ИССЛЕДОВАНИЕ ВЛИЯНИЯ ФАЗОВОГО СОСТАВА ZCO КЕРАМИК НА ОПТИЧЕСКИЕ И ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА
DOI:
https://doi.org/10.52167/1609-1817-2022-122-3-218-226Ключевые слова:
керамики, инертные матрицы ядерного топлива, допирование, оптические свойства, теплопроводность, электронная плотностьАннотация
Работа посвящена изучению оптических и теплофизических свойств перспективных материалов для ядерной энергетики нового поколения – инертных матриц ядерного дисперсного топлива на основе ZrO2 – CeO2 (ZCO) допированных Y2O3. Интерес к данному классу материалов обусловлен большими перспективами в области замены традиционного типа ядерного топлива на безурановое дисперное ядерной топливо, в основе которого лежит технологическое решение с использованием в качестве делящегося элемента – плутония, размещенного в дисперсной инертной матрице на основе оксидных или нитридных керамик. Целью данной работы является изучение влияния допирования Y2O3 ZCO керамик на оптические и теплопроводящие свойства. В ходе исследования установлено, что увеличение концентрации допанта Y2O3 приводит к формированию высокоупорядоченной фазы CeZrO4, наличие которой приводит к появлению дополнительной полосы поглощения в области 550 – 650 нм, а также уменьшению величины пропускания в области 400 – 700 нм. Для оценки полученных результатов были применены методы оптической UV- спектроскопии и метода определения теплового потока. Установлено, что допирование Y2O3 приводит к формированию высокоупорядоченной фазы CeZrO4, образование которой приводит к возникновению дополнительных спектральных линий поглощения, а также смещению ширины запрещенной зоны в область малых энергий. При анализе теплофизических параметров было установлено, что изменение фазового состава приводит к увеличению коэффициента теплопроводности более чем на 40 – 60 %.
Библиографические ссылки
[1] MacDonald P. E., Lee C. B. Use of thoria-urania fuels in PWRs: A general review of a NERI project to assess feasible core designs, economics, fabrication methods, in-pile thermal/mechanical behavior, and waste form characteristics //Nuclear technology. – 2004. – Vol. 147, №. 1. – P. 1-7.
[2] Betancourt M. C. et al. Computational model for thermohydraulic analysis of an integral Pressurized Water Reactor with mixed oxide fuel (Th, Pu) O2. – Proceedings of the INAC 2021: international nuclear atlantic conference. Nuclear technology: reducing our carbon footprint and increasing quality of life. – 2021. – P.1-3.
[3] Humphrey U. E., Khandaker M. U. Viability of thorium-based nuclear fuel cycle for the next generation nuclear reactor: issues and prospects. – Renewable and Sustainable Energy Reviews. – Vol. 97. – 2018. – P. 259-275.
[4] Suman S., Kaleem Khan M., Pathak M., Singh R.N., Chakravartty J.K. Hydrogen in Zircaloy: Mechanism and its impacts. – International Journal of Hydrogen Energy. – №. 17. – Vol. 40. – 2015. – P. 5976-5994.
[5] Galahom A. A. Minimization of the fission product waste by using thorium based fuel instead of uranium dioxide. – Nuclear Engineering and Design. – Vol. 314. – 2017. – P. 165-172.
[6] Kraft M. E. Policy design and the acceptability of environmental risks: Nuclear waste disposal in Canada and the United States. – Policy Studies Journal. – №. 1. – Vol. 28. – 2000. – P. 206-218.
[7] Wu A., Ribis J., Brachet J.-C., Clouet E., Leprêtre F., Bordas E., Arnal B. HRTEM and chemical study of an ion-irradiated chromium/zircaloy-4 interface. – Journal of Nuclear Materials. – Vol. 504. – 2018.– P. 289-299.
[8] Vojtko M., Puchy V., Múdra E., Milkovič O, Kovalčíková A. Coarse-grain CeO2 doped ZrO2 ceramic prepared by spark plasma sintering. – Journal of the European Ceramic Society. – №. 14. – Vol. 40. – 2020. – P. 4844-4852.
[9] Keerthana L., Sakthivel C., Prabha I. MgO-ZrO2 mixed nanocomposites: fabrication methods and applications. – Materials Today Sustainability. – Vol. 3. – 2019. – P. 100007.
[10] Pu G., Zou J., Lin L., Zhang K., Liu B., Ma F., Wang Q., Li Q. Effects of He ion irradiation on the microstructures and mechanical properties of t'phase yttria-stabilized zirconia ceramics. – Journal of Alloys and Compounds. – Vol. 771. – 2019. – P. 777-783.
[11] Giniyatova S. G., Sailaukhanov N. A., Nesterov E., Zdorovets M.V., Kozlovskiy A. L., Shlimas D.I. Research of Structural, Strength and Thermal Properties of ZrO2—CeO2 Ceramics Doped with Yttrium. – Crystals. – №. 2. – Vol. 12. – 2022. – P. 242.
[12] Golovkina L.S., Nokhrin A., Boldin M.S., Lantsev E., Orlova A.I., Chuvil'deev V., Murashov A.A., Sakharov N.V. Preparation of Fine-Grained Y2. 5Nd0. 5Al5O12+ MgO composite ceramics for Inert Matrix Fuels by Spark Plasma Sintering. – Inorganic Materials. – №. 12. – Vol. 54. – 2018. – P. 1291-1298.
[13] Golovkina L. S., Orlova A. I., Nokhrin А. V., Boldin M. S., Chuvil’deev V. N., Sakharov N. V., Belkin О. А., Shotin S. V., Zelenov A. Yu. Spark Plasma Sintering of fine-grain ceramic-metal composites based on garnet-structure oxide Y2. 5Nd0. 5Al5O12 for inert matrix fuel. – Materials Chemistry and Physics. – Vol. 214. – 2018. – P. 516-526.
[14] Zhang Y., Zhao Z., Guo G. Irradiation effects of displacement damage and gas atoms in Yttria-stabilized zirconia irradiated by Au and helium ions. – Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms. – Vol. 403. – 2017. – P. 33-37.
[15] Jagielski J., Thomé L., Nowicki L., Turos A., Gentils A., Garrido F., Piatkowska A., Aubert P. Ion irradiation of ceramic oxides: Disorder production and mechanical properties. –Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms. – №. 1-2. – Vol. 240. – 2005. – P. 111-116.
Загрузки
Опубликован
Как цитировать
Выпуск
Раздел
Лицензия
Copyright (c) 2022 Артем Козловский, Дмитрий Шлимас, Дарын Боргеков, Асхат Бергузинов
Это произведение доступно по лицензии Creative Commons «Attribution-NonCommercial-NoDerivatives» («Атрибуция — Некоммерческое использование — Без производных произведений») 4.0 Всемирная.
