Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Игнатьев, Виктор Владимирович

• Игнатьев, Виктор Владимирович
• доктор технических наук
• 2007

Оглавление диссертации доктор технических наук Игнатьев, Виктор Владимирович

Предисловие. ".

1.1. Роль атомной энергетики в структуре мирового энергетического потребления в XXI веке.

1.2. Анализ состояния технического и технологического уровня реакторных разработок с использованием расплавов солей фторидов. Выводы к Главе 1. !. *

Глава 2. Проектирование и эксплуатация жидкосолевых стендов

2.1. Технологические особенности жидкосолевых стендов

2.2. Экспериментальный лабораторный стенд с принудительной циркуляцией жидкосолевого теплоносителя ЫР-МаР-КР

2.3. Экспериментальный лабораторный стекд с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива ЫР-ЫаР-ВеР2+РиР

2.4. Экспериментальный реакторный стенд с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива ХлР-ВеРг+Ши Выводы к Главе

Глава 3. Коррозионная стойкость сплавов и сталей в среде расплавов солей фторидов

3.1. Термодинамический анализ системы "конструкционный материал расплав фторидных солей" и механизмы коррозионных процессов

3.2. Основные направления исследований

3.3. Разработка никель-молибденового сплава для уран-ториевого ЖСР

3.4. Коррозионные и механические характеристики никель-молибденовых сплавов для ЖСР- сжигателя актиноидов

3.5. Совместимость сталей и сплавов с жидкосолевыми теплоносителями промежуточного контура Выводы к Главе

Глава 4. Физические свойства расплавов солей фторидов

4.1. Диаграмма плавкости смесей расплавов фторидов

4.2. Растворимость трифторида плутония в смесях расплавов фторидов

4.3. Растворимость оксидов металлов в смесях расплавов фторидов

4.4. Вязкость, теплопроводность и плотность смесей расплавов фторидов Выводы к Главе

Глава 5. Теплообмен расплавов солей фторидов

5.1. Теплообмен при вынужденном течении в круглой трубе

5.2. Теплообмен при естественной конвекции в закрытых термосифонах Выводы к Главе

Глава 6. ЖСР-сжигатель долгоживущих актиноидов

6.1. Описание реакторной установки

6.2. Основные материалы

6.3. Топливный цикл

6.4. Нейтронно-физические характеристики активной зоны

6.5. Теплогидравлический анализ активной зоны

6.6. Флюенс повреждающих нейтронов в графитовом отражателе

6.7. Показатели эффективности трансмутации

6.8. Анализ возможного разброса результатов расчета

6.9. Характеристики теплообменного оборудования

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах»

При крупномасштабном мировом развитии ядерная энергетика неизбежно столкнется с ограниченностью ресурсов дешевого урана и будет необходимо реа-лизовывать замыкание ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и расширенное воспроизводство топлива при использовании урана и тория. Потребуются реакторные установки для более эффективного производства электроэнергии и передачи высокотемпературного тепла. В замыкающей части ЯТЦ к таковым относятся работы по эффективному рециклированию отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), сжиганию наиболее опасных актиноидов и долговременной изоляции радиоактивных отходов (РАО). По оценкам экспертов в будущем технологии жидкосоле-вых ядерных реакторов (ЖСР) с циркулирующим топливом могут эффективно использоваться как для создания ТЬ-И бридера, так и в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики в симбиозе с твердотопливными реакторами для утилизации плутония и других трансурановых элементов из ОЯТ легководных реакторов (ЛВР). В среднесрочной перспективе жидкосолевые композиции при их успешном освоении могут быть востребованы в твердотопливных реакторах для придания им свойств повышенной эффективности и безопасности при производстве и передаче высокотемпературного тепла, пирохимической переработки и фракционирования ОЯТ, а также получения радиоизотопов медицинского назначения.

Возможность применения расплавленных солей на основе фторидов в качестве рабочих тел в перспективных разработках ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России требует решения нескольких ключевых научно-технических проблем. Эти проблемы связаны с разработкой надежных конструкционных материалов и обоснованным выбором солевой композиции для каждого конкретного применения. Решение последней проблемы в значительной степени сдерживалось отсутствием надежных систематизированных данных по физическим и химическим свойствам, теплообмену и технологии эксплуатации некоторых перспективных составов расплавов фтористых солей.

В связи с этим комплексное изучение свойств перспективных систем расплавов фтористых солей представляет непосредственный интерес для практики применения в высокотемпературных установках реакторов и топливного цикла, а также создает экспериментальную базу для их инженерного расчета. Эти исследования наряду с аналогичными исследованиями новых типов реакторов и установок топливного цикла направлены на определение наиболее перспективного и обоснованного направления развития системы ядерной энергетики.

Цель работы заключалась в создании экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей, а также конструкционных материалов для новых применений в реакторных установках; получении достоверного экспериментального материала по основным свойствам перспективных составов расплавов, содержащих дифто-рид бериллия, фториды лития, натрия и калия; закономерностям переноса тепла в петлях с естественной циркуляцией жидкосолевых композиций при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения, а также теплоотдачи расплавов фторидов при вынужденном течении; коррозионному взаимодействию жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров с металлическими конструкционными материалами в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала системы; его обобщении и использовании полученных результатов в практических целях инженерного расчета характеристик ЖСР.

Для ее достижения была разработана программа исследований, включающая решение следующих задач: (1) Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах; (2) Разработка и совершенствование надежных методов измерения физических и коррозионных свойств жидкосолевых систем; (3) Испытания взаимодействия кандидатных составов топливных соли и теплоносителя на основе фторидов лития, бериллия и натрия, в том числе, с добавками 1Лч и РиБз с отечественными сплавами и сталями; (4) Экспериментальное определение температурной зависимости физических и химических свойствнеизученных составов солевых композиций, которые выбраны для детальных исследований на основе предварительной оценки свойств составов; (5) Изучение закономерностей теплообмена расплавов фторидов при вынужденной и естественной конвекции жидкосолевых композиций при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения; (6) Установление возможного влияния состояния солевой системы (присутствие в расплаве топливных добавок, примесей или продуктов деления) на ее физико-химические свойства; (7) Поиск путей и обоснование возможности практического использования выбранных конструкционных материалов и композиций расплавов фторидных солей для новых применений в качестве топливного носителя, теплоносителей первого и промежуточных контуров для высокотемпературных ядерно-энергетических систем нового поколения.

Практическое значение работы. Созданные экспериментальные установки и база данных, включающая установленные количественные выражения для зависимости исследованных свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов от определяющих параметров системы используются для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей при расчёте и проектировании реакторных установок организациями отрасли. Результаты исследований вносят также вклад в базу знаний по фундаментальным свойствам расплавленных смесей фторидных солей. Автор выносит на защиту:1. результаты испытаний работоспособности установок с принудительной и естественной циркуляцией различных композиций жидкосолевого топлива и теплоносителя в лабораторных и реакторных условиях;2. результаты экспериментального исследования коррозионного взаимодействие жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров ЖСР с металлическими конструкционными материалами в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала;3. результаты измерения физических свойств перспективных составов расплавов фтористых солей (температура плавления, растворимость оксидов / трифто-ридов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на нее добавок трифторидов лантаноидов);4. результаты измерений коэффициентов теплоотдачи при вынужденном течении в круглой трубе и тепловых характеристик закрытых термосифонов со свободной конвекцией при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения в расплавах фтористых солей;5. концепция гомогенного ЖСР и возможности его использования в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики в симбиозе со стандартными твердотопливными реакторами для утилизации плутония и других трансурановых элементов из ОЯТ ЛВР, а также создания ТЬ-ЦГ бридера.

Личное участие автора состоит в постановке и организации всех исследований, участии в создании экспериментальных установок, разработке методик и участии в проведении экспериментов, обработке полученных измерений, обсуждении и изложении результатов. Ряд вопросов изложенных в диссертации, разработан в соавторстве с сотрудниками РНЦ - Курчатовский Институт (Москва), ИВТЭ РАН (Екатеринбург) и РФЯЦ ВНИИТФ (Снежинск).

Публикации. Основное содержание диссертации отражено в двух монографиях о перспективах и проблемах жидкосолевых ЯЭУ, в статьях опубликованных в журналах "Атомная энергия", "Fusion Technology", "Kerntechnik", "Nuclear Engineering and Design", "Nuclear Technology", "Revue Generale Nucléaire", "Zeitschrift fur Naturforschung", в сборнике "Вопросы атомной науки и техники", в трудах российских и международных конференций.

Апробация работы. Основные результаты работы представлялись на международных конференциях по замыкающей части ядерного топливного цикла -GLOBAL (Франция, Версаль, 1995; США, Джексон холл, 1999; Франция, Париж, 2001; США, Новый Орлеан, 2003; Япония, Цукуба, 2005), 2-й международной конференции по технологии и применениям трансмутационных ускорительно-управляемых систем (Швеция, Кальмар, 1996), международной конференции МАГАТЭ по обоснованию гибридных концепций для производства энергии и трансмутации (Испания, Мадрид, 1997), международных конгрессах по усовершенствованиям в ядерном топливном цикле ATALANTE (Франция, Авиньон, 2000 и Франция, Ним, 2004;), 7-й и 9-й международных конференциях OECD NEA по парционированию и трансмутации актиноидов и продуктов деления (Корея, Жежу, 2002 и Франция, Ним, 2006), международных конференциях по химии расплавов солей EUCHEM (Великобритания, Оксфорд, 2002 и Тунис, 2006), международных конгрессах по усовершенствованиям в атомных электростанциях ICAPP (Испания, Кордоба, 2003, США, Рено, 2006 и Франция, Ницца, 2007), на международном симпозиуме по ионным жидкостям (Франция, Кэри ла Pye, 2003), международных конференциях по нетрадиционным ядерным энергетическим системам ICENES (Бельгия, Моль, 2005 и Турция, Стамбул, 2007), международномсимпозиуме по термогидравлике ядерных реакторов NURETH-11 (Франция, Авиньон, 2005), международном симпозиуме по химии и технологии расплавов солей MS7 (Франция, Тулуза, 2005), международной конференции по физике реакторов PHYSOR-2006 (Канада, Ванкувер, 2006), и международной конференции по ядерной инженерии ICONE 14 (США, Майами, 2006). Полностью работа доложена и обсуждена на заседании Ученого совета Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт». По материалам диссертации опубликовано более 50 работ в отечественных и зарубежных изданиях.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из шести глав, выводов, списка цитированной литературы и Приложения. В основных разделах работы рассмотрены вопросы возможных применений расплавов фтористых солей в ядерной энергетике (первая глава), технологии создания и эксплуатации жидкосо-левых стендов (вторая глава), совместимости расплавов фторидных солей с конструкционными материалами (третья глава), физических свойств (четвертая глава), теплопереноса (пятая глава) и практического использования исследуемых жидкосолевых фторидных композиций в новых концепциях ядерно-энергетических систем (шестая глава).

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Игнатьев, Виктор Владимирович

Выводы к Главе 6.

В настоящем разделе представлены результаты разработки концепции одножидкостного ЖСР-С сжигателя долгоживущих радиотоксичных актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов с топливной композицией, не содержащей сырьевых материалов Th-232 и U-238. Впервые были проведены систематические экспериментальные и расчетные исследования для выяснения возможности и перспектив использования расплавов солей в таких системах. В расчетах рассматривалось несколько сценариев топливной загрузки стартовых и подпитывающих составов трансурановых элементов (см. таблицу 6.6) из ОЯТ твердотопливных реакторов определяющих некоторый диапазон возможных композиций, для ЖСР- С от наиболее плохого (с точки зрения размножающих свойств) до наиболее оптимистичных. Одной из основных целей исследования была оптимизация конструкции активной зоны и топливного контура ЖСР-С на основе, проведения связанного нейтронно-физического и теплогидравлического расчетов. В качестве расчетных инструментов на всех этапах расчетных нейтронно-физических исследований ЖСР-С используются: модуль ORIMCU программы MCU-REA с библиотекой констант

DLC/MCUDAT-2.2, MCNP-4B+ORIGEN2.1 с библиотекой, полученной на основании файлов оцененных данных ENDF/B-V,VI и модифицированная программа WIMS-D4. Теплогидравлический расчет активной зоны выполнен с помощью коммерческого кода Flow Vision. Эти программные средства были

248 полностью адаптированы к специфике ЖСР-С, и в настоящее время, отвечают всем требованиям адекватного рассмотрения кинетики систем с циркулирующим топливом. Полученная в работе экспериментальная база данных использована для решения практических задач инженерного расчета, анализа конструктивной реализуемости, включая разработку конструктивных схем, и верификации математических моделей - программ для нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов концепций жидкосолевых реакторных установок. Результатом расчетных исследований, стал выбор основных нейтронно- характеристик активной зоны и топливного контура ЖСР-С. Подготовлен и проведен бенчмарк по определению параметров безопасности равновесного состояния активной зоны ЖСР-С (коэффициентов реактивности, доли запаздывающих нейтронов и т. д.), необходимых для проведения нейтронно-физических расчетов моделирующих различные типы переходных процессов. Для определения значений параметров, характеризующих безопасность системы были использованы различные файлы оцененных ядерных данных (в основном ENDF/B-VI, JEF 2.2, JEFF 3.0, JEFF 3.1, JENDL 3.3) и различные расчетные программы. Результаты бенчмарка, полученные на основе различных баз данных и с помощью различных расчетных программ (многогрупповые детерминистские программы и программы, использующие метод Монте-Карло) совпадают с хорошей точностью. Исключение составляют существенные отклонения результатов расчета k-eff, проведенного с использованием JEF 2.2 от всех остальных использованных баз данных (в том числе и от JEFF 3.1). Дополнительными расчетами было показано, что наибольшее отличие (между результатами JEFF 3.1 и JEF 2.2) вносят изотопы Cm , Ве9 and Fl9. Можно сделать вывод о важности использования более новых файлов оцененных данных для расчета жидкосолевых систем, содержащих существенные количества не топливных изотопов, а также необходимости дальней работы по уточнению сечений высших топливных изотопов. Основные кинетические параметры, определенные различными участниками, хорошо согласуются между собой. Наибольший вклад в (3-Qff дают Ри241 (прибл. 60%), Ри239 (прибл. 17%), Ст245 (прибл. 9%) и Ст247 (прибл. 4%).

Выполнена оценка конструктивной реализуемости ЖСР-С, включая разработку конструктивной схемы реактора с оценками его массогабаритных характеристик, оценку теплопередающей поверхности теплообменного оборудования и определение массогабаритных характеристик основных компонентов топливного контура, исходя из принятой принципиальной схемы РУ и предложенной компоновки технологических петель контура.

По результатам проведенной работы можно сделать следующие основные выводы:

1. Предложена концепция гомогенного ЖСР-С для выжигания плутония и минорных актиноидов различных составов из ОЯТ твердотопливных реакторов и выработки электроэнергии, которая представляет собой простейшую в конструкционном смысле трансмутационную систему, обладающую достаточно высокой эффективностью.

2. Нейтронно-физические особенности этой концепции позволяют обеспечить высокий уровень его ядерной безопасности, а рациональная конструкция и компоновка оборудования и соответствующий выбор конструкционных материалов по предварительным оценкам дают возможность снизить капитальные удельные вложения по сравнению с более ранними предложениями по ЖСР.

3. Показано, что оптимальный спектр для ЖСР-С это промежуточный спектр гомогенного ЖСР без графитового замедлителя. Благодаря интенсивной наработке Ст-245 в спектре, характерном для такого реактора, возможна его работа без дополнительных источников нейтронов.

4. Показано, что возможно создание критического ЖСР-трансмутатора с гомогенной активной зоной и солью растворителем 1л,№,Ве/Р для рассматриваемых сценариев топливной загрузки 1,2 и №5 (см. таблицу 6.6), где при периоде выведения редкоземельных ПД равном одному году равновесная суммарная концентрация трифторидов актиноидов и лантаноидов будет составлять менее 1,5 мол.%, что с достаточно большим запасом ниже предела их суммарной растворимости в данной соли при температуре 600°С (см. гл. 4). В этом случае для ЖСР-С с удельной

•5 энергонапряженностью по топливной соли 40-50 Вт/см длительность выхода в равновесное состояние при старте на заданных составах топлива не превышает 10 лет.

5. Расчеты температурных коэффициентов реактивности, проведенные с учетом трехмерного распределения температуры топливной соли по активной зоне с графитовым отражателем по различным программам включая МСЫР и МСи для равновесной загрузки, дали существенно отрицательное значение в диапазоне температур 900-1600К.

6. Оптимизированная гомогенная активная зона реактора ЖСР-С мощностью 2400 МВт удовлетворяет двум наиболее важным требованиям теплогидравлики: (1) отсутствуют рециркуляционные и застойные области, и (2) максимальная температура твердых отражателей достаточно низка, что позволяет использовать их в течение длительного периода времени.

7. Предварительный расчет влияния движения предшественников запаздывающих нейтронов показывает существенность этого фактора (снижение эффективной доли запаздывающих нейтронов на 40-50%). Этот эффект сильно зависит от распределения скоростей топливной соли по активной зоне и нуждается в дальнейшем уточнении. Увеличение объемной доли газовых пузырьков в активной зоне ЖСР-С показало его несущественность для данного типа реактора в связи с отрицательным значением плотностного коэффициента реактивности.

8. Благодаря возможности работы без дополнительных источников нейтронов, ЖСР-С загружаемый только трансурановыми элементами из ОЯТ твердотопливных реакторов, имеет максимальную производительность, достаточно высокую эффективность пережигания и может быть загружен топливом широкого диапазона составов. Необходимая доля реакторов трансмутаторов типа ЖСР-С в системе атомной энергетики может составить около 25%.

9. Предварительный анализ переходных процессов [110,111], продемонстрировал, что выбор конструкции топливного контура ЖСР-С обеспечивает внутренне присущую безопасность системы за счет большого отрицательного температурного коэффициента реактивности топливной соли в комбинации с отрицательным температурным коэффициентом графитового отражателя. Ожидается, что ЖСР-С тепловой мощностью 2400МВт может успешно аккомодировать основные аварийные ситуации без аварийной защиты, включая потерю принудительной циркуляции в топливном контуре, нарушение теплоотвода от топливного контура, несанкционированный ввод положительной реактивности и переохлаждение промежуточного контура.

10.Восстановительная экстракция топливных компонентов из соли в жидкий висмут и их последующая реэкстракция в очищенную соль представляется наиболее приемлемым технологическим методом рециклирования актиноидов. Для определения конкретных технических параметров этой стадии переработки необходимо проведение экспериментальных исследований с выбранной солевой композицией на укрупненных установках. Для определения характеристик процесса электрохимического разделения актиноидов и лантаноидов необходимо проведение дополнительных исследований в расплаве 1лДЧа,Ве/Р на различных видах твердых неиндифферентных электродов. Для очистки топливной соли от лантаноидов необходимо изучить методы дистилляции и сокристаллизации. Применение метода сокристаллизации лантаноидов с трифторидом церия может существенно уменьшить объем соли, который необходимо очищать методом высокотемпературной дистилляции.

11. По сравнению с проектом МБВЯ, ЖСР-С требует почти ту же массу изделий из Хастеллоя НМ, но позволяет почти на порядок сократить п ь начальную загрузку и расход графита и 1л обогащением 99.99%. Основной вклад в капитальную составляющую ЖСР-С, как и проекте М8ВЯ, будет вносить оборудование, изготовленное из сплава Хастеллой НМ. Высокая стоимость сплавов на основе никеля и ограниченность ресурсов никеля, в принципе, могут наложить ограничение на развитие ЖСР. Поэтому очень важно развивать технологию плакирования безникелевых жаропрочных конструкционных материалов жаростойкими и жаропрочными покрытиями из сплавов типа Хастеллой НМ.

Рис. 6.17. Схема потоков материалов для ЖСР - С тепловой мощностьк>2400 МВт

Заключение

В диссертации исследовались вопросы создания экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования технологии и состава смесей расплавов солей фторидов как топлива и теплоносителя для инновационных применений в ядерных реакторах. На основании полученных экспериментальных результатов выполнено расчетное обоснование возможности практического использования выбранных композиций расплавов солей фторидов и конструкционных материалов в разработках жидкосолевых реакторных установок.

Впервые для большой группы расплавов солей фторидов и конструкционных материалов топливного и промежуточного контуров жидкосолевых реакторных установок реализована многоцелевая программа исследований, охватывающая на лабораторных и реакторных установках, как усовершенствование технологии циркулирующего жидкосолевого топлива -теплоносителя, так и изучение свойств, включая закономерности теплообмена, радиационные и коррозионные характеристики основных материалов участвующих в процессе. Создана база данных для выбора и усовершенствования технологии и состава смесей расплавов солей фторидов как топлива и теплоносителя для инновационных применений в ядерных реакторах.

С помощью оригинальных или усовершенствованных приборов, позволяющих получать точные экспериментальные данные при температурах до 750-800°С для ряда ранее неизученных жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров, измерены температура плавления, растворимости оксидов / трифторидов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на нее добавок трифторидов лантаноидов, коэффициенты теплоотдачи при вынужденном течении в круглой трубе, тепловые характеристик закрытых термосифонов со свободной конвекцией при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения, а также коррозионное взаимодействие с отечественными сплавами на основе никеля и сталей в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала системы. Экспериментальные данные по транспортным и коррозионным свойствам большинства изученных составов солевых систем получены впервые.

Полученная экспериментальная база данных использована для решения практических задач инженерного расчета, анализа конструктивной реализуемости, включая разработку конструктивных схем, и верификации математических моделей - программ для нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов концепций жидкосолевых реакторных установок.

По результатам проведенной работы можно сделать следующие выводы:

1. В результате испытаний длившихся от 500 до 1600 час при температурах 500-750°С показана работоспособность основных элементов петель с принудительной и естественной циркуляцией (насос, теплообменник, системы подготовки, очистки, контроля состояния расплава) жидкосолевых композиций, в том числе с добавками ТЫ^, ИР4 и РиР3. В процессе лабораторных и реакторных экспериментов отработаны режимы запуска и расхолаживания контуров циркуляции. Положительные результаты укрупненных лабораторных и реакторных испытаний подтверждены актами.

2. Предложена и реализована оптимальная методика предварительной очистки расплава содержащего фториды лития, натрия и бериллия от примесей. Процедура очистки включает три стадии: гидрофторирование, электролиз и обработку расплава металлическим бериллием. Показана эффективность очистки расплава от примесей, содержащих хром, железо никель и др. металлы при помощи холодных ловушек.

3. Разработана Зх-электродная конструкция устройства измерения редокс -потенциала с без диафрагменным нестационарным динамическим бериллиевым электродом сравнения, которая удовлетворяет предъявляемым к ней требованиям и может быть использована в длительных коррозионных экспериментах. Разработанная конструкция устройства измерения редокс-потенциала имеет высокую чувствительность к изменениям редокс-потенциала расплавов содержащих дифторид бериллия как основную компоненту, в том числе с добавками трифторида плутония, и хорошую воспроизводимость результатов измерений.

4. Показано, что радиолитическое выделение фтора из расплавленных фторидных топливных композиций при облучении в ядерном реакторе мало. Измеренные в экспериментах КУРС-2 значения С(Р2) имеют масштаб 10'5 - 10"6, поэтому фторидные топливные композиции могут быть отнесены к разряду радиационно-стойких, в рабочей области температур ЖСР.

5. Надежно установлено, что зависимость логарифма молярной концентрации РиР3 от 1/Т(К) в изученных расплавах 1ЛР, ИаБ и ВеР2 описывается линейной функцией, при этом трифторид неодима вытесняет трифторид плутония. Присутствие в расплаве двухвалентного фторида европия до 0,3 мол.%, не оказывает влияния на растворимость трифторида плутония.

6. Показано, что плотность и теплопроводность линейно меняются с температурой, а вязкость - по экспоненциальному закону. Установлено, что добавление трифторида церия к исходной смеси заметно снижает измеренную кинематическую вязкость солевой композиции, особенно в нижней части температурного интервала (на 25 -30% в диапазоне температур 550-600°С).

7. Впервые, в динамических неизотермических условиях коррозионных испытаний взаимодействия кандидатных составов топливной соли ЖСР-Р и ЖСР-С на основе фторидов лития, бериллия и натрия, в том числе, с добавками ЦР4 и РиР3 с отечественными сплавами на основе никеля показано, что практически при всех вариантах легирования, скорость равномерной коррозии сплавов типа ХН80МТ была менее 6 мкм/год.

8. Показано, что при использовании в качестве источника теллура теллурида хрома (СгзТе4) интенсивность теллуровой межкристаллитной коррозии никель-молибденовых сплавов при заданной температуре топливного контура в расплаве будет определяться: окислительно-восстановительным состоянием соли, напряжением, возникающем в сплаве под действием механических или термомеханических нагрузок и временем экспозиции. Сопротивление никель-молибденовых сплавов к теллуровому разрушению в топливной соли зависит от состава легирующих добавок и наличия примесей в сплаве. Сплав ХН80МТЮ легированный 1% алюминия имеет максимальную стойкость к теллуровой межкристаллитной коррозии из всех изученных никель-молибденовых сплавов.

9. Установлено, что при взаимодействии с эвтектиками КаР-КаВР4 и 1лР-ЫаР-КР скорость коррозии отечественных сплавов типа ХН80МТ и нержавеющих сталей существенно выше, чем для составов, содержащих дифторид бериллия. Показано, что для сталей скорость коррозии может быть уменьшена, по крайней мере, на порядок, если использовать высоколегированные стали.

10. Получены результаты по теплоотдаче при вынужденном течении расплава 1лР-КаР-КР в круглой трубе, которые достаточно хорошо (с точностью 8-9% в переходной области течения и с точностью 5-6% в турбулентной области течения) согласуются с наиболее надежными эмпирическими зависимостями для расчета теплоотдачи к капельным жидкостям

11. Впервые получены экспериментальные значения тепловых характеристик закрытых термосифонов с расплавами Ь1Р-ВеР2-ЦР4, Ь1Р-Вер2-ТЬР4 и №ВР4-№Р в области определяющих параметров характерной для теплообменников ЖСР. В результате обработки и обобщения полученных экспериментальных данных построены эмпирические зависимости для расчета, позволяющие определить тепловые характеристики закрытых термосифонов без вставки и со вставкой при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения.

12. Впервые предложена концепция и выполнено комплексное исследование гомогенного ЖСР-С с топливной солью Li,Na,Be,An/F для сжигания плутония / минорных актиноидов различных составов из ОЯТ ДВР и выработки электроэнергии, которая представляет собой простейшую в конструкционном смысле трансмутационную систему, обладающую достаточно высокой эффективностью. Нейтронно-физические особенности этой концепции позволяют обеспечить высокий уровень его ядерной безопасности, а рациональная конструкция, компоновка оборудования и соответствующий выбор конструкционных материалов по предварительным оценкам дают возможность снизить капитальные удельные вложения по сравнению с более ранними предложениями по ЖСР.

13. Найден и рекомендован для практического применения в ЖСР-С диапазон составов расплавов Li,Na,Be/F и Li,Be/F с удовлетворительной температурой плавления, имеющих в диапазоне рабочих температур требуемую растворимость трифторидов актиноидов, адекватные теплофизические свойства, а также хорошую совместимость с конструкционными материалами.

Результаты исследований вносят вклад в базу знаний по фундаментальным свойствам расплавленных смесей фтористых солей и обосновывают преимущества их использования в ядерной энергетике. Экспериментальный материал и установленные количественные выражения для зависимости исследованных свойств от определяющих параметров системы могут быть использованы при расчёте реакторных установок на основе солевых расплавов.

В заключение автор выражает благодарность Афоничкину В.К., Брайко В.Д., Керсновскому C.B., Мерзлякову A.B., Субботину В.Г., Суренкову А.И., Панову А., Торопову А., Чередникову В.Н., Федулову В.И. Щербанюку О.П. совместная работа с которыми обеспечила проведение ряда экспериментов. Автор считает своим долгом поблагодарить Фейнберг О.С., Мясникова А., Закирова Р.Я., Смирнова В.П., Третьякова И.Т., за участие в работах по оптимизации концепции ЖСР для сжигания актиноидов. Автор также выражает признательность профессору Новикову В.М., профессору Маширеву В.П., профессору Хохлову В.А. и к.т.н. Субботину С.А. за полезные обсуждения различных аспектов работы,

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Игнатьев, Виктор Владимирович, 2007 год

1. Новиков B.M., Игнатьев B.B., Федулов В.И., Чередников В.Н. Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы, М., Энергоатомиздат, 1984

2. Новиков В.М., Слесарев И.С., Алексеев П.Н., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок), М., Энергоатомиздат, 1993

3. Алексеев П.Н., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Стукалов В.А., Некоторые неизбежные проблемы завершающего этапа развития ядерной энергетики, Атомная энергия, т.81, вып.2, август, 1996, с.112-114

4. W. Rosenthal, е.a., The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors, ORNL-4812, August, 1972

5. P. Haubenreich, Molten salt reactors concepts and technology, J. Brit. Nucl. Energy Soc., 12(2), p. 147, 1973

6. L. E.McNeese, e.a., Program Plan for Development of Molten-Salt Breeder Reactors, ORNL-5018, December, 1974

7. A.Weinberg, Molten-salt reactors, Nuclear Applications and Technology (now Nuclear Technology), v.8, no. 2 (Entire issue), 1970

8. J.R. Engel, e.a., Development status and potential program for development of proliferation-resistant molten salt reactors, ORNL/TM-6415, March, 1979

9. K. Mitachi, e.a., Nuclear and burn up characteristics of small molten salt power reactor, J. At. Energy Soc. Japan, v.32,no 4, pp.377-385, 1990

10. J. Vergnes, AMSTER concept, In proc. of Global'99, Jackson hole, USA, 1999

11. I. Slessarev, e.a., Concept of the thorium fueled accelerator driven subcritical system for both energy production and TRU incineration, In proc. of the ADTTA'99 international conference, Praha, Czech Republic, 1999

12. C. Bowman, Accelerator driven transmutation of waste using thermal neutrons: high-burn-up and weapons-material elimination without recycling , In proc. of the Global'99 international conference, Jackson hole, USA, 1999

13. Y. Hirose, Y. Takashima, The Concept of Fuel Cycle Integrated Molten Salt Reactor for Transmuting Pu+MA from spent LWR Fuels. In Proc. of Global 2001 international conference, Paris, September, 2001

14. M. Osaka, T. Misawa, Y. Yamane, Study on Two-Step TRU Transmutation Using Thorium Fueled Molten Salt Reactor, In Proc. of PHYSOR 96, September 1620, 1996 Mito, Japan, vol. 4, M-127

15. L. Mathieu et al., "Proposal for a Simplified Thorium Molten Salt Reactor",

16. Paper 428, Proceedings of GLOBAL 2005, Tsukuba, Japan, October 9-13, 2005 2005262

17. D. F. Williams, L. M. Toth and К. T. Clarno, Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High-Temperature Reactor (AHTR), ORNL/TM-2006/12, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee, 2006

18. V. Ignatiev, A. Fomichev, S. Subbotin, Natural circulation as a factor determining nuclear power installation self-protectiveness: calculation and experimental studies, Fusion Technology, (1991), v.20, p.627-630

19. V. Ignatiev, V. Novikov, A. Surenkov, Molten salt test loops (in and out reactor experimental studies), Preprint IAE-5307/4, M., 1991

20. Турчин Н.М., Дробышев A.B., Экспериментальные жидкометаллические стенды, М., Атомиздат, 1978

21. Блинкин B.JL, Новиков В.М., Жидкосолевые ядерные реакторы, М., Атомиздат, 1978

22. В.В. Игнатьев, C.B. Керсновский, В.М. Новиков, и др., Некоторые вопросы проектирования и эксплуатации установок с принудительной циркуляцией расплавов солей, ВАНТ, Сер. Атомно-водородная энергетика и технология, 1983, вып. 3(16), с. 14-15

23. MSR Program Semiann. Prog. Rept. (Feb. 28,1971), USA, ORNL-4676

24. MSR Program Semiann. Prog. Rept. (Aug. 31, 1975), USA, ORNL-5078

25. R.B. Lindauer, L.E. McNeesse. USA: Rept. ORNL-4622, 1970, Aug., p.224

26. Горбунов В.Ф., Батуров В.Б., Новоселов Т.П., Уланов С.А. О фторкислородном обмене в расплавах фтористых солей, содержащих уран, торий, цирконий, никель, железо, В кн.: Химия урана. М. Наука, 1981

27. C.F. Baes, The Chemistry and Thermodynamics of Molten Salt Reactor Fuels/ J. ofNucl. Mater.6 51 (1974) p.149-162

28. MSR Program Semiann. Prog. Rept. (July, 1959), ORNL-2799

29. Брайко В.Д., Новиков В.M., Чередников B.H. и др., Исследование радиационной стойкости фторидных топливных композиций в ядерном реакторе, ВАНТ, Сер. Атомно-водородная энергетика, 1981,№3, (10), с. 70-74

30. J.R. Keiser, J.H. De Van, Salt corrosion studies, TANS, 1975, v.22, p. 874-878

31. Граймс У.P., Проблемы подбора материалов для реакторов с расплавленными солями, Материалы и горючее для высокотемпературных ядерных энергетических установок, М., Атомиздат, 1966, с. 84-96

32. A. Glassner, Recent progress in molten salt reactor development, USA, Rept. ANL 5750, 1958

33. H.E. Mc Coy, Status of materials development for molten salt reactor, USA, rept. ORNL / TM-5920, Jan., 1978

34. Patent 3.576.622 (USA), Apr. 27, 1971, Nickel base alloy, E. Herbert, H.E. Mc Coy

35. V. Ignatiev, V. Novikov, A. Surenkov, V. Fedulov, The state of the problem on materials as applied to molten salt reactors: problems and ways of solution, Preprint IAE-5678/11, M., 1993

36. J.R Keiser, J.R. Distefano, E.J. Lawrence, Salt corrosion studies, USA, Rept. ORNL-5078, 1975, Aug, p. 91-97

37. J.W. Koger, Salt corrosion studies, Rept. ORNL-4832, USA, 1972, Feb, p.163-166

38. MSR Program Semiann. Prog. Rept. ORNL-5132, Feb, 1976

39. MSR Program Semiann. Prog. Rept. ORNL 4676, Feb, 1971

40. Беляев И.Н, СигидаН.П, Ж. неорган, химии.1957. Т.2. С.1119

41. Горячева В.П, Бергман.А.Г, Кислова .И, Ж.неорган.химии.1959. Т.4. С.2774

42. J.L. Holm, Acta Chem. Scand. 1965. V.19. P.638

43. C.R. Tipton, Reactor handbook materials, 2nd Ed, N.Y, 1960, P.439

44. K. Matiasovsky, I. Cakajdova, M. Malinovsky, Chem. Zvesti, 1965, V.19, P.513

45. D.M. Roy, R.Roy, E.F. Osborn, J. Amer. Ceram. Soc, 1950, V.33, P.85

46. E.Thilo, H.A. Lehnmann, J. anorg. allgem. Chem. 1949. Bd.258. S.332

47. T.B. Rhinehammer, C.R. Hudgens, J.Amer. Ceram. Soc. 1962. V.45. P.79

48. K.A. Romberger, J.Braunstein, Thoma R.E, J.Phys. Chem. 1972. V.76. P.l 154265

49. Новосёлова А.В., Левина М.Е., Савельева М.П.//Ж. неорган, химии. 1958. Т.З. С.2562

50. Е. Thilo, Н. Shroder, J .phys. Chem. 1951. Bd. 197. S.39

51. Т. Halm, News Yarbuch Miner. 1953. Bd.86. S. 1

52. Торопов H.A., Бондарь И.А., Успехи химии. 1955. T.24. С.52

53. R.E. Thoma (ed.), Phase diagrams of nuclear reactor materials, ORNL-2548, p.42, 1959

54. Григорьев И.С., Мейлихов E.3., Физические величины. Справочник. 1991

55. В.В. Игнатьев, А.В. Мерзляков, В.Г. Субботин, А.В. Панов, Ю.В. Головатов, Экспериментальное исследование физических свойств расплавов солей содержащих фториды натрия, лития и дифторид бериллия, Атомная энергия, т.101, вып.5, ноябрь, с.364-372, 2006

56. С. BARTON, "Solubility of Plutonium Trifluoride in Fused-Alkali FluorideBeryllium Fluoride Mixtures", J.Phys.Chem., 1960, 64, pp.306-309,

57. J.MAILEN, e.a., "Solubility of PuF3 in Molten 2LiF-BeF2" J.Chem. and Enging. Data, 1971, 16, pp.68-71,

58. J.H. Shaffer, W.R. Grimes, G.M. Watson et al. The recovery of protactinium and uranium fluorides systems by precipitation as oxides. Nucl. Sci. Engng., 1961, v.18, pp 177-181,

59. R.S. Ross, C.E. Bamberger, C.F. Baes, Report ORNL-4586, 1970, p. 4

60. C.E. Bamberger et al. Absence of effect of oxide on the solubility and the absorbtion spectra of PuF3 in molten LiF-BeF2-ThF4 and the instability plutonium (III) oxifluorides. J. Inorg. Nucl. Chem., 1970, v. 33, N 10, p. 3591

61. R.S. Ross, C.E. Bamberger, C.F. Baes. The oxide chemistry of plutonium in molten fluorides and the free energy of formation of PuF3 and PuF4. J. Inorg. Nucl. Chem, v. 33, N 3, 1971,p.767

62. В.Ф. Горбунов, Г.П. Новоселов. Взаимодействие фторидов лантана и церия с окислами металлов в среде расплавленных фтористых солей. ЖНХ, т.19, № 7, сс 1734-1736, 1974

63. О. Meyer, Ann.Phys. 43, 1, 1891

64. Е. Г. Швидковский, Некоторые вопросы вязкости расплавленных металлов, М., 1955

65. S. S. Abalin, V. G. Asmolov,V .D. Daragan, E. К. D'yakov, A. V. Merzlyakov, V. Yu. Vishnevsky, Corium Kinematic Viscosity Measurement, Nuclear Engineering and Design, 2000,v. 200, p. 107-115

66. W. D. Powers, S. I. Cohen and N. D. Greene, Physical Properties of Molten Reactor Fuels and Coolants, Nuclear Science and Engineering, 17, 200-211, 1963

67. B.H. Десятник и др., Изучение физико-химических и теплофизических свойств расплавов фтористых солей лития, натрия, бериллия, урана и тория, Уральский Политехнический Институт, Отчет 03819/50, 1979

68. О. А. Краев, Метод определения зависимости температуропроводности от температуры за один опыт, Теплоэнергетика, N4, с.15-18, 1956

69. Е. С. Платунов, Физические измерения в монотонном режиме, Ленинград, Машиностроение, 1974, 224с.

70. V. Khokhlov, М. Smirnov, Е. Filatov, Proc. First Int. Symp. on Molten Salt Chemistry and Technology, Kyoto, Japan, p.391, 1980

71. MSR Program Semiannual Progress Report", ORNL -4396, Oak Ridge, p.122, 1969

72. Molten Salts:Volume 4, Part 1 .Fluorides and Mixtures. Electrical Conductance, Density, Viscosity, and Surface Tension Data / Janz G.J., Gardner G.L., Krebs U. et al.-J. Phys. And Chem. Ref. Data, 1974, Vol. 3, No. l,pp. 1-116

73. V. Khokhlov, V. Afonichkin, A. Salyulev, V. Ignatiev, K. Crebenkin, Prediction of Physicochemical Properties of the Selected Fuel Salt Compositions, Proc. of EUCHEM 2002 Molten Salts Conference, Oxford, UK, September 1-6, 2002, Abstracts, p. P45

74. Hoffman H.W., Lones J., Forced convection heat transfer in circular tubes containing LiF-NaF-KF eutectic, Oak-Ridge, Rept. ORNL-1777, 1955, Feb.

75. Cooke J.W., Сох В., Forced convection heat transfer measurements with a molten fluoride salt mixture flowing in a smooth tube, Oak-Ridge, Rept. ORNL/TM-4079, 1973, April

76. Silverman M.D., Huntley W.R, Robertson H.E., Heat transfer measurements in a forced convection loop with two molten fluoride salts: LiF-BeF2-ThF4-UF4 and NaBF4-NaF, Oak-Ridge, Rept. ORNL/TM-5335, 1976, Nov.

77. Cantor. S., Physical properties of molten salt reactor fuel, coolant and flash salts, Oak-Ridge, Rept. ORNL-2316,1968, 1968, Aug.

78. Sieder E.N., Tate C.E., Heat transfer liquids in tubes, Ind. Eng. Chem., 1936, #28, p. 1429-1435

79. Михеев M.A., Основы теплопередачи, M.-JI., Госэнергоиздат, 1956, c.392

80. Hausen Н., Darstellung des warmeub bergangs in rohre durch verallgemeinerte potenzbeziehungen, ZVDI, Beihfte verfahrenstechnik, 1943, h.4, s.91-98

81. Игнатьев B.B., Керсновский C.B., Щербанюк О.П., Манчха С.П., Смирнов Ю.Б., Суренков А.И., Исследование теплообмена расплава фтористых солей LiF-NaF-KF при течении в круглой трубе, Атомная энергия, т.57, вып. 2, октябрь, 1984, с.123-124

82. Петухов Б.С., Кириллов В.В., К вопросу о теплообмене при турбулентном течении жидкости в трубах, Теплоэнергетика, 1958, №4, с. 63-68

83. Gnelinski V., Neue gleichungen fur den warme und stoffubergang in turbulent durchstromten rohren und kanalen, Forshung ingenieurwesen, 1976, bd 41, s. 1-10

84. Ligthil M.J., Theoretical considerations of free convection in tubes, Quart. J. of Mech. And Appl. Math, 1953, v.6, #4, p.398-451

85. Бейли Ф.Д., JIokk Г.С, Тепловые характеристики закрытого термосифона, Теплоотдача, 1964, №1, с. 36-48

86. Полозов А.И., Исследование и интенсификация теплообмена в закрытом термосифоне и его конструкция, Автореф. Дис. Канд. Тех. Наук, М, МЭИ, 1972

87. V. Ignatiev, V. Novikov, A. Surenkov, Heat transfer in closed thermosyphons as applied to molten salt reactor designs, Kerntechnik, 54, No.l, 1989, p.44-49

88. Игнатьев В. В, Абалин С. С, Новиков В.М, Суренков А.И,

89. Экспериментальное исследование теплообмена в закрытых термосифонах сжидкосолевыми теплоносителями LiF-BeF2-TF4-UF4 и NaF-NaBF4, ВАНТ, Сер.

90. Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1, 1988, с. 58-61268

91. Игнатьев В.В., Суренков А.И, Федулов В.И., Чередников В.Н., Тепловые характеристики закрытого термосифона с жидкосолевым теплоносителем, Препринт ИАЭ-4314/36 М., ЦНИИатоминформ, 1986

92. V. Ignatiev, R. Zakirov, V. Gorbunov, Fuels and Fission Product Clean up for Molten Salt Reactor of the Incinerator / Energy Production Type, Proc. of ATALANTE 2000 International Congress, Avignon, October 24-26, 2000, Paper 2.30

93. V. Ignatiev, O. Feinberg, S. Konakov, S. Subbotine, A. Surenkov, R. Zakirov, Physical and chemical feasibility of fuelling molten salt reactors with TRU's trifluorides, Proc. of Global International Symposium, Paris, September, 2001

94. V. Ignatiev, O. Feynberg, A. Myasnikov, R. Zakirov, Reactor Physics & Fuel Cycle Analysis of a Molten Salt Advanced Reactor Transmuter, Proc. of ICAPP'03 International Congress, Cordoba, Spain, May 4-7, 2003

95. V. Ignatiev, O. Feynberg, A. Myasnikov, R.Zakirov, Neutronic Properties and Possible Fuel Cycle of a Molten Salt Transmuter, Proc. of Global'03 International Symposium

96. R. Zakirov, V. Ignatiev, V. Subbotin, A. Toropov, Electrochemical Properties of Zirconium, Lanthanides and TRU in Molten Mixtures of LiF, BeF2 and NaF, Proc. of ATALANTE 2004 Congress, Nimes, June 21-24, 2004, 022-09November 1620,2003, New Orleans

97. V. Ignatiev, O. Feynberg, V. Smirnov, A. Tataurov, G. Vanukova, R. Zakirov, Characteristics of MOlten Salt Actinide Recycler and Transmuter system, Proc of ICENES-2005, Brussels, Belgium, August 21-26, 2005, Paper IC0064

98. V. Ignatiev, O. Feynberg, A. Merzlyakov, V. Smirnov, A. Surenkov, A.

99. Tataurov, G. Vanukova, R. Zakirov, V. Subbotin, A. Toropov, A. Panov, V.

100. Afonichkin, V. Khokhlov, Integrated Study of Molten Na, Li, Be/F Salts for LWR269

101. Waste Burning in Accelerator Driven and Critical Systems, Proc. of Global'05 International Symposium, Tsukuba, Japan, October 9-13, 2005, Paper 27

102. S. Wang, A. Rineiski, W. Maschek, V. Ignatiev, Transient analyses for molten salt transmutation reactor using the SIMMER-III code, Proc. of ICONE 14 International Conference, July 17-20, 2006, Miami, Florida, USA

103. W. Maschek, A. Stanculescu, V. Ignatiev, et al, Report on Intermediate Results of the IAEA CRP on Studies of Advanced Reactor Technology Options for Effective Incineration of Radioactive Waste, Proc. of ICENES 2007, Istanbul, Turkey, 3-8 June, 2007

104. Л.П. Абагян. Содержание основных библиотек нейтронных констант

105. DLCYMCUDАТ-2.2 для программы MCU. ИЯР РНЦ КИ, Инв. 36.12-2001.270

106. J. F. BRIESMEISTER, MCNP A general Monte Carlo N-Particle transport code, version 4B, Los Alamos National Laboratory Report, LA-12625-M, 1997.

107. ORIGEN 2.1 Isotope Generation and Depletion Code - Matrix Exponential Method, ORNL, RSIC Computer Code Collection, CCC-371, August 1996

108. M.C. Юдкевич Программа BURNUP для расчета изменения изотопного состава реактора в процессе кампании. ИАЭ-6048/5. М. 1997.

109. MacFarlane R.E. The NJOY Nuclear Data Processing System, ver. 91, 1993.

110. NJOY99.0. Code System for Producing, Pointwise and Multigroup Neutron and Photon Cross Sections from ENDF/B Data, RSICC Peripheral Shielding Routine Collection, PSR-480, 2000

111. A.B. Pashchenko et al., "FENDL/A-2.0 Neutron activation cross section data library for fusion applications", report IAEA (NDS)-173 (IAEA October 1998). Data library retrieved online (or: received on tape) from the IAEA Nuclear Data Section.

112. J.C. Ryman, O.W. Hermann, "ORIGEN-S DATA LIBRARIES", ORNL/NUREG/CSD-2A/3/R6, March 2000

113. Система моделирования движения жидкости и газа. FlowVision, версия 2.0. Руководство пользователя, 2001, ООО ТЕЗИС.

114. P.A. Platonov е.а., Radiation damage and lifetime evaluation of RBMK graphite stack, RRC-Kurchatov Institute, Moscow, IAE-578/14, 1993

115. Advances in Molten Salt Chemistry, Vol.3 /Ed. J.Braunstein, G.Mamantov, G.P.Smith- Plenum Press, 1975, pp.285, 389

116. Металлургия бериллия (физико-химические исследования) Лвазубин А.И., Кунаев A.M., Евсеев Ю.Н., Бочкарев Б.А., Алма-Ата, "Наука" КазССР, 1980, 212с. 128. Th. Hahn , In: N. Jahrbuch f. Mineralogie. Abhandlungen. Bd. 86, S. 33-38

117. Fredricksen J.A., Gilpatrick L.O., Barton Ch.J. US At. Energy Comm. ORNL-TM-2335 (1969), 25 pp.

118. C.E.Bamberger, R.G.Ross, C.F.Baes, Jr., J.P.Young. J.inorg. nucl. Chem, 1971, Vol.33, pp.3591

119. Клименков A.A., Курбатов H.H., Распопин С.П., Червинский Ю.Ф. Атомная энергия, 1987, т.62, вып.2, с. 119-120

120. В. Десятник, В. Нечаев, Ю.Червинский, Вязкость расплавленных смесей фторида бериллия с фторидами лития и натрия, Ж. Прикладной Химии, 54(10), 1981 г., стр.2310-2312

121. М. Smirnov, V. Khokhlov, A. Antonov, Viscosity of Molten Alkali Halides and their Binary Mixtures, Moscow, Nauka, 1979, 102 p.

122. R. Brookes, P. Madden, M. Salanne, C. Simon, and P. Turq, J. Phys. Chem. В 2006, 110, p. 11454-11460

123. M. Salanne, C. Simon, P. Turq, R. Heaton, and P. Madden, J. Phys. Chem. В 2006, 110, p. 11461-11467

124. V. Khokhlov, D.Sc. Thesis, Sverdlovsk, 1984, 495 p.

125. Handbook for Chemists, Vol. 1, Goskhimizdat, Moscow-Leningrad, 1962

126. А. Клименков, H. Курбатов, С. Распопин, Ю. Червинский. Атомная энергия, 1986, т.61, вып.6, с.444-445

127. J.P.M. van der Meer, R.J.M. Konings. J. Nucl. Mater., 2007, Vol. 360, pp. 1624

128. C. Bessada, A. Rakhmatullin, A.-L. Rollet, D. Zanghi. J. Nucl. Mater., 2007, Vol. 360, pp. 43-48

129. Sh. Нага, K. Ogino. ISIJ International, 1989, Vol. 29, No. 6, pp. 477-485

130. Э.А. Балакир, Ю.Г. Бушуев, Ю.В. Кудрявцев. Изв. СО АН СССР, сер. хим., 1968, № 4. вып. 2, с. 57

131. С.Ф. Белов, М.С. Игумнов, Е.С. Лифшиц, А.В.Синько. Изв. ВУЗов. Цвет, мет., 1976, №5, с. 51-54

132. А.А. Клименков, Н.Н. Курбатов, С.П. Распопин, Ю.Ф.Червинский. Изв.

133. ВУЗов. Цвет, мет., 1983, № 1, с. 129-131272

134. G.J. Janz, F.W. Dampier, G.R. Lakshminsranayanan, P.K. Lorenz and R.P.T. Tomkins. Molten Salts. Vol. I., NSRDS-NBS, U.S. Dept. Commerce, 1968

135. M.B. Смирнов, В.П. Степанов, B.A. Хохлов, Ю.А. Шумов, А.А. Антонов. Ж.Ф.Х., 1974, т. 48, № 2, с. 467-469

136. D.J. Hill, S. Cantor and W.T. Ward. J. Inorg. Nucl. Chem., 1967, Vol. 29, p. 241

137. V.Ignatiev, A.Merzliakov, V.Afonichkin, V.Khokhlov et al. Proc. 7th Exchange Meeting "Actinide and fission product partitioning trans-mutation", Jeju, Korea (Sept. 9-14, 2002), OECD/NEA, Paris, 2003, p. 581-590

138. V.Ignatiev, K.Grebenkine, V.Subbotin, A.Merzlyakov et al. The International Symposium on Ionic Liquids (26-28 June, 2003, Carry le Rouet, France). Proc./ Eds.: H.A. 0ye and A. Jagt0yen, NUST, Trondheim, Norway, 2003, p. 299-310

139. А.А. Клименков, H.H. Курбатов, С.П. Распопин, Ю.Ф.Червинский. Деп. № 578хп-82, Черкассы: Отд. науч.-иссл. ин-та техн.-эконом, исслед. МХП. 10 с.

140. G.J. Janz. J.Phys.Chem.Ref.Data, 1988, Vol.17, Suppl. № 2

141. B.H.Десятник, А.И.Нечаев, Ю.Ф.Червинский. ЖПХ, 1981, т. 54, № 10, с. 2310-2312

142. Ю.Ф.Червинский, В.Н.Десятник, А.И.Нечаев. Ж.Ф.Х., 1982, т. 56, № 8, с. 1946-1949

143. J.W.Cooke, MSRP Semiannu. Progr. Rep. Aug. 31, 1969, USAEC Report ORNL-4449, Oak Ridge National Laboratory, p. 92

144. Y.Kato, N.Araki, K.Kabayashi, A.Makino In: Thermal Conductivity 18 / Ed. T.Ashworth, D.R.Smith/, Plenum Press, New York-London, 1985, pp. 95-104

145. Report of ORNL-TM-2316, 1968, pp. 11-13