ИЗУЧЕНИЕ ПРОЦЕССОВ ФАЗООБРАЗОВАНИЯ В ИНЕРТНЫХ МАТРИЦАХ ПО ТИПУ CER-CER НА ОСНОВЕ ОКСИДНЫХ СОЕДИНЕНИЙ

Целью данной работы является изучение процессов фазообразования в образцах (1-x)ZrO₂ – xAl₂O₃ керамик в зависимости от вариации компонент оксидов, а также установлению изменения структурных параметров и степени кристалличности. Выбор в качестве основы для инертных матриц ядерного топлива по типу cer-cer оксидов циркония и алюминия обусловлен их физико-химическими, структурными и механическими свойствами, совокупность которых позволит получить новый тип керамик, обладающий большим потенциалом в области ядерного топлива. Данные оксидные соединения обладают высокой термической стабильностью и устойчивостью к воздействию высоких температур, что также позволяет использовать их в качестве основы для дисперсного ядерного топлива для высокотемпературных ядерных реакторов нового поколения. Для получения керамик на основе оксидных соединений был выбран метод механохимического перемалывания с последующим термическим отжигом. Выбор условий перемалывания, а также последующего термического отжига был выбран для инициализации процессов фазовых превращений и структурных изменений в результате термического воздействия и частичной релаксации инициированных при перемалывании деформационных искажений и метастабильных формирований. В качестве основного метода изучения процессов фазообразования и структурных изменений был выбран метод рентгеновской дифракции. В ходе проведенных исследований было установлено, что добавление оксида алюминия приводит к структурному упорядочению основной моноклинной фазы ZrO₂, а также формированию твердых растворов замещения и внедрения. При равной концентрации компонент оксидов с помощью метода рентгенофазового анализа было установлено полиморфное фазовое превращение в диоксиде циркония, наличие которого свидетельствует о процессах фазовых трансформаций, возникающих при добавлении оксида циркония и изменения процессов фазообразования.

1. Yang K. et al. Multicomponent pyrochlore solid solutions with uranium incorporation–A new perspective of materials design for nuclear applications //Journal of the European Ceramic Society. – 2021. – Vol. 41, No. 4. – P. 2870–2882.

2. Wei H. et al. Effects of the key parameters of TRISO particle buffer layer on in-pile thermo-mechanical behavior in FCM fuel pellets //Journal of Nuclear Materials. – 2021. – Vol. 551. – P. 152977.

3. Shelley A., Ovi M. H. Possibility of curium as a fuel for VVER-1200 reactor //Nuclear Engineering and Technology. – 2022. – Vol. 54, No. 1. – P. 11–18.

4. Nandi C. et al. Phase evolution in M1-xPuxO2 (0.0≤ x≤ 0.6)(M= Zr, Th) as potential inert matrix fuel system under reducing and oxidizing conditions //Journal of Nuclear Materials. – 2021. – Vol. 547. – P. 152800.

5. Romano M., Pizzocri D., Luzzi L. On the intra-granular behaviour of a cocktail of inert gases in oxide nuclear fuel: Methodological recommendation for accelerated experimental investigation //Nuclear Engineering and Technology. – 2022. – Vol. 54, No. 5. – P. 1929–1934.

6. Araya N., Madariaga J., Toledo M. Numerical modelling of a three-zone combustion for heavy fuel oil in inert porous media reactor //International Journal of Hydrogen Energy. – 2021. – Vol. 46, No. 43. – P. 22385–22396.

7. Alekseeva L. S. et al. Mechanical Properties and Thermal Shock Resistance of Fine-Grained Nd:YAG/SiC Ceramics //Inorganic Materials. – 2022. – Vol. 58, No. 2. – P. 199– 204.

8. Ivanov I. A. et al. Study of the Effect of Y2O3 Doping on the Resistance to Radiation Damage of CeO2 Microparticles under Irradiation with Heavy Xe22+ Ions //Crystals. – 2021. – Vol. 11, No. 12. – P. 1459.

9. Kiegiel K. et al. Management of Radioactive Waste from HTGR Reactors including Spent TRISO Fuel – State of the Art //Energies. – 2022. – Vol. 15, No. 3. – P. 1099.

10. Wareing A. et al. Development of integrated waste management options for irradiated graphite //Nuclear Engineering and Technology. – 2017. – Vol. 49, No. 5. – P. 1010–1018.

11. Zhang J. et al. Modelling of effective irradiation swelling for inert matrix fuels //Nuclear Engineering and Technology. – 2021. – Vol. 53, No. 8. – P. 2616–2628.

12. / Berguzinov A. et al. Synthesis, Phase Transformations and Strength Properties of Nanostructured (1− x) ZrO2− xCeO2 Composite Ceramics //Nanomaterials. – 2022. – Vol. 12, No. 12. – P. 1979.

13. Bhandari K. et al. (Y1-xNdx)3Zr5O14.5 solid solutions as inert matrices: Phase evolution, order-disorder dynamics and thermophysical behavior //Materials Today Communications. – 2021. – Vol. 27. – P. 102158.

14. Schramm A. et al. High temperature wettability and corrosion of ZrO2, Al2O3, Al2O3-C, MgO and MgAlON ceramic substrates by an AZ91 magnesium alloy melt //Journal of the European Ceramic Society. – 2022. – Vol. 42, No. 6. – P. 3023–3035.

15. Liu Y. et al. Irradiation response of Al2O3-ZrO2 ceramic composite under He ion irradiation //Journal of the European Ceramic Society. – 2021. – Vol. 41, No. 4. – P. 2883–2891.