М.: Техносфера, 2013. – 240 с. + 8 с. цв. вкладок. – ISBN 978-5-94836-374-5.
В монографии приведены сведения о состоянии мирового энергопотребления и роли атомной энергии в энергообеспечении. Кратко рассмотрены сведения о твэлах реакторов на быстрых нейтронах и место нитридного ядерного топлива в разработке реакторов на быстрых нейтронах. Приведены сведения о свойствах, технологии получения и применении перспективного ядерного топлива – нитридов и карбонитридов. Рассмотрены методы получения нитридов и карбонитридов. Проанализированы результаты большого числа работ по мононитриду урана, уран-плутониевым нитридам и карбонитридным композициям. Книга предназначена для научных работников и инженеров, работающих в области исследования и применения нитридного ядерного топлива.Введение
Ядерная энергетика и мировое электропотребление
Современное состояние мировой энергетики
Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов
Мононитрид урана
Система U-N
Получение мононитрида урана
Свойства мононитрида урана
Термодинамические свойства
Механические свойства
Химические свойства
Поведение мононитрида урана под облучением
Ядерные свойства мононитрида урана
Уран-плутониевые нитриды
Система Pu-N, U-Pu-N
Получение нитрида плутония и (U, Pu)N
Свойства уран-плутониевых нитридов
Термодинамические свойства
Механические свойства
Химические свойства
Влияние облучения на свойства
Карбонитриды урана и плутония
Системы U-C-N, Pu-C-N, U-Pu-C-N
Получение карбонитридов
Свойства карбонитридов урана
Термодинамические свойства
Механические свойства
Химические свойства
Поведение карбонитридов под облучением
Уран-циркониевый карбонитрид
Система U-Zr-C-N
Получение уран-циркониевых карбонитридов
Свойства уран-циркониевых карбонитридов
Термодинамические свойства
Теплофизические свойства
Механические свойства
Химические свойства
Радиационная стойкость
Поведение уран-циркониевого карбонитрида в условиях аварии ядерного реактора
Заключение
Литература
