Экспериментальное обоснование процесса восстановления облученного оксидного уранового топлива металлическим литием в расплаве хлористого лития тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, кандидат технических наук Ишунин, Владимир Станиславович

• Ишунин, Владимир Станиславович
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Ишунин, Владимир Станиславович

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. Обзор ранее проведенных исследований.

1.1 Исследования, проводимые в США.

1.2 Работы KAERI, Республика Корея.

1.3 Совместные работы специалистов Японии и Великобритании.

1.4 Исследования в РФ, Франции, Испании, Германии, Великобритании.

1.5 Выводы.

Глава 2. Методы проведения исследования.

2.1 Описание схемы эксперимента.

2.2 Анализ процесса восстановления оксидов урана до металла литием в среде расплавленного хлорида лития.

2.3 Состав и схема экспериментальной установки.

2.4 Перечень и спецификация выбранных химических, радиохимических и физических методов анализа.

2.5 Выводы.

Глава 3. Эксперименты с имитаторами.

3.1 Эксперимент 1. Проверка всех систем и безопасности при работе с литием

3.2 Эксперимент 2. Испытания мешалки.

3.3 Эксперимент 3. Изменение процедуры загрузки лития.

3.4 Эксперимент 4. Изменение конструкции перемешивающего устройства.

3.5 Эксперимент 5. Увеличение времени на восстановление.

3.6 Эксперимент 6. Испытания нового перемешивающего устройства.

3.7 Эксперимент 7. Изменение режима подачи аргона в аппарат.

3.8 Эксперимент 8.Увеличение продолжительности восстановления.

3.9 Эксперимент 9. Изменение конструкции конденсатора.

3.10 Эксперимент 10. Выдвинута гипотеза о влиянии времени до загрузки лития на скорость восстановления оксидов урана.

3.11 Эксперимент 11. Проверка новой процедуры с паузой перед загрузкой лития.

3.12 Эксперимент 12. Уменьшение диаметра центрифуги. Испытание танталового тигля.

3.13 Эксперимент 13. Эксперимент в условиях полного дистанционного управления.

3.14 Выводы по результатам экспериментов с имитаторами ОЯТ.

Глава 4. Эксперименты с ОЯТ энергетического реактора.

4.1 Аналитические процедуры, использованные в экспериментах с ОЯТ.

4.2 Подготовка партии ОЯТ для экспериментов.

4.3 Порядок проведения экспериментов и результаты.

4.3.1 Эксперимент 1.

4.3.2 Эксперимент 2.

4.3.3 Эксперимент 2а.

4.3.4 Эксперимент 3.

4.3.5 Эксперимент 4.

4.3.6 Эксперимент 5.

4.4 Выводы по результатам экспериментов с ОЯТ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Экспериментальное обоснование процесса восстановления облученного оксидного уранового топлива металлическим литием в расплаве хлористого лития»

Ядерная энергетика России в начале XXI века находится на стадии серьезных стратегических реформ. Закон «О реформе атомной энергетики» принят Государственной Думой 19 января 2007 года и одобрен Советом Федерации 24 января 2007 года. Цель Федерального закона состоит в создании условий для повышения конкурентоспособности отечественных организаций атомного энергопромышленного комплекса Российской Федерации на международном рынке, усиления их инвестиционной привлекательности.

Правительство РФ на заседании 4 октября 2006 года утвердило проект федеральной целевой программы (ФЦП) «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года». В цели программы входит — продвижение продукции (работ и услуг) российских организаций ядерного топливного цикла на мировые рынки и развитие строительства атомных электростанций за пределами территории России. Важнейшей чертой реформирования является ориентация на внешний рынок ядерных технологий и услуг. Складывается новая экономическая ситуация при которой технологии ядерного топливного цикла уже следует рассматривать не только как обеспечение внутренней энергетической безопасности, но и как товар на рынке международного сотрудничества.

В программном документе Росатома «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» говорится, что Россия имеет значительный научно-технический и природный потенциал, позволяющий обеспечить осуществление таких сложных технологий, как контролируемое долговременное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ1) и глубокая высокотехнологичная его переработка.

Технологии топливного цикла в настоящее время представлены в

1 Существует сложившееся разночтение в терминологии: в области реакторной энергетики иод ОЯТ подразумеваются отработавшие тепловыделяющие сборы! (ТВС)> в то время как в области технологий топливного цикла под ОЯТ понимают материал топливных сердечников тепловыделяющих элементов (твэлов) отработавших ТВС. Поскольку работа посвящена вопросам перерабогки ядерного топлива, то термин ОЯТ далее в работе употребляется в значении материала топлипных сердечников твэлов отработавших ТВС. промышленном масштабе только PUREX процессом. В концептуальных исследованиях инновационных технологий замкнутого топливного цикла, как правило, рассматривают применение новых технологических процессов. Уже становится очевидным, что развитие ядерной энергетики будет включать развитие быстрых реакторов и реакторов-дожигателей младших актинидов и долгоживущих продуктов деления. Прорабатываются вопросы фракционирования ОЯТ для эффективного использования энергоресурсов и безопасного обращения с радиоактивными отходами. Все это делает технологии ЗТЦ комплексными и многоцелевыми. Актуальность темы

Выбор перспективных технологий ЗТЦ и их оценка - сложная и ответственная проблема. Технологии ЗТЦ весьма капиталоемкие, рассчитанные на длительную перспективу, и цена ошибки при выборе весьма высока.

Пирохимические технологии обращения с ОЯТ рассматриваются как весьма перспективные [3-9]. Существует ряд пирохимических процессов, прошедших цикл исследований до демонстрации переработки ОЯТ в полупромышленном масштабе: аргонская» схема переработки, развиваемая Аргонской национальной лабораторией (ANL) в США для металлического топлива быстрого реактора [10,11]; электрохимический процесс, разрабатываемый НИИАР для оксидного топлива быстрых реакторов [12-17]; фторидно-газовый процесс для топлива тепловых реакторов, изучавшийся во Франции, Чехии, в России (СССР), - НПО «Курчатовский институт», НИИАР [6].

Данная работа посвящена изучению еще одного гшрохимического процесса - восстановления ОЯТ до металла литием в расплаве солей. Этот процесс может найти применение для кондиционирования ОЯТ при его хранении (см. схему Рис. 1.1), для восстановления ОЯТ до металла, как переход к технологиям металлического топлива (см. схему Рис. 1.2), для разделения компонентов ОЯТ с целью трансмутации и эффективного обращения с радиоактивными отходами.

Зшрузкав контейнеры для хранения

Рис. 1.1 Кондиционирование оксидного топлива с целью эффективного хранения ка отработавшей твс шссгановленнс литием до металла

Электрорафинирование «Аргонский» процесс

Рис. 1.2 Переработка отработавшего оксидного топлива с предварительным восстановлением его до металла

По предварительным экспертным оценкам процесс удовлетворяет требованиям не разделения актинидов и не позволяет получать делящиеся материалы «оружейного» качества. Процесс кондиционирования ОЯТ восстановлением его до металла в расплаве солей уменьшает объем хранимого материала вдвое за счет увеличения плотности при переводе оксидов в металл, можно ожидать существенного снижения его активности и тепловыделения за счет отделения 137Cs и ^Sr. В результате такой переработки, можно существенно увеличить эффективность хранилищ в период накопления топлива перед его переработкой при переходе к ЗТЦ.

Однако все эти достаточно перспективные показатели процесса были получены либо как расчетные оценки, либо как результаты экспериментов на имитаторах отработавшего топлива (обзору ранее проведенных исследований посвящена первая глава работы). Эти обнадеживающие результаты требуют подтверждения в экспериментах с использованием достаточно больших количеств реальных материалов, на оборудовании близком к промышленным аппаратам, а не к лабораторным приборам.

Острая потребность в надежных данных о параметрах перспективных процессов обращения с ОЯТ на этапе разработки технологий замкнутого топливного цикла позволяет говорить об актуальности темы диссертационной работы.

Новизна и степень научной разработанности

Процесс восстановления ОЯТ до металла литием активно изучается во многих странах, развивающих ядерную энергетику: США, Японии, Корее, странах Евросоюза. Проведены теоретические проработки, лабораторные исследования, эксперименты с имитаторами. Исследования вплотную подошли к стадии укрупненных экспериментов с ОЯТ энергетических реакторов.

Технологии ЗТЦ весьма капиталоемкие и решение об их применимости требует глубокой научной проработки с целью уменьшения инновационных рисков внедрения. Без результатов экспериментов с килограммовыми количествами ОЯТ энергетического реактора невозможно проведение детального анализа применимости процесса в технологиях замкнутого топлпвного цикла. Исследования процесса восстановления ОЯТ литием до сих пор ограничивались концептуальными проработками и экспериментами с имитаторами. Эксперименты по восстановлению до металла килограммовых количеств ОЯТ энергетического реактора литием в расплаве хлорида лития имеют мировую новизну. В ходе работы:

• разработана технологическая схема и оборудование для экспериментов по восстановлению килограммовых количеств ОЯТ энергетического реактора литием в расплаве хлорида лития;

• отработана технологическая процедура восстановления оксидов урана литием. При этом выявлен важный, ранее не упоминавшийся в литературе, фактор - время от помещения оксидов урана в расплав до ввода лития;

• показана переносимость выбранной при экспериментах с оксидами урана процедуры на процесс восстановления до металла литием оксидного ОЯТ энергетического реактора;

• впервые проведена серия экспериментов по изучению процесса с килограммовыми количествами ОЯТ энергетического реактора ВВЭР-1000;

• получены данные по поведению основных компонентов отработавшего топлива и некоторых продуктов деления в изучаемом процессе.

Практическая значимость

Практическая значимость работы определяется тем, что данные, полученные в укрупненных экспериментах с ОЯТ энергетического реактора, могут быть использованы для:

• разработки новых технологий обращения с ОЯТ;

• проведения сравнительных технико-экономических оценок таких технологий и производств и инновационных рисков внедрения;

• проведения экологических оценок производств;

• оценки технологии с точки зрения критериев нераспространения ядерных материалов;

• оценок экспортного потенциала технологий.

Проведение таких оценок находится на острие развития инновационных процессов и технологий обращения с ОЯТ. Прямые укрупненные эксперименты с ОЯТ энергетического реактора позволяют получить наиболее достоверные исходные данные для принятия решений при формировании технологической базы крупномасштабной атомной энергетики.

Результаты работы были использованы при создании пилотной установки для восстановления ОЯТ литием (ACPF) в KAERI, Республика Корея. Объект и предмет исследования

Объектом исследования в диссертационной работе являлись технологии обращения с ОЯТ тепловых энергетических реакторов. Предмет исследования — процесс восстановления ОЯТ литием в расплаве хлорида лития. Цель и задачи исследования

Целью работы является укрупненная экспериментальная проверка процесса восстановления ОЯТ энергетических реакторов до металла литием в расплаве хлорида лития с точки зрения его применимости в технологиях обращения с ОЯТ.

Проведение экспериментов с килограммовыми количествами ОЯТ энергетического реактора требует сложной экспериментальной базы и большого опыта в планировании и организации таких работ. Уникальная экспериментальная база НИИАР и многолетний опыт в области пирохимических технологий замкнутого топливного цикла позволили поставить следующие задачи исследования:

1) Проанализировать ранее проведенные исследования процесса восстановления ОЯТ литием в расплаве хлорида лития, разработать технологическую схему и оборудование для экспериментов по восстановлению килограммовых количеств ОЯТ энергетического реактора ВВЭР-1000.

2) Проверить работоспособности технологической системы с использованием имитатора ОЯТ и провести предварительную оптимизацию параметров процесса.

3) Провести серию экспериментов по восстановлению до металла литием отработавшего топлива реактора ВВЭР-1000 с разовыми загрузками в несколько килограммов.

4) Оценить применимость данных, полученных на имитаторах ОЯТ, для технологических оценок процесса обращения с ОЯТ.

5) Получить данные о поведении актинидов и некоторых продуктов деления в изучаемом процессе.

Методологическая и теоретическая основы исследований

Важной частью методологической базы диссертации стали труды отечественных и зарубежных ученых по проблемам химии, химической технологии, технологии ядерного топлива. Анализ уже полученных термодинамических данных и расчеты термодинамики реакций проводили с использованием программных продуктов GTS Technology Hmb. Масштабный переход при проектировании оборудования основывался на методологии системного анализа химико-технологической системы и математическом моделировании процессов [19-20].

Методические принципы безопасности при проектировании технологической системы выработаны на основании большого опыта экспериментальных работ в области топливного цикла проведенных в ГНЦ НИИАР [21-23].

Методы анализа ОЯТ и высокоактивных проб использованные в работе разработаны в ГНЦ НИИАР и включают комплекс химических, физико-химических и радиометрических методик. Данный комплекс создан на основе многолетнего опыта проведения исследований в области радиохимии и технологий топливного цикла ядерных реакторов. Описание методов анализа, примененных на разных стадиях исследования, включено во вторую главу диссертационной работы. Личный вклад автора

Планирование работ, выпуск технических заданий на основные единицы оборудования, разработка оборудования, планирование и проведение экспериментальных работ, обработка, анализ и обобщение полученных в результате исследований данных осуществлены при личном участии автора. На защиту выносятся:

• оптимизированные технологические параметры процесса восстановления ОЯТ до металла литием и рекомендации по проведению отдельных операций;

• экспериментальные результаты проверки способа обращения с ОЯТ энергетического реактора с использованием восстановления оксидного топлива до металла жидким литием в расплаве хлорида лития;

• данные по поведению актинидов и некоторых продуктов деления в процессе.

Публикации

По теме диссертации сделано 7 докладов и публикаций в сборниках трудов российских и международных конференций, выпущено 15 научно-технических отчетов, две статьи. Апробация работы

Основные положения и результаты диссертации обсуждались в широком кругу ученых, специалистов, практических работников. В период с 2001 по 2009 гг. автор принимал участие на заседаниях ученых советов, секций, семинаров НИИАР, международных совещаниях, и конференциях. В частности, по теме диссертации были сделаны доклады на международных конференциях Global 2001, Global 2003, Российских конференциях по радиохимии 2006 и 2009 гг., Pyroprocessing Research Conference 2006 в Айдахо, Восьмой Российской Конференции по реакторному материаловедению 2007.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. В первой части приведен обзор ранее проведенных исследований процесса. Во второй части рассмотрены методы проведения исследования. Третья часть посвящена экспериментальным работам с имитаторами и подготовке оборудования к экспериментам с ОЯТ энергетического реактора. В четвертой части приведены результаты экспериментов по переработке ОЯТ энергетического реактора. Объем диссертации составляет 110 страниц, содержит 21 рисунок и 45 таблиц. Список литературы из 74 наименований. Глава 1. Обзор ранее проведенных исследований

Заключение диссертации по теме «Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов», Ишунин, Владимир Станиславович

Выводы

1) Разработана технологическая процедура восстановления оксидов урана литием до металла со степенью восстановления не менее 95 %. Показано, что технологическая процедура применима для восстановления ОЯТ энергетического реактора.

2) Подтверждено неразделение актинидов в процессе восстановления ОЯТ до металла и выход их в конечный продукт более чем на 99 %.

3) Подтверждено в экспериментах на ОЯТ энергетического реактора отделение не менее 99,7 % 137Cs и 90Sr в процессе восстановления литием в расплаве хлорида лития.

4) Получены данные по распределению U, Pu, Np, Cm, Cs, Sr, Eu, Ru, Ce no продуктам переработки.

5) Определены поступления актинидов и ПД из аппарата при восстановлении ОЯТ и их улавливание в системе поглощения.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Ишунин, Владимир Станиславович, 2010 год

1. V. В. Ivanov, О. V. Skiba et al. Experimental, Economical and Ecological Substantiation of Fuel Cycle based on Pyrochmical Reprocessing and Vibropac Technology. Proc.Int.Conf. GLOBAL'97. Yokohama, 1997. v.2, p.906.

2. L. N. Chamberlain et al. Fuel Cycle Technologies The Next 50 Years. IAEA Symposium on Nuclear Fuel Cycle and Reactor Strategies, IAEA-SM-346, 1997, Vienna.

3. L. Koch, J. P. Glatz, G. Nicolaou. Demonstration of a closed P&T cycle.// Proc. Int. Conf. GLOBAL-97, Yokohama, 5 -10 October, 1997. Japan. Vol.1, p. 320-325.

4. Ivanov V. В., Bychkov A. V., Serov A. V. "Flexible Conception of Spent Nuclear Fuel Management", Global 2003 New Orleans, LA November 1620, 2003 p. 1637

5. Соколовский Ю. С. Прусаков В. Н. Серов А. В. Газофторидная технология в топливном цикле ядерной энергетики. Димитровград: Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» Вып. 1. 2007

6. Н. Boussier, R. Malmbeck, G. Marucci The European Pyrometallurgical Processing Research Program PYROREP: Main Issues // Global 2003 New Orleans, LA November 16-20, 2003 p.966-975

7. Munetaka Myochin, Shinichi Kitawaki, Hideyuki Funasaka, Shigeo Nomura, Approach to Pyroprocess Development at JNC // Proc. Global-99 Int. Confer.

8. Inoue T. et al., Recycling of actinides produced in LWR and FBR fuel cycles by applying pyrometallurgical process // Proc. Int. Conf. of GLOBAL '97, Vol.1 p.646-652, Oct.5-10, Yokohama, 1997.

9. Benedict R. W. et al. Hot startup experience with electrometallurgicaltreatment of spent nuclear- fuel // Proc. Int. Conf. of GLOBAL '97, Vol.1 p.469, 0tt.5-10, Yokohama, 1997.

10. R. W. Benedict, C. Solbrig, B. Westphal, T. A. Johnson, S. X. Li, K. Marsden and К. M. Goff, Pyroprocessing progress at Idaho National Laboratory // Proc. of Global-2007 Int. Conf. Sep. 2007, Boise, Idaho, USA, p. 741

11. Бычков А, В. Перспективы развития неводных процессов переработки ОЯТ и метода виброуплотнения: Тез. докл. Межд. конф. Атомная энергетика и топливные циклы. Москва-Димитровград, 2003. М.: НИКИЭТ, 2003. - С. 37-38.

12. Маершин А. А., Бычков А. В., Кормнлицын М. В., Ишунин В. С. и др. Переработка смешанного оксидного топлива реактора БОР-бО по схеме МОКС-МОКС: Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2001 г. Димигровград: НИИАР, 2002. - С. 127 -128.

13. Кормилицын М. В., Ишунин В. С., Вавилов С. К. Переработка уранового оксидного топлива реактора БОР-бО. Там же. С. 130-131.

14. Бычков А. В., Кормилицын М. В., Ишунин В. С. Топливо дня трасмутации младших актинидов. Программа ДОВИТА // Восьмая Российская Конференция по реакторному материаловедению ГНЦ РФ

15. НИИАР, Димитровград, 2007 с.48-50

16. Generation IV Roadmap. Crosscutting Fuel Cycle R&D Scope Report Issued by the Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum. December 2002.

17. Кафаров В. В., Глебов М. Б. Математическое моделирование основных процессов химических производств, М.: Высш. шк., 1991. 400 с.

18. Кафаров В. В., Дорохов И. Н., Кольцова Э.М. Системный анализ процессов химической технологии. М.: Наука, 1988. 367с.

19. Кириллович А. П. Методология и анализ безопасности производства при рецикле плутония в ГНЦ РФ НИИАР // Атомная энергия. 1999. -Т. 87. - Вып. 4. - С. 266-275.

20. Кириллович А. П., Кобзарь И. Г., Кочетков О. А. и др. Радиоактивные выбросы НИИАР и расчет дозовых нагрузок на население, проживающее в 100-км зоне // Атомная энергия. 1992. - Т. 72. - Вып. З.-С. 282-285.

21. Кириллович А. П. Научно-техническое обоснование радиационно-экологической безопасности рецикла плутония и минорактинидов в ядерном топливном цикле: Дис. . док. техн. наук. Димитровград, ГНЦ РФ НИИАР, 1997. 66 с.

22. J. L. Willit, W. Е. Miller, and J. Е. Battles, Electrorefining of Uranium and Plutonium A Literature Review, Journal of Nuclear Materials, 195, p. 229 (1992)

23. Benedict R. W., McFarlane H. F., Goff К. M. Electrometallurgical treatment of sodium-bonded spent nuclear fuel. Proc. GLOBAL-2001 Int. Confer. Sep. 2001, Paris, France.

24. Herrmann S. D., Durstine K. R., Simpson M. F., Walilquist D. R., Pilot-scale equipment development for pyrochemical treatment of spent oxide fuel, Proc. Int. Conf. of GLOBAL'99, Wyoming, August 29 September 3, 1999. 083.pdf.

25. Karell E. J., Gourishankar К. V., Chow L. S., Everhart R. E.,

26. Electrometallurgical treatment of oxide spent fuel, Proc. Int. Conf. of GLOBAL'99, Wyoming, August 29 September 3, 1999. 012.pdf.

27. Li S. X., Herrmann S. D., Simpson M. F., and D. R. Walilquist "Electrochemical Reduction of Uranium Oxide Fuel in a Molten LiCl/Li20 System" Global 2003 New Orleans, LA November 16-20, 2003 p. 986

28. Benedict R. W., C. Solbrig, B. Westphal, T. A. Johnson, S. X. Li, K. Marsden and К. M. Goff, Pyroprocessing progress at Idaho National Laboratory, Proc. of Global-2007 Int. Conf. Sep. 2007, Boise, Idaho, USA, p. 741

29. Andrew Griffith, The advanced fuel cycle facility (AFCF) role in the global nuclear energy partnership, Proc. Global-2007 Int. Conf. Sep. 2007, Boise, Idaho, USA, p. 268-272.

30. Y. J. Shin, J. C. Lee, H. S Shin et al. Feasibility Study on Advanced PWR Spent Fuel Storage Technology // Proc. of 5th Int. Confer. On Recycling Conditioning and Disposal RECORD-98, Oct. 25-28, 1998, Nice, France, V.2, p.672-679.

31. Y. J. Shin, I. S. Kim, H. S. Shin et al. Thermodynamic and Experimental Study on the Reduction of Mixed Oxides Including Uranium Oxide by Lithium // J. of Radioan. and Nuc. Chem., V. 240, No 3(1999), p.815-821.

32. M. V. Kormilitsyn, A. V. Bychkov, V. S. Ishunin, M. I. Mehiik Experiment on Reduction of LWR Oxide Fuel by Lithium for Developing Advanced Spent Fuel Storage Method // Proc. GLOBAL-2001 Int. Confer. Sep. 2001, Paris, France.

33. В. H. Park, J. M. Hur, C. S. Seo, S. W. Park. A Study on the Electrolytic Reduction of Uranium Oxide in LiCl-Li20 Molten Salt // Global 2003 New Orleans, LA November 16-20, 2003 p.994-998

34. Makoto Fujie et al., Development of Lithium Process for Reprocessing LWR Spent Fuel // Proc. Int. Conf. of Global '97, Vol.2 p. 1448, 0ct.5-10, Yokohama, 1997.

35. McPheeters et al. Pyrochemical methods for actinide recovery from LWR spent fuel // Proc. of Global'93 Int. Conf., II, p. 1094

36. Karrel E. J. et al. Treatment of oxide spent fuel using the lithium reduction process // Proc. of DOE Spent Nuclear Fuel and Fissile Material Management, p. 352 (1996)

37. Chang Y. I. The integral fast reactor. Nucl. Technol., 88, p. 129(1998).

38. Usami Tsuyoshi, et al., Behavior of actinide elements in the lithium reduction process (2) Determination of the condition to reduce Am and Np, and evaluation of the reduction behavior of MOX pellet // CRIEPI Report, T00020, April 2001.

39. Usami Tsuyoshi, et al., Lithium reduction of americium dioxide to generate americium metal // J. Nucl. Mater., 304,50 (2002)

40. Tadashi Inoue and Takeshi Yokoo. Advanced Fuel Cycle with Electrochemical Reduction // Global 2003 New Orleans, LA November 1620, 2003. 2260-2265.

41. Hijikata Т., Koyama Т., Usami Т., Kitawaki S., Shinozaki Т., and T. Kobayashi. Integrated Experiments to Demonstrate Electrometallurgical Pyroprocess of Metal and Oxide Fuel // Global 2003 New Orleans, LA

42. November 16-20, 2003. p. 763.

43. Hebditch D. J., Washiya Т., Koyama Т., Concept Optimization for Industrial-scale Spent Fuel Pyroprocessing // Proc. Global-2001 Int. Confer. Sep. 2001, Paris, France.

44. Munetaka Myochin, Shinichi Kitawaki, Hideyuki Funasaka, Shigeo Nomura, Approach to Pyroprocess Development at INC // Proc. Global-99 Int. Confer.

45. Koji Sato, Tunaaki Fujioka, Hiroki Nakabayashi, Shoichi Kitajima, Takeshi Yokoo, Tadashi Inoue Conceptual Design on an Integrated Metallic Fuel Recycle System // Global 2003 New Orleans, LA November 16-20, 2003 p. 744-755

46. Boussier H., Malmbeck R., Marucci G. The European Pyrometallurgical Processing Research Program PYROREP: Main Issues // Global 2003 New Orleans, LA November 16-20, 2003 p. 966

47. Субботин В. И. и др. Литий. M.: Атомиздат, 1999.

48. Материалы для ядерных реакторов. Под ред. Ю.Н. Сокурского. М., Госатоимиздат, 1963. с. 224.

49. Бескоровайный Н.М., Колтуховский А.Г. Конструкционные материалы и жидкометаллические теплоносители. М., Энергоатомиздат, 1983. с. 315.

50. Невзоров Б. А. и др. Коррозия конструкционных материалов в жидких щелочных металлах. М.: Атомиздат, 1977. С. 285.

51. Громов. Б. В. Введение в химическую технологию урана. М.: Атомиздат, 1978, С. 336

52. Воронов Н. М., Сафронова Р. Н., Войтехова Е. А. Высокотемпературная химия окислов урана и их соединений. М.: Атомиздат, 1971. 358 с.

53. Лантаноиды и актиноиды, под ред. К. У. Бэгналла, М. Атомиздат 1977. с. 286

54. Смирнов В. М., Подлесняк Н. П. Термодинамика и характер межчастичного взаимодействия в растворах щелочных металлов в их расплавленных хлоридах // Труды Ин-та электрохимии УФАН СССР.вып. 14, 1970, с 14-18.

55. Usami Т., Kato Т., Kurata М., Inoue Т., Sims Н. Е., Beetham S. A., Jenkins J. A. Applicability of the Lithium Reduction Process to Transuranium Elements //Proc. Global-2001 Int. Confer. Sep. 2001, Paris, France.

56. Спектрографическое определение металлических примесей в кристаллических образцах смешанного уран-плутониевого оксидного топлива. Методика анализа. ОД-3768, 1988, г. Димитровград, Научный руководитель Тимофеев Г. А.

57. Бычков А. В., Ишунин В. С., Кормилицын М. В., Восстановление оксидов урана литием в расплаве хлорида лития // Радиохимия 2009, т. 51, вып. 5 с. 407-411.

58. Воронов Н. М., Сафронова Р. Н., Войтехова Е. А. Высокотемпературная химия окислов урана и их соединений. М.: Атомиздат, 1971. 358 с.1. Q/Oy

59. Агеенков А. Т., Савельев В. Ф., Вауев Е. М. и др. Окислительное разрушение брикетированного ядерного горючего в аппарате с кипящим слоем// Атомная энергия, 1973. Т. 35, Вып. 5. с. 362.

60. Агеенков А. Г., Ненарокомов Э. А., Савельев В. Ф., Ястребов А. Б. Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке. М.: Энергоатомиздат, 1982. с. 68-69.

61. Разумов И. М. Пневмо- и гидротранспорт в химической промышленности. М.: Химия, 1979.

62. Агеенков А. Т., Валцев Е. М. Исследование удаления Т и 85Кг при обработке облученного UO2 в среде кислорода // Атомная энергия, 1976. Т. 41, Вып. 2. с. 140-141.

63. Агеенков А. Т., Савельев В. Ф. Газотермическое разрушение твэлов ВВЭР с отделением горючего // Атомная энергия, 1972. Т. 32, Вып. 6, с. 474.

64. Usami Т., Kato Т., Kurata М., Inoue Т., Sims Н. Е., Beetham S. A., Jenkins J.A. Applicability of the Lithium Reduction Process to Transuranium Elements, Proc. Global-2001 Int. Confer. Sep. 2001, Paris, France.

65. Бычков А. В., Ишунин В. С., Кормилицын М. В., Восстановление ОЯТ реактора ВВЭР-1000 литием в расплаве хлорида лития // Расплавы 2009, вып. 5 с. 10-17.