Уран-плутониевый топливный цикл быстрого жидкосолевого реактора

Л. И. Пономарев, Ю. С. Федоров, А. Е. Мирославов, А. М. Дегтярев

Аннотация


-

Полный текст:

PDF

Литература


Serp J., Allibert M., Benesh O. e.a. The molten salt reactor in Generation IV: overview and perspectives. - Progress in Nucl. Energy, 2013, v. 77, p. 308-319.

Takizuka T. JAERI and PNC OMEGA Project (Japan). IAEA-TECDOC-985, 1997.

Furukawa K., Arakawa K., Erbay e.a. A road map for the realization of global-scale thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow. - Energy Conversion Management, 2008, v. 49, p. 1832-1847.

Ignatiev V., Feynberg O., Surenkov A. e.a. Progress in development of MOSART concept with Th support. - ICAPP, 2012, v. 2, p. 943-952.

Merle-Lucotte E., Le Brun C. e.a. Molten salt reactors and possible scenarios for future nuclear power development. - In: PHISOR, 2004, p. 1-12.

Benes O., Konings R. Actinide burner fuel: potential compositions based on thermodynamics evaluation of MF- PuF3 (M-Li, Na, K, Rb, Cs) and LaF3-PuF3 systems. - J. Nucl. Mater., 2008, v. 377, № 3, p. 449-457.

Дегтярев А.М., Пономарев Л.И. Жидкосолевой реактор с быстрым спектром нейтронов на основе LiF- NaF-KF. - Атомная энергия, 2012, т. 112, вып. 6, с. 367-368.

Лизин А.А., Томилин С.В., Гневашов О.Е. и др. Растворимость UF4, ThF4 в расплаве LiF-NaF-KF. - Там же, 2013, т. 115, вып. 1, с. 20-22.

Лизин А.А., Томилин С.В., Гневашов О.Е. и др. Растворимость PuF3, AmF3, CeF3, NdF3 в расплаве LiF- NaF-KF. - Там же, с. 11-15.

Волошин М.В., Закиров Р.Я., Мушников П.Н. и др. Растворимость CeF3, PuF3 в расплаве LiF-NaF-KF. - Там же, с. 17-19.

Пономарев Л.И., Серегин М.Б., Паршин А.П. и др. Выбор топливной соли для жидкосолевого реактора. - Там же, с. 6-11.

Molten-Salt Reactor Program Quarterly Progress Report for Period Ending. Rep. ORNL-2799, 1959.

Matieu L., Heuer D., Merle-Lucotte E. e.a. Possible configurations for the thorium molten salt reactor and advantages of the fast nonmoderated version. - Nucl. Sci. Engng, 2009, v. 161, p. 78-89.

The Economics of the Back end of the Nuclear Fuel Cycle. OECD NEA № 7061, 2013.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.