РЕАКТОР С ЦИРКУЛИРУЮЩИМ ТОПЛИВОМ НА ОСНОВЕ РАСПЛАВОВ ФТОРИДОВ МЕТАЛЛОВ ДЛЯ СЖИГАНИЯ Np, Am, Cm

В. В. Игнатьев, С. С. Абалин, М. Ю. Гуров, Р. Я. Закиров, С. В. Игнатьев, С. А. Конаков, А. В. Мерзляков, А. И. Суренков, О. С. Фейнберг

Аннотация


Рассмотрены варианты сжигания Np, Am, Cm с использованием части плутония из отработавшего топлива ВВЭР-1000, -1200 в жидкосолевом ядерном реакторе (ЖСР) большой мощности с активной зоной полостного типа и топливной солью состава Li,Be,An/F и Li,Na,К,An/F. В качестве конструкционного материала топливного контура выбран высоконикелевый сплав ХН80МТЮ. Для обеспечения возможно высокой эффективности трансмутации ЖСР интегрирован с модулем рециклирования актиноидов и очистки топливной соли от продуктов деления. Настоящая работа включает предварительное обоснование условий работы ЖСР. Рис. 2, табл. 1, список лит. 12 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Ignatiev V., Feynberg O., Gnidoi I. e.a. Molten salt actinide recycler & transforming system without and with Th—U support: fuel cycle flexibility and key material properties. — Ann. Nucl. Energy, 2014, v. 64, p. 408—420.

Игнатьев В.В., Фейнберг О.С., Хаперская А.В. и др. Жидкосолевой реактор как необходимый элемент замыкания ядерного топливного цикла по всем актиноидам. — Атомная энергия, 2018, т. 125, вып. 5, с. 251—255.

Ignatiev V., Afonichkin V., Feynberg O. e.a. ISTC № 1606 Project Final Report. Moscow Intern. Sci. and Technol. Centre, Russia, 2007.

Суренков А.И., Игнатьев В.В., Абалин С.С. и др. Коррозионная и механическая стойкость никелевых сплавов в жидкосолевых ядерных реакторах. — Атомная энергия, 2018, т. 124, вып. 1, с. 34—39.

Surenkov A., Ignatiev V., Presnyakov M. e.a. Effect of the [U(IV)]/[U(III)] ratio on selective chromium corrosion and tellurium intergranular cracking of Hastelloy N alloy in the fuel LiF—BeF2—UF4 salt. — European Phys. J. Nucl. Sci. Technol., 2020, v. 6, № 4, p. 12—21.

Лизин А.А., Томилин С.В., Осипенко А.Г. и др. Исследование растворимости PuF3 и AmF3 в расплаве 73LiF—27BeF2. — Атомная энергия, 2019, т. 126, вып. 6, с. 321—324.

Мерзляков А.В., Игнатьев В.В., Абалин С.С. Измерение кинематической вязкости расплава молярного состава 73LIF—27BеF2 и влияние на вязкость эвтектики добавок трифторида церия и тетрафторида цирко- ния. — Там же, 2018, т. 125, вып. 2, с. 86—88.

Лизин А.А., Томилин С.В., Гневашов О.Е. и др. Растворимость PuF3, AmF3, CeF3, NdF3 в расплаве LiF—NaF—KF. — Там же, 2013, т. 115, вып. 1, с. 11—16.

Лизин А.А., Томилин С.В., Игнатьев В.В. и др. Изучение совместной растворимости PuF3 и UF4 в расплаве фторидов лития, натрия и калия. — Радиохимия, 2015, т. 57, вып. 5, с. 425—429.

Merzlyakov A., Ignatiev V., Abalin S. Viscosity of LiF—NaF—KF eutectic and effect of cerium trifluoride and uranium tetrafluoride additions. — Nucl. Engng Des., 2014, v. 278, p. 268—273.

Molten Salt Reactor and Thorium Energy. Ed by T. Dolan. Амстердам: Elsevier, 2017. 12. Rodrigues D., Durán-Klie G., Delpech S. Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step. — Nukleonika, 2015, v. 60, № 4, p. 907—914.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.