Персона: Михальчик, Владимир Валерьевич
Email Address
Birth Date
Результаты поиска
Термохимическая стабильность модельного нитридного ядерного топлива на основе урана
Пределы растворимости водорода в циркониевых сплавах Э110ОПТ и Э635
В работе представлены результаты определения пределов растворимости водорода при растворении (TSSD) и при выделении (TSSP) в необлученных циркониевых сплавах Э110опт на основе губчатого циркония и Э635 на основе электролитического циркония. Измерения проводились с помощью методов дифференциальной сканирующей калориметрии (ДСК) и горячей вакуумной экстракции (LECO). Показано, что в пределах погрешности TSSD и TSSP в сплавах Э110опт и Э635 совпадают, т.е., технология получения циркония не влияет на пределы растворимости водорода. Проведено сравнение полученных величин TSSD с данными для других циркониевых сплавов. Показано, что в пределах погрешности проведенного в настоящей работе эксперимента TSSD в циркониевых сплавах Циркалой-2, Циркалой-4, Zr−1%Nb, М5, ZIRLO, Э110опт и Э635 совпадают. Получены аппроксимационные зависимости от температуры пределов растворимости TSSD и TSSP для сплавов Э635 и Э110опт, необходимые для расчетного обоснования циркониевых комплектующих ТВС.
Determination of Density and Pore Size Distribution in Uranium Dioxide Fuel Pellet by Image Analysis of its Cross-Sectional Structure
The paper proposes a method for reducing the true pore size in oxide nuclear fuel using a well-known histogram for the distribution of the pores cross sections across the polished section. It is shown that the problem of constructing a continuous pore size distribution function from the pore size distribution histogram is incorrect. Histograms showing pore distributions across the polished sections of oxide nuclear fuel sintered under various conditions are obtained. The Scheil-Saltykov method was used to reduce histograms for 3D pore size distributions in uranium oxide fuel.