Разработка способа изготовления таблеток ядерного топлива из дисилицида триурана и изучение их физико-химических свойств тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Рукосуев Виктор Евгеньевич

• Рукосуев Виктор Евгеньевич
• кандидат наук
• 2026

Оглавление диссертации кандидат наук Рукосуев Виктор Евгеньевич

Список общепринятых сокращений

Введение

Глава 1. Дисилицид триурана как перспективный топливный материал

1.1 Существующие технологии получения

1.1.1 Получение дисилицида триурана как химического соединения

1.1.2 Получение порошка путем размола

1.1.3 Прессование порошка и спекание прессовки

1.2 Механические свойства

1.3 Теплофизические свойства

1.4 Коррозионная стойкость

1.5 Взаимодействие дисилицида триурана с другими материалами

1.6 Экономические аспекты

Выводы по главе

Глава 2. Методическое обеспечение

2.1 Методы исследования состояния и свойств

2.1.1 Исследование морфологии и микроструктуры

2.1.2 Рентгеновский анализ фазового состава

2.1.3 Измерение плотности

2.1.4 Измерение размеров частиц порошков

2.1.5 Измерение микротвердости и трещиностойкости

2.1.6 Измерение коэффициента линейного термического расширения

2.1.7 Измерение теплоемкости

2.1.8 Измерение температуропроводности

2.1.9 Измерение коррозионной стойкости

2.2 Исходные материалы

2.3 Перспективные методы получения дисилицида триурана

2.3.1 Получение дисилицида триурана из фторидов

2.3.2 Карботермический синтез

Глава 3. Получение образцов дисилицида триурана

2

3.3 Получение слитка дисилицида триурана методом дуговой плавки

3.3.1 Использование порошкового кремния

3.3.2 Использование крупных кусков кремния

3.4 Получение порошка дисилицида триурана путем размола слитка

3.4.1 Помол в шаровой мельнице

3.4.2 Помол в жидкой среде

3.4.3 Помол в вибрационной мельнице

3.4.4 Влияние параметров помола на размеры частиц порошка

3.5 Прессование порошка

3.6 Взаимодействие с материалами подложек

3.7 Спекание

Выводы по главе 3. Итоговая технология и получение таблеток

Глава 4. Анализ свойств полученных таблеток

4.1 Структура дисилицида триурана

4.2 Механические свойства дисилицида триурана

4.3 Теплофизические свойства

4.3.1 Коэффициент линейного термического расширения

4.3.2 Теплоемкость

4.3.3 Температуропроводность

4.3.4 Теплопроводность

4.4 Коррозия в пароводяной среде

Выводы по главе

Заключение

Список литературы

Список общепринятых сокращений

EBSD - electron backscatter diffraction (дифракция обратно-рассеянных электронов)

LOCA - loss-of-coolant accident (авария с потерей теплоносителя)

RIA - reactivity insertion accident (авария, вызванная вводом реактивности)

АЗ - активная зона

АСММ - атомная станция малой мощности ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор ГП - горячее прессование

КЛТР - коэффициент линейного термического расширения

МА - минорные актиноиды

МРСА - микрорентгеноспектральный анализ

ОДОП - объемная доля открытых пор

РФА - рентгено-фазовый анализ

РЭМ - растровая электронная микроскопия

СПС - спарк-плазменное спекание

СФС - структурно-фазовое состояние

ТП - теоретическая плотность

ТХЭ - тетрахлорэтилен

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка способа изготовления таблеток ядерного топлива из дисилицида триурана и изучение их физико-химических свойств»

Актуальность проблемы

В настоящее время одной из наиболее актуальных тем в ядерной энергетике является улучшение эксплуатационных характеристик ядерного топлива, а также повышение степени безопасности при его использовании, в частности, создание топлива, устойчивого к аварийным ситуациям. В современных водо-водяных реакторах чаще всего в качестве материала для оболочки твэла используется цирконий, что обусловлено его высокой коррозионной стойкостью в воде, температурой плавления и низким сечением захвата тепловых нейтронов. Однако у этого материала есть и недостатки, одним из которых является экзотермическая пароциркониевая реакция, протекающая с образованием оксида и выделением водорода и тепла [1].

Одним из путей решения проблемы является нанесение защитного покрытия на классические оболочки из циркония, что привлекательно с точки зрения сокращения затрат на переоснащение производственной цепочки. Альтернативой могут служить оболочки, изготовленные из таких материалов, как сплав FeCrAl или композитный материал SiC/SiC. Однако это сопряжено с определенными проблемами. В частности, сплав FeCrAl имеет более высокое сечение захвата тепловых нейтронов (в 4-6 раз выше, чем у оболочки из циркониевых сплавов [2]), из-за чего для сохранения вырабатываемой мощности требуется более высокое обогащение топлива, что приводит к дополнительным расходам. Композитный материал SiC/SiC имеет крайне низкую технологичность, что не позволяет на данный момент получать длинномерные изделия [3].

Возможным решением может быть использование топливных материалов,

отличных от диоксида урана, в частности, такого материала как дисилицид

триурана UзSi2. В качестве перспективного ядерного топлива, этот материал

обладает рядом привлекательных характеристик, среди которых намного более

высокая теплопроводность, растущая с повышением температуры, в отличие от

традиционно используемого диоксида урана [4], а также более высокое (на 17%

5

больше, чем у диоксида урана) содержание урана. Это может привести к уменьшению температуры в центре топлива на 400 °С [5] при использовании стандартного материала оболочки из циркония, что позволит увеличить размер топливных таблеток и объемное содержание топлива в АЗ. Более высокая плотность по урану позволяет использовать меньшее обогащение, что экономически выгодно. Перспективным представляется и использование такого топлива в сочетании с оболочками из вышеуказанных сплава FeCrAl и композитного материала SiC/SiC. В таблице 1 приведены сравнительные экономические характеристики оксидного топлива в сопоставлении с дисилицидом урана.

Таблица 1 - Экономическое сопоставление двух видов топлива [6]

Топливный материал Материал оболочки Обогащение, % Цена за 1 мегаватт-час, $ Экономия, %

UзSi2 SiC 4,72 9,93 7,5

Ш2 Zr 4,55 10,74 -

Помимо перспектив использования дисилицида триурана совместно с новыми оболочками, он также рассматривается как перспективное топливо для АСММ. Более высокая плотность в сочетании с высокой ураноемкостью позволят увеличить загрузку урана по сравнению с традиционно использующимся топливом из диоксида урана, а значительно более высокая теплопроводность (в 10 раз при температуре эксплуатации) позволит обеспечить сравнительно низкую температуру в центре АЗ реактора.

Главные трудности, связанные с внедрением дисилицида триурана -отсутствие достаточного массива данных по его поведению в условиях, типичных для АЗ энергетического реактора. Есть сообщения о низкой коррозионной

стойкости дисилицида триурана в пароводяной среде. Также есть проблемы с технологией его массового производства.

В связи с вышеизложенным, данная работа посвящена разработке способа получения топливных таблеток дисилицида триурана из чистых компонент, с последующим анализом теплофизических, механических и коррозионных свойств полученных таблеток.

Цель и задачи работы

Целью работы было создание лабораторной технологии производства топливных таблеток из дисилицида триурана и анализ их эксплуатационных характеристик.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

1. Определено влияние характеристик используемого сырья, а также параметров плавки на фазовую чистоту получаемого слитка.

2. Определено влияние способов помола слитка, параметров прессования и спекания порошка на конечную плотность и фазовую чистоту таблетки.

3. Получены и проанализированы основные эксплуатационные характеристики таблеток из дисилицида триурана, такие как КЛТР, теплоемкость, теплопроводность, размер зерна, трещиностойкость, микротвердость и модуль Юнга.

4. Проведены коррозионные испытания полученных таблеток дисилицида триурана в пароводяной среде в присутствии материала оболочки твэла (сплав Э110).

Объект и предмет исследования

Объектом диссертационного исследования являются таблетки ядерного топлива на основе дисилицида триурана.

Предметами диссертационного исследования являются процессы получения дисилицида триурана, таблеток из него, а также их свойства.

Научная новизна работы

1. На основании термодинамических расчетов впервые обоснована невозможность получения чистого однофазного дисилицида триурана напрямую из Ие или из ИОг методом карботермического синтеза.

2. Впервые установлены зависимости между параметрами плавки (время, масса шихты, число переплавов), составом исходных компонентов и фазовым составом получаемого слитка дисилицида триурана, что позволило определить условия получения однофазного материала.

3. Впервые установлены закономерности получения топливных таблеток из дисилицида триурана с заданными свойствами, которые использовались при производстве экспериментальной партии твэлов в реальном производстве.

4. Получены температурные зависимости теплофизических свойств (теплопроводность, температуропроводность, теплоёмкость, линейное расширение) таблеток дисилицида триурана с плотностью 96-97 % от теоретической.

5. Впервые исследовано взаимодействие дисилицида триурана с рядом керамик и тугоплавких металлов при высоких температурах и экспериментально обоснован выбор инертных материалов (оксиды иттрия, циркония, бериллия и молибден), не взаимодействующих с дисилицидом триурана до его температуры плавления.

6. Выявлены закономерности фрагментации дисилицида триурана в водяном паре и температурно-временной диапазон его устойчивости к коррозии в пароводяной среде, имитирующей условия аварии с разрывом оболочки.

Практическая значимость работы

1. Разработан технологически упрощённый лабораторный способ изготовления топливных таблеток дисилицида триурана, включающий минимальное число стадий и обеспечивающий достижение плотности до 97 % ТП при низком содержании кислорода (< 2 мас.%), на основе которого может быть разработана опытно-промышленная технология.

2. Полученные значения механических характеристик и температурные зависимости теплофизических свойств позволяют проводить расчет термомеханического поведения твэлов в условиях эксплуатации ядерного реактора.

3. Обоснован выбор совместимых с дисилицидом триурана в условиях высокой температуры материалов, таких как оксид иттрия, оксид бериллия, оксид циркония и молибден, что позволяет повысить надёжность экспериментов, исключить загрязнение материала реакционными продуктами и является необходимой предпосылкой для выбора конструкционных материалов оснастки при переходе от лабораторного этапа к опытно-промышленному производству.

4. Установлены температурно-временные пределы устойчивости дисилицида триурана в пароводяной среде, что имеет прикладное значение для выбора режимов его эксплуатации и проектирования твэлов и ТВС в реакторах водо-водяного типа.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Установленные закономерности влияния состава шихты, параметров плавки и режимов прессования на микроструктуру, плотность и фазовую чистоту таблеток из дисилицида триурана необходимы при разработке промышленной технологии производства.

2. Разработанный лабораторный способ получения таблеток дисилицида триурана, включающий дуговую плавку, одностадийный помол и спекание, позволяет получать необходимую геометрическую форму таблеток, плотность до 97 % ТП и высокие эксплуатационные характеристики.

3. Экспериментально определённые значения механических характеристик (микротвёрдость, модуль Юнга, трещиностойкость) и температурные зависимости теплофизических свойств (теплопроводность, теплоёмкость, температуропроводность, линейное расширение) изготовленных таблеток из дисилицида триурана обеспечивают расчетно-экспериментальное обоснование их внедрения.

Достоверность научных положений, результатов и выводов

Достоверность изложенных научных положений, полученных результатов и сформулированных выводов обеспечена применением комплекса общепризнанных методов исследования структуры и свойств материалов на современном сертифицированном оборудовании, строгим учётом погрешностей измерений и воспроизводимостью экспериментальных данных. Анализ результатов проводился на основе современных представлений о кристаллической структуре, теплофизических, термодинамических и физико-механических свойствах изучаемых объектов. Экспериментальные и расчётные данные согласуются между собой и не противоречат опубликованным литературным источникам.

Личный вклад автора

Личный вклад автора в данную работу заключается в том, что все результаты, представленные в работе, были либо получены лично автором, либо при его непосредственном участии. Автор принимал участие в постановке задач, в подготовке публикаций и докладов на конференциях.

Соответствие диссертации паспорту научной специальности

Диссертационная работа по своему содержанию соответствует следующим пунктам паспорта специальности 1.3.8 - Физика конденсированного состояния:

1. Теоретическое и экспериментальное изучение физической природы и свойств неорганических и органических соединений как в кристаллическом (моно- и поликристаллы), так и в аморфном состоянии, в том числе композитов и гетероструктур, в зависимости от их химического, изотопного состава, температуры и давления;

6. Разработка экспериментальных методов изучения физических свойств и создание физических основ промышленной технологии получения материалов с определенными свойствами.

Апробация работы

Основные положения данной работы были представлены и обсуждены на следующих научных конференциях и семинарах:

• XXII Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам (АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Московская область, Россия, 2022)

• 20-ая международная on-line школа-конференция им. Б.А. Калина (НИЯУ МИФИ, Москва, Россия, 2022)

• Межотраслевая научно-техническая конференция «Реакторные материалы атомной энергетики» (Екатеринбург, 2023)

• Compatibility Between Coolants and Materials for Fusion Facilities and Advanced Fission reactors (МАГАТЭ, Вена, 2023)

• Научно-техническая конференция «Материалы ядерной техники» (Москва, 2023)

Результаты диссертации использовались АО «ВНИИНМ» в ходе работ по проекту «Разработка толерантного топлива на основе U3Si2 для реакторов ВВЭР и PWR», входящего в ЕОТП ГК «Росатом». Публикации

По теме диссертации опубликовано 2 статьи в рецензируемых научных изданиях, индексируемых в международных базах данных Scopus и Web of Science (4 квартиля), а также зарегистрировано 2 РИД.

1. Rukosuev V.E., Shornikov D.P., Tenyshev A.V. et al. High-Temperature Interaction of Triuranium Disilicide with Ceramics and Refractory Materials // Phys. Atom. Nuclei. - 2024. - Vol.87, №10. - pp. 1410-1415. (WoS Q4; Scopus Q4)

2. Rukosuev V.E., Tenyshev A.V., Lysikov A.V. et al. Behavior of Triuranium Disilicide in Water Vapor // Steel in Translation. - 2024. - Vol.53, №11. - pp. 915-921. (Scopus Q4)

3. Дегтярев Н.А., Рукосуев В.Е., Лысиков А.В. и др. Метод изготовления специальных образцов для измерения температуропроводности топливных таблеток на основе урана и его соединений // ноу-хау АО «ВНИИНМ» №26-3608-РИД-н-КТ-кт от 30.10.2024.

4. Рукосуев В.Е., Лысиков А.В., Сивов Р.Б. и др. Способ получения крупки дисилицида триурана контролируемого размера фракции // ноу-хау АО «ВНИИНМ» № 26-2386-РИД-Н-КТ-кт от 22.08.2023.

Структура и объем диссертации

Диссертация изложена на 1 32 страницах, содержит 75 рисунков и 39 таблиц, состоит из списка сокращений, введения, четырех глав, заключения и списка литературы из 11 7 источников.

Глава 1. Дисилицид триурана как перспективный топливный материал

К свойствам топливных материалов предъявляется ряд требований. Они должны иметь удовлетворительные теплофизические и механические свойства, не взаимодействовать с материалами оболочки и теплоносителем, не менять значительно свои свойства под облучением. Обзор некоторых важных эксплуатационных свойств дисилицида триурана будет приведен ниже.

1.1 Существующие технологии получения

Получение стехиометрического дисилицида триурана осложняется практически полным отсутствием у U3Si2 области гомогенности [7], что можно пронаблюдать на приведенной на рисунке 1.1 диаграмме состояния.

О 203040 50 60 70 КО и, мас.% до 100 2000 1...Д..!■■■'-и-Н--—, ■ 1................., .........г—-г^р-—-U

О К) 20 30 40 50 60 70 «О 90 100

Si и< ат,% U

Рисунок 1.1 - Диаграмма состояния U-Si [7]

Это накладывает строгие требования по контролю фазовой чистоты конечного продукта. Основным методом получения таблеток из дисилицида урана на данный момент считается порошковая металлургия. Слиток, который размалывают в порошок, получают, как правило, дуговой плавкой чистых компонент. Можно выделить следующие фазы изготовления топливной таблетки из дисилицида триурана:

1. Получение дисилицида триурана как химического соединения.

2. Получение порошка путем размола.

3. Прессование порошка и спекание прессовки.

Далее рассмотрим каждую стадию более подробно.

1.1.1 Получение дисилицида урана как химического соединения

Подавляющее большинство работ [8-15] используют для получения слитка дисилицида триурана дуговую плавку чистых компонент. Следует обратить внимание на то, что поскольку область гомогенности у дисилицида практически отсутствует, то используемые материалы должны быть как можно более чистыми. Возможна дуговая плавка смеси порошков, компакта из смеси порошков или же смеси из кусков металла.

Порошок урана для таких целей обычно получают методом гидрирования-дегидрирования, для чего кусок металлического урана очищается от оксидов на его поверхности (обычно раствором азотной кислоты с концентрацией 10-20 %) и органических следов (для этого пользуются этанолом или трихлорэтиленом или перхлорэтиленом). Средняя масса кусков, подвергающихся гидрированию-дегидрированию, составляет от 10 до 25 грамм. Процесс заключается в выдержке урана в атмосфере водорода при температуре от 150 °С до 300 °С с последующей выдержкой в вакууме при температуре от 150 °С до 300 °С. Длительность - от получаса до двух часов [10, 14].

Для дуговой плавки следует брать либо вещества в стехиометрическом соотношении (92,7 мас.% урана и 7,3 мас.% кремния), либо добавлять избыточное

количество кремния. Добавлять кремний следует из расчета потенциальных его потерь из-за разбрызгивания при дуговой плавке, помимо этого также избыточное количество кремния может служить для уменьшения доли других силицидов урана и фазы твердого раствора на основе урана в конечном слитке. Однако по другим источникам может быть целесообразнее исключить излишки кремния, для повышения гомогенности [13]. Также для повышения гомогенности переплавку слитка следует провести несколько раз, что позволит достичь высокой степени фазовой чистоты, заставляя прореагировать непрореагировавший уран и кремний.

Получение предварительного компакта из порошков, как сообщается, приводит к более плотному контакту между частицами кремния и урана, что облегчает формирование дисилицида триурана при плавке. Еще сильнее формирование дисилицида триурана можно улучшить предварительным отжигом компакта, который поспособствует агломерации урана и кремния [14].

Помимо дуговой плавки, также практиковалось прямое спекание, когда смесь порошков урана и кремния нагревают в печи в инертной атмосфере. Лучшие результаты показало спекание в вакууме на подложке из оксида магния при температуре 1550 °С. Плотность образцов при этом находится в пределах от 96,8 до 98,4 % от ТП [8]. Однако такой способ чреват высоким загрязнением оксидными фазами, фазами непрореагировавших кремния и урана, а также других силицидов.

Помимо подобных классических способов получения дисилицида триурана из порошков урана и кремния, предлагался альтернативный способ синтеза через фториды урана для сокращения производственной цепочки [16-19]. Это продемонстрировано на рисунке 1.2 [16], в качестве реагентов рассматривались чистый кремний и силан.

В случае с ЦР6 все реакции по получению силицидов урана экзотермические;

в случае с Ш4 реакции эндотермические, но после 1415 °С, когда тетрафторид

урана и кремний становятся газом и жидкостью соответственно, реакции

становятся экзотермическими [17]. Наиболее вероятно получить дисилицид

триурана реакцией между гексафторидом урана и силаном (строго говоря, при

температуре реакции силан разложится на кремний и водород, так как температура

15

диссоциации силана составляет 420 °С), так как такая реакция является энергетически более выгодной чем остальные уже с 420 °С, при этом примерно с 670 °С она становится спонтанной, что отображено на рисунке 1.3.

Рисунок 1.2 - Существующие и предполагаемые способы получения дисилицида

триурана [16]

Рисунок 1.3 - Зависимость энергии Гиббса от температуры для реакции

Шб +81И (или 31+И2) [16]

Видно, что в определенном диапазоне температур идут реакции между чистым кремнием и фторидами урана, в состоянии порошка и в расплаве. Однако конечный продукт определенно не будет состоять из одной только и3Б12-фазы, в силу большого числа протекающих реакций между фторидами урана и кремнием, что может потребовать соответствующей термической обработки для получения

однофазного состояния. Более перспективным представляется использование газообразного силана SiH4 (или кремний-водородной смеси Si + И2 при температуре выше температуры диссоциации силана 420 °С), так как при повышенных температурах реакция получения дисилицида триурана из гексафторида является преобладающей по отношению к остальным реакциям получения силицидов, однако термическая обработка все равно будет необходима, так как остальные реакции в той или иной степени тоже будут проходить. Экспериментально была проверена пока только реакция 3ЦГ4 + ^ и3812 + 3Б1Е4, но итоговый продукт реакции не содержал дисилицида триурана вообще [18]. Что касается реакции с силаном, то ее технически сложно провести из-за его опасности для здоровья и высоких требований к оснастке, чтобы та не подверглась коррозии в его присутствии. Все это ставит под сомнение перспективность использования фторидов для прямого получения дисилицида триурана.

Также рассматривается возможность получения дисилицида триурана из порошков чистых компонент аддитивными методами [20-21]. Все эксперименты проводились с использованием суррогатов вместо дисилицида триурана, в качестве суррогатов выступали дисилициды цезия, гафния и циркония. Удалось получить дисилициды циркония и гафния, дисилицид церия получить не удалось предположительно из-за большой разницы в температуре плавления компонент -798 °С у Се и 1414 °С у Si. Разработка аддитивного метода получения дисилицида триурана находится на самой ранней стадии, но предварительные эксперименты на суррогатных материалах показывают существование такой возможности.

Дуговая плавка, таким образом, является основным проверенным способом получения дисилицида триурана, однако существующие технологии переусложнены из-за наличия таких стадий как гидрирование-дегидрирование урана, получение компакта из порошка кремния и урана, и его предварительного отжига. Следует рассмотреть возможность отказа от этих шагов. Остальные способы получения дисилицида триурана менее перспективны, но следует рассмотреть их возможность хотя бы с точки зрения термодинамики.

1.1.2 Получение порошка путем размола

Размол целесообразно проводить в несколько стадий. Первоначальный крупный слиток следует размолоть в молотковой мельнице, чтобы получившиеся более мелкие частицы можно было подвергнуть дальнейшей обработке в планетарной мельнице. В качестве материала для мелющих тел и сосуда, как правило, выступает оксид циркония [13-14]. Помол в планетарной мельнице аналогично может проходить в несколько стадий. Для уменьшения потери порошка могут использоваться добавки - олеиновая кислота или полиэтиленгликоль (0,2 мас.% или меньше) [14]. Это особенно актуально из-за высокой плотности дисилицида триурана относительно керамик. В случае использования добавки, после помола ее следует удалить путем нагревания порошка в вакууме до температуры разложения добавки. Пример распределения частиц по размерам после помола приведен на рисунке 1.4 [14].

0.1 1 10 100

Размер частиц, мкм

Рисунок 1.4 - Распределение частиц порошка по размерам при разных режимах

помола [14]

Следует помнить о высокой склонности дисилицида триурана к окислению и проводить помол с использованием защитных атмосфер. Режим помола следует

подбирать, т.к. размер частиц на выходе влияет на дальнейшие этапы производства и конечную плотность таблетки после спекания. Использование добавок и многостадийный помол излишне усложняют технологию, добавляя новые стадии в процесс изготовления таблеток. Следует рассмотреть возможность отказа от этого.

1.1.3. Прессование порошка и спекание прессовок

Форму для прессования необходимо смазывать. Обычно в роли смазки выступает стеарат цинка [13]. В качестве связующего материала для прессования есть опыт использования РОЬУЫОХ™ WSR-301 в количестве менее 0,2 мас.% [14] (опционально можно заменить другим связующим). Обычно прикладывается давление в диапазоне от 120 МПа до 250 МПа, при этом время прессования не играет особой роли. Достаточная плотность прессовки - 60-65% ТД, дальнейшее повышение может снизить плотность спечённых таблеток.

Спекание обязательно проводится или в вакууме, или в инертной атмосфере, для предотвращения окисления. Типичный температурный профиль спекания приведен на рисунке 1.5 [13]. Предварительный двухчасовой отжиг при 600 °С в данном случае используется для удаления связующего. Температура спекания колеблется между 1200 и 1600 °С, а время выдержки может составлять от нескольких до 48 часов [21]. В случае особо длительных времен спекания требуется как можно более чистая по кислороду инертная среда, что позволяет получить дисилицид триурана высокой плотности. Сообщается, что использование танталовых тиглей, а также помещение прессовки между двумя танталовыми таблетками помогает предохранить спекаемую таблетку от излишнего окисления, так как определенная его степень будет всегда наблюдаться даже при использовании защитных атмосфер.

Помимо обычного спекания с предварительным прессованием, также получил распространение метод спарк-плазменного спекания [9,22-24]. Он позволяет совместить стадии прессования и спекания, а также понизить температуру и уменьшить время спекания до 5 минут (без учета времени,

затрачиваемого на нагрев и охлаждение до температуры спекания). Температуры спекания лежат в диапазоне от 850 до 1300 °С, а давление - от 40 до 75 МПа. Используется обычная графитовая оснастка. Уже при температуре спекания в 1000 °С получается достичь относительной плотности дисилицида триурана более 95 % ТП. Помимо этого, метод спарк-плазменного спекания обеспечивает лучший контроль микроструктуры получаемого образца, что, в свою очередь, положительно сказывается на термических и механических свойствах спеченных таблеток. В частности, увеличивается по сравнению с получаемыми обычным спеканием таблетками трещиностойкость (3-3,5 МПам0,5 против 1 МПам0,5 у обычного спекания, то есть рост более чем в 3 раза [25]) при той же твердости.

V .

л ---. ..... - - . . - ...

V 1 4 > I » 11 Н И Й

Время, ч

Рисунок 1.5 - Режим спекания таблеток из дисилицида триурана [13]

Для упрощения технологии следует рассмотреть прессование дисилицида триурана без использования связующего, это устранит стадии его введения в порошок и предварительного отжига.

1.2 Механические свойства

В то время как теплофизические свойства являются основными при оценке использования материала в качестве ядерного топлива, механические свойства имеют значение для оценки деформации твэла при условиях нормальной эксплуатации, различного рода переходных процессов и аварий. Поэтому необходимо знать эти свойства, для предсказания возможного поведения топлива при значительном тепловом градиенте.

В работе [26] исследовалось четыре образца, полученных при разных условиях. Измеренная твердость, рассчитанная методом Виккерса, представлена на рисунке 1.5. Полученные данные можно сравнивать с твердостью диоксида урана. В работе [27] указано, что твердость диоксида урана по Виккерсу лежит в пределах от 4,6 до 6,2 ГПа. В работе [28] проводился более подробный анализ, с учетом плотности и пористости образцов. Для низкоплотных образцов диоксида урана твердость лежит в пределах от 3,5 до 5,5 ГПа, для высокоплотных - от 5,6 до 6,5 ГПа. Данные из работы [26] хорошо согласуются с результатами более ранних работ [29, 30]. Из данных рис. 1.6 следует, что дисилицид триурана несколько тверже диоксида.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Рукосуев Виктор Евгеньевич, 2026 год

Список литературы

1. Terrani K. A. Accident tolerant fuel cladding development: Promise, status, and challenges // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 501. - pp. 13-30.

2. Younker I., Fratoni M. Neutronic evaluation of coating and cladding materials for accident tolerant fuels // Progress in Nuclear Energy. - 2016. - V. 88. - pp. 10-18.

3. Petrie C. M. et al. Experimental design and analysis for irradiation of SiC/SiC composite tubes under a prototypic high heat flux // Journal of Nuclear Materials. - 2017. - V. 491. - pp. 94-104.

4. Antonio D. J. et al. Thermal and transport properties of U3Si2 // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 508. - pp. 154-158.

5. Metzger K. E., Knight T. W., Williamson R. L. Model of U3Si2 fuel system using BISON fuel code. - Idaho National Laboratory (INL), 2014. - №. INL/CON-13-30445.

6. Ray S., Johnson S. C., Lahoda E. J. Preliminary assessment of the performance of SiC based accident tolerant fuel in commercial LWR systems // Reactor Fuel Performance Meeting, Charlotte, NC. - 2013.

7. Middleburgh S. C. et al. Non-stoichiometry in U3Si2 // Journal of Nuclear Materials. -2016. - V. 482. - pp. 300-305.

8. Harp J. M. et al. Preliminary investigation of candidate materials for use in accident resistant fuel. - Idaho National Laboratory (INL), 2013. - №. INL/CON-13-28403.

9. Mohamad A. et al. Thermal and mechanical properties of polycrystalline U3Si2 synthesized by spark plasma sintering // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2018. - V. 55. - №. 10. - pp. 1141-1150.

10. 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. 466. - pp. 728-738.

11. Harp J. M., Lessing P. A. Uranium silicide fabrication for use in LWR accident tolerant fuel // Transactions. - 2014. - V. 110. - №. 1. - pp. 990-993.

12. Hoggan R. E., Harp J. M. Initial Microstructure Evaluation of a U3Si2+ W Fuel Pin Fabricated Via Arc Melt Gravity Drop Casting // JOM. - 2018. - V. 70. - №. 2. - pp. 214-218.

13. Wagner A. R. et al. Fabrication of stoichiometric U3Si2 fuel pellets // MethodsX. - 2019. - V. 6. - pp. 1252-1260.

14. Harp J. M., Lessing P. A., Hoggan R. E. Methods of forming triuranium disilicide structures, and related fuel rods for light water reactors : пат. 10109381 США. - 2018.

15. Yan T. et al. Initial oxidation of U3Si2 studied by in-situ XPS analysis //Journal of Nuclear Materials. - 2019. - V. 520. - pp. 1-5.

16. S. Ray et al, Westinghouse accident tolerant fuel program—current results & future plans // TopFuel 2015. - American Nuclear Society, Zurich (Switzerland) Sep. 13-17. - 2015. - pp. 57-69.

17. H.R. Foxhall, S.L. Owens, D.T. Goddard, Thermodynamic modeling of a single-stage production route for U3Si2 accident tolerant fuel // TopFuel 2015, poster. -American Nuclear Society, Zurich(Switzerland) Sep. 13-17. - 2015. - pp. 10-19.

18. Goddard et al, Manufacturability of U3Si2 and its high temperature oxidation behavior // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15.

- 2016. - pp. 31-39.

19. Goddard et al, Progress in the development of high density fuels for enhanced accident tolerance // TopFuel 2018. - American Nuclear Society, Prague (Czech Republic), 30 Sept-04 Oct. - 2018. - p. A0090.

20. Franco R., Johnathan F. Characterization of direct additive manufactured U3Si2 surrogate to predict U3Si2 microstructures. - Idaho National Lab. (INL), Idaho Falls, ID (United States), 2018. - №. INL/EXT-17-44166-Rev000.

21. Nelson A. T. et al. Overview of properties and performance of uranium-silicide compounds for light water reactor applications // Transactions. - 2014. - V. 110.

- №. 1. - pp. 987-989.

22. Lopes D. A. et al. Spark plasma sintering and microstructural analysis of pure and Mo doped U3Si2 pellets // Journal of Nuclear Materials. - 2017. - V. 496. - pp. 234-241.

23. Gong B. et al. U3Si2 and UO2 composites densified by spark plasma sintering for accident-tolerant fuels // Journal of Nuclear Materials. - 2020. - pp. 152147.

24. Bateman A. Ball Milling and Spark Plasma Sintering of Cerium Silicides as a Surrogate Nuclear Fuel. - 2013.

25. Johnson K. et al. Oxidation of accident tolerant fuel candidates // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2017. - V. 54. - №. 3. - pp. 280-286.

26. Metzger K. E. et al. Determination of mechanical behavior of U3Si2 nuclear fuel by microindentation method // Progress in Nuclear Energy. - 2017. - V. 99. - pp. 147-154.

27. Kurosaki K. et al. Nanoindentation studies of UO2 and (U,Ce)O2 // Journal of alloys and compounds. - 2004. - V. 381. - №. 1-2. - pp. 240-244.

28. Kapoor K. et al. Fracture properties of sintered UO2 ceramic pellets with duplex microstructure // Journal of nuclear materials. - 2007. - V. 366. - №. 1-2. - pp. 87-98.

29. Domagala R. F., Wiencek T. C., Thresh H. R. Some properties of U-Si alloys in the composition range U3Si to U3Si2. - 1985. - №. ANL/RERTR/TM--6..

30. Snyder M. J., Duckworth W. H. Properties of some refractory uranium compounds. - BMI (Battelle Memorial Institute (United States)), 1957. - №. BMI-1223.

31. Carvajal-Nunez U. et al. Determination of elastic properties of polycrystalline U3Si2 using resonant ultrasound spectroscopy // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 498. - pp. 438-444.

32. Laux D. et al. Determination of high burn-up nuclear fuel elastic properties with acoustic microscopy // Journal of Nuclear Materials. - 2012. - V. 420. - №. 1-3. -pp. 94-100.

33. Shimizu H. The properties and irradiation behavior of U3Si2. - Atomics International, 1965.

34. Padel A., De Novion C. Constantes elastiques des carbures, nitrures et oxydes d'uranium et de plutonium //Journal of Nuclear Materials. - 1969. - V. 33. - №. 1. - pp. 40-51.

35. Rice R. W. Effects of inhomogeneous porosity on elastic properties of ceramics //Journal of the American Ceramic Society. - 1975. - V. 58. - №. 9-10. - pp. 458-459.

36. Kovacik J. Correlation between Young's modulus and porosity in porous materials // Journal of materials science letters. - 1999. - V. 18. - №. 13. - pp. 10071010.

37. Shimizu H. The properties and irradiation behavior of U3Si2. - Atomics International, 1965..

38. White J. T. et al. Thermophysical properties of U3Si2 to 1773 K // Journal of Nuclear materials. - 2015. - V. 464. - pp. 275-280.

39. White J. T., Nelson A. T. Thermal conductivity of UO2+ * and U4O9-; // Journal of nuclear materials. - 2013. - V. 443. - №. 1-3. - pp. 342-350.

40. Joshua T. White et al, State of knowledge and challenges of U-Si compounds for use in light water reactor accident tolerant fuel designs // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15. - 2016. - pp. 1367-1374.

41. Srinivasu K., Modak B., Ghanty T. K. Electronic structure and thermophysical properties of U3Si2: A systematic first principle study // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 510. - pp. 360-365.

42. Ranasinghe J. I. et al. Study on radial temperature distribution of aluminum dispersed nuclear fuels: U3O8-Al, U3Si2-Al, and UN-Al // Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science. - 2018. - V. 4. - №. 3.

43. Jossou E. et al. Anisotropic thermophysical properties of U3Si2 fuel: An atomic scale study // Journal of Nuclear Materials. - 2019. - V. 521. - pp. 1-12.

44. Hales J. D., Gamble K. A. Preliminary evaluation of FeCrAl cladding and U-Si fuel for accident tolerant fuel concepts. - Idaho National Lab.(INL), Idaho Falls, ID (United States), 2015. - №. INL/CON-14-33932.

45. Gurruchaga J. R. An estimation of blowdown PCT during a LBLOCA for various ATF // TopFuel 2015, poster. - American Nuclear Society, Zurich(Switzerland) Sep. 13-17. - 2015. - pp. 198-205.

46. Loch L. D. et al. Survey of refractory uranium compounds. - Battelle Memorial Inst., Columbus, Ohio, 1956. - №. BMI-1124.

47. Taylor K. M., McMurtry C. H. Synthesis and Fabrication of Refractory Uranium Compounds. Summary Report for May 1959 Through December 1960. -Carborundum Co. Research and Development Div., Niagara Falls, NY, 1961. - №. ORO-400.

48. Noordhoek M. J. et al. Phase equilibria in the U-Si system from first-principles calculations // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - V. 479. - pp. 216-223.

49. Birtcher R. C., Richardson J. W., Mueller M. H. Amorphization of U3Si2 by ion or neutron irradiation // Journal of nuclear materials. - 1996. - V. 230. - №. 2. - pp. 158-163.

50. Zachariasen W. H. Crystal chemical studies of the 5f-series of elements. VIII. Crystal structure studies of uranium silicides and of CeSi2, NpSi2, and PuSi2 // Acta Crystallographica. - 1949. - V. 2. - №. 2. - pp. 94-99.

51. Remschnig K. et al. Structural chemistry and magnetic behavior of binary uranium silicides // Journal of Solid State Chemistry. - 1992. - V. 97. - №. 2. - pp. 391399.

52. Wang T. et al. First-principles investigations on the electronic structures of U3Si2 // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - V. 469. - pp. 194-199..

53. Obbard E. G. et al. Anisotropy in the thermal expansion of uranium silicide measured by neutron diffraction // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 508. - pp. 516-520.

54. Cape J.A., Taylor R.E.,Thermal Properties of Refractory Materials. -Atomics International, 1961.

55. Hesselmann K., Knacke O., Kubaschewski O. (ed.). Thermochemical properties of inorganic substances. - Springer-Verlag, 1991.

56. White J. T. et al. Thermophysical properties of U3Sis to 1773 K // Journal of Nuclear Materials. - 2015. - V. 456. - pp. 442-448.

57. Rosen M. et al. Transformation twins and the elastic properties of U3Si at low temperatures // The Philosophical Magazine: A Journal of Theoretical Experimental and Applied Physics. - 1973. - V. 28. - №. 5. - pp. 1007-1014.

58. Chattaraj D., Majumder C. Structural, electronic, elastic, vibrational and thermodynamic properties of U3Si2: A comprehensive study using DFT // Journal of Alloys and Compounds. - 2018. - V. 732. - pp. 160-166.

59. Wood E. S., White J. T., Nelson A. T. Oxidation behavior of U-Si compounds in air from 25 to 1000 C // Journal of Nuclear Materials. - 2017. - V. 484. -pp. 245-257.

60. Wood E. S. et al. U3Si2 behavior in H2O: Part I, flowing steam and the effect of hydrogen // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 501. - pp. 404-412.

61. Nelson A. T. et al. U3Si2 behavior in H2O environments: Part II, pressurized water with controlled redox chemistry // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 500. - pp. 81-91.

62. Maskova S., Miliyanchuk K., Havela L. Hydrogen absorption in U3Si2 and its impact on electronic properties //Journal of Nuclear Materials. - 2017. - V. 487. - pp. 418-423.

63. Große M., Steinbrück M., Stuckert J. Steam and Air Oxidation Behavior of Nuclear Fuel Claddings at Severe Accident Conditions // MRS Online Proceedings Library Archive. - 2010. - V. 1264.

64. Allen T. R., Konings R. J. M., Motta A. T. 5.03 corrosion of zirconium alloys // Comprehensive nuclear materials. - 2012. - V. 5. - pp. 49-68.

65. Robert Oelrich et al, Overview of Westinghouse lead accident tolerant fuel program / 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. - Jeju Island (Korea) Sep. 1014. - 2017. - p. A117

66. Joshua T. White et al, State of knowledge and challenges of U-Si compounds for use in light water reactor accident tolerant fuel designs // TopFuel 2016. - American

Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15. - 2016. - pp. 1367-1374.

127

67. Gong B. et al. Spark plasma sintering (SPS) densified U3Si2 pellets: Microstructure control and enhanced mechanical and oxidation properties // Journal of Alloys and Compounds. - 2020. - V. 825. - pp. 154022.

68. Wood E. S., White J. T., Nelson A. T. The effect of aluminum additions on the oxidation resistance of U3Si2 // Journal of Nuclear Materials. - 2017. - V. 489. - pp. 84-90.

69. Wood E. S. et al. High temperature steam oxidation dynamics of U3Si2 with alloying additions: Al, Cr, and Y // Journal of Nuclear Materials. - 2020. - pp. 152072.

70. Gokce B., Aspnes D. E., Gundogdu K. Effect of strain on bond-specific reaction kinetics during the oxidation of H-terminated (111) Si // Applied Physics Letters.

- 2011. - V. 98. - №. 12. - pp. 121912.

71. Ferro R., Zanicchi G., Marazza R. Ternary Alloys. A Comprehensive Compendium of Evaluated Constitutional Data and Phase Diagrams, Vol 8, G. Petzow and G. Effenberg, Ed. - 1993.

72. Rogl P. et al. Magnetic structures of U3M2M3', M= Al, Ga; M'= Si, Ge: a neutron powder diffraction study // Journal of magnetism and magnetic materials. - 1999.

- V. 191. - №. 3. - pp. 291-300.

73. Wood E. S. et al, The synthesis and air oxidation behavior of U-Si-Al and U-Si-B compositions // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15. - 2016. - pp. 1357-1366.

74. He L. et al. Microstructure studies of interdiffusion behavior of U3Si2/Zircaloy-4 at 800 and 1000 °C //Journal of Nuclear Materials. - 2017. - V. 486. -pp. 274-282.

75. Lopes D. A. et al. Study of compatibility between U3Si2 fuel with FeCrAl and SiC/SiC based cladding. - Lawrence Livermore National Lab. (LLNL), Livermore, CA (United States), 2018. - №. LLNL-TR-763871.

76. Azevedo C. R. F. Selection of fuel cladding material for nuclear fission reactors // Engineering Failure Analysis. - 2011. - V. 18. - №. 8. - pp. 1943-1962.

77. Chen S., Yuan C. Minor Actinides transmutation in candidate accident tolerant fuel-claddings U3Si2-FeCrAl and U3Si2-SiC // Annals of Nuclear Energy. - 2019.

- V. 127. - pp. 204-214.

78. Metzger K. E. Analysis of pellet cladding interaction and creep of U3Si2 fuel for use in light water reactors : gnc. - University of South Carolina, 2016.

79. Li W., Shirvan K. U3Si2-SiC fuel performance analysis in BISON during normal operation // Annals of Nuclear Energy. - 2019. - V. 132. - pp. 34-45.

80. Chen S., Yuan C. Neutronic analysis on potential accident tolerant fuel-cladding combination U3Si2-FeCrAl // Science and Technology of Nuclear Installations.

- 2017. - V. 2017.

81. Liu R., Zhou W., Cai J. Multiphysics modeling of accident tolerant fuel-cladding U3Si2-FeCrAl performance in a light water reactor // Nuclear Engineering and Design. - 2018. - V. 330. - pp. 106-116.

82. He S. et al. Thermal hydraulic analysis of accident tolerant fuels for Reactivity-Initiated-Accident in PWR with different coolant channel geometries // Nuclear Engineering and Design. - 2019. - V. 351. - pp. 131-142.

83. Hoggan R. E., He L., Harp J. M. Interdiffusion behavior of U3Si2 with FeCrAl via diffusion couple studies // Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 502. -pp. 356-369.

84. Johnson K. E. et al. Impact of fission product inclusion on phase development in U3Si2 fuel // Journal of Nuclear Materials. - 2020. - pp. 152235.

85. Ugajin M., Itoh A. Experimental investigations on the chemical state of solid fission-product elements in U3Si2 // Journal of alloys and compounds. - 1994. - V. 213.

- pp. 369-371.

86. Nanopoulos D. Mechanistic Modelling of Swelling in the Accident Tolerant Fuel Candidate U3Si2, Master's Thesis // KTH Royal Institute of Technology, Stockholm, Sweden. - 2017.

87. Turner J. et al. The use of gadolinium as a burnable poison within U3Si2 fuel pellets //Journal of Nuclear Materials. - 2018. - V. 509. - pp. 204-211.

88. Peng Xu et al, Corrosion Resistant Coatings for Zirconium-Alloy Cladding with Improved Accident Tolerance // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15. - 2016. - pp. 1189-1196.

89. S. Ray, S.C. Johnson and E.J. Lahoda, Preliminary assessment of the performance of SiC based accident tolerant fuel in commercial LWR systems // TopFuel 2013. - American Nuclear Society, Charlotte, North Carolina (USA) Sep. 15-19. - 2013.

- pp. 943-950.

90. S. Ray, E. Lahoda, F. Franceschini, Assessment of different materials for meeting the requirement of future fuel design // TopFuel 2012 Transactions-design. -American Nuclear Society, Manchester (UK) Sep. 2-6. - 2012. - pp. 109-118.

91. He S., Cai J. The potentiality of thermal safety and economy of the U3Si2-SiC system in PWR //Annals of Nuclear Energy. - 2020. - V. 140. - pp. 107303.

92. Li X. et al. Assembly-level analyses of an innovative long-life marine SMR loaded with accident tolerant fuel // Annals of Nuclear Energy. - 2019. - V. 133. - pp. 227-235.

93. N. Waeckel. Using E-ATF in nuclear power plants: utility perspectives // 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. - Jeju Island (Korea) Sep. 10-14. - 2017.

- p. IA007.

94. Miao Y. et al. Rate theory scenarios study on fission gas behavior of U3Si2 under LOCA conditions in LWRs // Nuclear Engineering and Design. - 2018. - V. 326.

- pp. 371-382.

95. He Y. et al. Fuel performance optimization of U3Si2-SiC design during normal, power ramp and RIA conditions // Nuclear Engineering and Design. - 2019. - V. 353. - pp. 110276.

96. Lap Y. Cheng et al, Performance of U3Si2 Fuel in a Reactivity Insertion Accident // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15.

- 2016. - pp. 489-498.

97. Lap Y. Cheng et al, Transient Performance of Accident Tolerant Fuel in

Design Basis Accidents // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho

(USA) Sep. 11-15. - 2016. - pp. 1145-1154.

130

98. Kyle A. Gamble, Jason D. Hales, Preliminary Modeling of Accident Tolerant Fuel Concepts under Accident Conditions // TopFuel 2016. - American Nuclear Society, Boise, Idaho (USA) Sep. 11-15. - 2016. - pp. 1475-1484.

99. Karoutas Z. E. et al. Westinghouse Accident Tolerant Fuel Plant Benefits //2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. - Jeju Island (Korea) Sep. 10-14. -2017. - p. A114

100. Robert Oelrich et al. Overview of Westinghouse lead accident tolerant fuel program / 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting. - Jeju Island (Korea) Sep. 1014. - 2017. - p. A117

101. Глушко В. П., Гурвич Л. В. Термодинамические свойства индивидуальных веществ: справочное издание в четырех томах. - Наука, 1978. - Т. 2. - №. 1.

102. Глушко В. П., Гурвич Л. В. Термодинамические свойства индивидуальных веществ: справочное издание в четырех томах. - Наука, 1978. - Т. 4. - №. 1.

103. Рукосуев В.Е. и др. Получение слитков дисилицида триурана методом дуговой плавки // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2024. - № 1(122) - с. 20-27.

104. Мищенко К. П. и др. Краткий справочник физико-химических величин // Химия. - 1974. - Т. 200.

105. Konings R., Stoller R. Comprehensive nuclear materials. - Elsevier, 2020.

106. Rukosuev V.E. et al. High-Temperature Interaction of Triuranium Disilicide with Ceramics and Refractory Materials // Phys. Atom. Nuclei. - 2024. - Vol.87, №10. - pp. 1410-1415.

107. Крукович М. Г. Расчет эвтектических концентраций и температуры в двух- и многокомпонентных системах // Металловедение и термическая обработка металлов. - 2005. - №. 10. - С. 9-17.

108. Havette J. et al. From arc-melted ingot to MTR fuel plate: a SEM/EBSD microstructural study of U3Si2 // Journal of Nuclear Materials. - 2020. - V. 537. - pp. 152224.

109. Сивов Р.Б. и др. Вязкость разрушения таблеток толерантного топлива из дисилицида триурана // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 2025. - № 2(128).

110. Gong J., Wang J., Guan Z. Indentation toughness of ceramics: A modified approach // Journal of Material Science. - 2002. - V. 37. - pp. 865-869.

111. Carvajal-Nunez U. et al. Mechanical properties of uranium silicides by nanoindentation and finite elements modeling // Journal of Nuclear Materials. - 2018. -V. 70. - pp. 203-208.

112. White J. T. et al. Corrigendum to "Thermophysical properties of U3Si2 to 1773 K" // Journal of Nuclear Materials. - 2016. - V. 484. - №. LA-UR-16-25586.

113. Rukosuev V.E. et al. Behavior of Triuranium Disilicide in Water Vapor // Steel in Translation. - 2024. - Vol.53, №11. - pp. 915-921.

114. Zhong Y., Macdonald D. D. Thermodynamics of the Zr-H binary system related to nuclear fuel sheathing and pressure tube hydriding // Journal of nuclear materials. - 2012. - V. 423. - №. 1-3. - pp. 87-92.

115. Barrow A. T. W. et al. The role of chemical free energy and elastic strain in the nucleation of zirconium hydride // Journal of nuclear materials. - 2013. - V. 441. -№. 1-3. - pp. 395-401.

116. Welland M. J., Hanlon S. M. Prediction of the zirconium hydride precipitation barrier with an anisotropic 3D phase-field model incorporating bulk thermodynamics and elasticity // Computational Materials Science. - 2020. - V. 171. -pp. 109266.

117. Zuzek E. et al. The H-Zr (hydrogen-zirconium) system // Bulletin of alloy phase diagrams. - 1990. - V. 11. - №. 4. - pp. 385-395.