. Николаев H.H., Соколов В.Ф., Юрченко А.Д. и др.

210. Защитное покрытие из пиролигического хрома на оболочках твэлов из алюминиевого сплава.

211. ПрепринтНИИАР-9(655), 25 с.Димитровград, 1985.

212. Юрченко А.Д., Соколов В.Ф., Головченко Ю.М. и др.

213. Технология, свойства и результаты испытаний защитного покрытия из пиролигического хрома.

214. Препринт НИИАР-2 (846), 36 с. Димитровград, 1994.

215. Митин B.C., Дружинин Л.К., Титов О.В., Головченко Ю.М. и др. Сердечник тепловыделяющего элемента и способ его изготовления. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №111619 от 08.12.76 г.

216. Головченко Ю.М., Клочков Е.П., Смотрицкий Г.С. и др.

217. Исследование легированных уран-плутониевых сплавов и твэлов с сердечниками из этих сплавов.

218. СВАНТ. Серия "Атомное материаловедение", вып.З (20), 1983.

219. Головченко Ю.М., Сыч А.П., Шешунов В.П. и др.

220. Опыт изготовления и радиационное поведение твэлов (пэлов) скомбинированным сердечником.

221. Отчет Г-3002. Димитровград: НИИАР, 1978.

222. Головченко Ю.М., Бычков Б.А., Шешунов В.П. и др.

223. Исследование совместимости оболочек из ст.ЭИ-847 с вольфрамовым покрытием с сердечниками из уран-плутониевого сплава и поведение твэлов с искуственными дефектами на оболочках при послереакторных отжигах. Отчет Г-4008. Димитровград: НИИАР, 1982.

224. Цыканов В .А., Головченко Ю.М., Сыч А.П. и др.

225. Разработка, испытания и исследования твэлов и пэлов с нелегированным металлическим урановым и уран-плутониевым топливами применительно к их использованию в компенсаторах выгорания, зонах воспроизводства и активной зоне реакторов типа БН.

226. Сводный отчет Г-3673. Димитровград: НИИАР, 1981.

227. Головченко Ю.М., Никольский Р.В., Поленок B.C. и др.

228. Результаты исследования твэлов и пэлов с металлическим топливом для реакторов типа БН.

229. Сводный отчет Г-4460. Димитровград: НИИАР, 1983.

230. Rousseau J., Truffert J., Courtois С. Mecanique de l'aiguille libre avec fil espaceur,

231. В сб.: Communications de la partie française au seminaire franco-sovietique sur l'aiguille combustible. 18-26 mai 1981. Saclay-Fontenay-Cadarache.

232. Титова В.В., Головченко Ю.М., Иванов С.П. и др.

233. Головченко Ю.М., Сыч А.П., Бычков Б А. и др.

234. Результаты исследований твэлов с оксидным топливом и торцевыми экранами из нелегированного металлического урана, облученных в реакторе БОР-бО. Отчет Г-5595. Димитровград: НИИАР, 1988.

235. Цыканов В.А., Гаджиев Г.И., Головченко Ю.М. и др.

236. Ядерное топливо на основе металлических урана, плутония и сплавов для реакторов на быстрых нейтронах. Технологические разработки и исследования, проведенные в НИИ АР. Сводный отчет 0-4205. Димитровград: НИИАР, 1993.135. Головченко Ю.М.

237. Твэлы с нелегированным металлическим топливом для БН-реакторов. Изучение поведения в номинальных и аварийных режимах. Доклад на 6-ой Российской конференции по реакторному материаловедению. 11-15 сентября 2000 г., г.Димитровград.136. Barnes R.S.

238. A theory of swelling and gas release for reactor materials. Journal of Nuclear Materials, 1964, 11, №2, p. 135-148.

239. Головченко Ю.М., ПоленокВ.С., Смирнов В.П., Сухих A.B. Количественные измерения распределения плутония в смешанном уран-плутониевом топливе методом а-радиографии. Препринт НИИАР. П-3 (362). Димитровград, 1979.

240. Цыканов В.А., Головченко Ю.М., Поленок B.C. и др. Перераспределение плутония в металлическом топливе.

241. В сб. СВАНТ, серия "Атомное материаловедение". -Вып. 1-2 (18-19), 1983.

242. Головченко Ю.М., Сухих A.B. Определение выхода Кг-85 под оболочку твэла.

243. Тезисы докладов Всесоюзного семинара "Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении". Димитровград: НИИАР, 1984. С.25.

244. Головченко Ю.М., Сухих A.B., Клочков Е.П.

245. Способ определения целостности оболочек облученных твэлов. Авторское свидетельство на изобретение ВНИИГПЭ №1267976 от 01.06.86 г.

246. Головченко Ю.М., Сыч А.П., Еремин С.Г. и др.

247. Испытания в реакторе БОР-бО до выгорания 4,4% т.а. и послереакторные исследования экспериментальной TBC АЗ-8М, содержавшей твэлы с топливом из сплава U-15Pu.

248. Отчет Г-5805. Димитровград: НИИАР, 1988.142. Головченко Ю.М.

249. Способ коррозионно-термических испытаний. Патент РФ №1783383 от 27.03.96 г.

250. Бычков Б.А., Гаджиев Г.И., Головченко Ю.М. и др.

251. Реакторные испытания и послереакторные исследования TBC бокового экрана реактора БОР-бО с металлическим и окисным воспроизводящим материалом. Сводный отчет Г-4998. Димитровград: НИИАР. 1985.

252. Liu Y.Y., Tsai H., Billone M.C. et. al.

253. Behaviour of EBR-II Mk-V-type fuel elements in simulated ioss-of-flow tests. Journal of Nuclear Materials 204 (1993), p.194-202.

254. Cohen A.B., Tsai H., and Neimark L.A.

255. Fuel/cladding compatibility in U-19Pu-10Zr/HT9-clad fuel at elevated temperatures. Ibid, p.p.244-251.

256. Головченко Ю.М., Зебарева Г.А., Мальцева Е.Б. и др.

257. Поведение облученных твэлов с оксидным, металлическим, дисперсионным топливом при локальных аварийных перегревах.

258. Сборник докладов четвертой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. Т.1, С.178-190. Димитровград, НИИАР, 1996.

259. Королев Ю.М., Столяров В.И.

260. Восстановление фторидов тугоплавких металлов водородом. М.: Металлургия, 1981.148.Till С.Е. and Chang Y.I.

261. Evolution of the liquid metal reactor: the integral fast reactor (I PR) concept. Proceedings of the American Power Conference, v. 51, p.688 (1989).

262. Cahalan J. and Wigeland R.

263. Performance of metal and oxide fuels during accidents in a large liquid metal cooled reactor.

264. US-USSR seminar on fast neutron reactor safety approaches. USA, Argonne, IL, 29.10-03.11.1990.

265. Тейковцев A.A., Гаджиев Г.И., Корольков A.C. и др. Анализ перегрузок №№43,44 реактора БОР-бО.

266. Отчет ОД-3537. Димитровград: НИИАР, 1987.151. Wright А.Е.

267. Transient testing of metallic fuel in the TREAT reactor.

268. US-USSR seminar on fast neutron reactor safety approaches. USA, Argonne, IL, 29.10-03.11.1990.

269. Gyorey G.L., Pedersen D.R. and Rosen S.

270. Safety aspects of the USA advanced liquid metal cooled reactor program. International Fast Reactor Safety Meeting, USA, Utah, Snowbird, August 12-16, 1990.

271. Головченко Ю.М., Шайхиев А.И.

272. Использование инженерной методики для расчета работоспособности твэлов с металлическим топливом и оптимизации их параметров.

273. Тезисы докладов II и III отраслевых семинаров по прочности элементов активных зон ядерных энергетических реакторов (Обнинск, февраль 1983 г., 1985 г.). Москва, ГКАЭ, ЦНИИАИ, 1986.154. Лихачев Ю.И., Пупко В .Я.

274. Прочность тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. М.:Атомиздат, 1975.

275. Головченко Ю.М., ЗебареваГ.А.

276. Послереакторные исследования облученных в БОР-бО твэлов с металлическим U-15Pu и U-топливом из TBC АЗ-14М (выгорание 6,2% т.а.) и U-805 (8,5 лет эксплуатации).

277. Отчет 0-4181. Димшровград: НИИАР, 1992.

278. Поленок B.C., Головченко Ю.М.

279. Экспериментальное обоснование ресурса твэла реактора БОР-бО со смешанным металлическим топливом по деформационному критерию.

280. Тезисы докладов II и III отраслевых семинаров по прочности элементов активных зон ядерных энергетических реакторов (Обнинск, февраль 1983 г., 1985 г.). Москва, ГКАЭ, ЦНИИАИ, 1986.157. Поленок B.C.

281. Поведение металлического уран-плутониевого сердечника в оболочке из ст. ЭИ-847 при облучении в ядерном реакторе. Дисс.канд. техн. наук.-Димитровград, 1985.

282. Till С.Е. and Chang Y.I. The integral fast reactor.

283. Advances in Nuclear Science and Technology , v.20, 1988.159.Hofman G.L.1.radiation behavior of experimental Mark-II EBR-II driver fuel. Nuclear Technology, v.47, 1980.

284. Цыканов B.A., Давыдов Е.Ф., Головченко Ю.М. и др.

285. Исследования твэлов с сердечниками из нелегированного металлического топлива для БН-реакторов.

286. Доклад на 1-ой Всесоюзной конференции по реакторном) материаловедению 14-17 октября 1980 г., Димитровград.

287. Маершин A.A., Цыканов В.А., Гаджиев Г.И., Головченко Ю.М. и др. Опыт испытания перспективных топливных композиций в реакторе БОР-бО. Сборник докладов семинара "30 лет эксплуатации реактора БОР-бО". Димшровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2000. С.75-84.

288. Акт технической приемки НИР "Разработка технологии и выпуск промышленной партии сердечников для элементов реакторов БОР-бО, БН-350". Исх. ЧМЗ №А-2676 от 19.12.80.

289. Акты об изготовлении сборок типа КС, НТЭ, БЭ, ПКГ+-ВТГ.

290. Исх. Электростальского филиала ВНИИНМ №05-06/133 от 15.04.82; №№20-05/446-449 от 01.08.85.

291. Акт о внедрении результатов НИР.

292. Исх. Электростальского филиала ВНИИНМ от вх. №420/83 от 14.11.83.

293. Акт о внедрении результатов НИР. Исх. АОЗТ "МСЗ" №KCJI-1207 от 10.11.83.

294. Акт о внедрении результатов НИР. Исх. МАЭК №БР-18 от 18.01.84.

295. Техническое решение о продлении срока эксплуатации до 400 эф. суток опытно-штатных компенсаторов выгорания типа КСД в реакторе БН-350. Исх. МАЭК №БР-43 от 11.01.87.

296. Аннотационный отчет об испытаниях в реакторе БН-350 экспериментальных TBC.

297. Исх. МАЭК №БР-327 от 16.12.87.

298. Головнин И.С, Головченко Ю.М, Меньшикова Т.С. и др.

299. Элемент поглощающий компенсирующего стержня ядерного энергетического реактора УН-4.

300. Пояснительная записка 311064000ПЗ. Москва: ВНИИНМ-НИИАР, 1987.

301. Аннотационный отчет по этапу "Разработка технической документации на экспериментальные пэлы, компенсаторы выгорания и элементы зон воспроизводства с изготовлением образцов и проведение радиационных испытаний".

302. Исх. филиала ВНИИНМ в г.Электросталь №Ф-880 от 18.11.87.

303. Акт о внедрении результатов НИР. Исх. ИАЭ от вх. №Э-198 от 20.12.83.

304. Акт о внедрении результатов НИР. Исх. ОКБМ №11/14-М1195 от 24.08.83.

305. Акт о внедрении результатов НИР. Исх. ФЭИ №ФЭ-1577 от 31.10.83.

306. Троянов М.Ф., Кочетков Л.А., Матвеев В.И. и др.

307. Научно-технические предложения по проведению НИОКР в обоснование использования в реакторе БН-350 металлического топлива. Уч. ФЭИ №ФЭ-1118 от 26.06.86.

308. Кирюшин А.И., Троянов М.Ф, Васильев Б.А. и др.

309. Научно-технические предложения по гетерогенной активной зоне реактора БН-800 для эффективной наработки низкофонового плутония. ОКБМ, ФЭИ, инв.№ Ин-21264, 1987.

310. Троянов М.Ф, Матвеев В.И, Самойлов О.Б, Кирюшин А.И, Васильев Б.А. и др. Реактор БН-1600. Расчеты физические активной зоны с оксидным топливом и зоны воспроизводства. 100 PP. 13.

311. Отчет ФЭИ и ОКБМ. Инв.№1938, 1981.

312. Сидоренко В.А, Орлов В.В, Самойлов О.Б, Кирюшин А.И. и др. Реактор БН-1600. Расчеты физические и теплогидравлические гетерогенной активной зоны с окисным и металлическим топливом в TBC. 100 PP.20.

313. Отчет ИАЭ и ОКБМ. Инв. №1949, 1982.