Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах

Опыты проводились в стационарном тепловом режиме путем непосредственного замера температуры стенки по длине трубы термосифона при условиях на стенке qс =const; tс = const и объемном энерговыделении. Для измерения распределения температур по длине трубы ЭУ (5 сечений в зоне нагрева и 5 сечений в зоне охлаждения) к ее наружной поверхности были приварены хромель-алюмелевые термопары типа КТМС (диаметр 0,2 мм). В опытах с наклонными термосифонами в каждом сечении установлено по 4 термопары. Эффективность переноса тепла характеризовалась с помощью критерия Нуссельта: Nuд= Q д / [Fн .л (tсн - tсо.)], где Q - количество тепла, переданное жидкости через поверхность зоны нагрева Fн и снятое в зоне охлаждения; tсн и tсо - средние температуры стенки в зонах нагрева и охлаждения рассчитывались как средневзвешенные по длине трубы; л - теплопроводность жидкости.

Исследования теплообмена в термосифонах без вставки с расплавами NaF-NaBF4, LiF-BeF2-ThF4-UF4, а также дистиллированной водой, были проведены при граничном условии в зоне нагрева qc = const. Погрешность определения модифицированного коэффициента теплоотдачи б*= Q / [Fн .(tсн - tсо.)] не превышала 5 %. Данные по теплопередаче представлены на рис. 5.3 в безразмерном виде. При определении чисел подобия за определяющий поперечный размер принят внутренний радиус трубы термосифона R, за определяющую температуру - ее среднее значение по длине стенки трубы термосифона в зоне нагрева tсн; хR = GrR?Pr?R/lн; qсн = Q/ Fн; Fн =2р R?lн; GrR = g?в?qсн?R4/(лн2); в и н -коэффициенты объемного расширения и кинематической вязкости жидкости; g - ускорение свободного падения.

В опытах имело место два типа течения жидкости. Для ламинарного режима пульсации температуры стенки наблюдаются только в зоне сочленения потоков, а для турбулентного -- по всей длине термосифона. Отметим, что в первом случае максимум интенсивности пульсаций немного смещен в сторону зоны охлаждения, а во втором - в сторону зоны нагрева. Экспериментальные данные показали, что переход от ламинарного к турбулентному течению начинается в области хR > 7*106. С увеличением тепловой нагрузки интенсивность пульсаций линейно возрастала по всей длине трубы. Видно, что результаты, соответствующие теплообмену при ламинарном течении, хорошо согласуются с теоретической зависимостью, полученной Бейли и Локком для ламинарного пограничного слоя, а данные для переходного режима (хR > 7?106) лежат заметно выше этой теоретической кривой. Тем не менее, все экспериментальные точки для обоих типов течения неплохо (с разбросом ±25 %) согласуются с эмпирической кривой Полозова, полученной по данным на дистиллированной воде и глицерине для хR > 103 - 107. Кривая, соответствующая нашим экспериментальным данным на воде при хR > 2?107 имеет меньший наклон, чем кривая Полозова. Это может быть объяснено тем, что при хR > 2?107 происходит переход к так называемому «стесненному турбулентному течению», когда имеет место интенсивное взаимодействие восходящих и нисходящих потоков в жидкости и теплообмен ухудшается.

Отметим, что параметр хR не учитывает влияние на теплообмен изменения свойств жидкости по радиусу и длине термосифона. Однако, это обстоятельство играет заметную роль при возрастании перепадов температур. Этот эффект можно учесть, введя в обобщающую зависимость множитель, отражающий некоторое улучшение теплообмена при увеличении отношения чисел Прандтля (Pro / Prн), взятых при средних температурах стенки термосифона в зонах нагрева и охлаждения. Соответствующие результаты представлены на рис. 5.3.б, из которых видно, что разброс данных по расплавам солей относительно усредняющей кривой 5 существенно меньше (не более ±12 %), чем на рис. 5.3.а. Проведенный анализ результатов показал, что данные по расплавам фторидов согласуются с теоретическими и экспериментальными результатами по теплопередаче для жидкостей с числами Рr > 1. Тепловые характеристики термосифона в течение более 500 час. работы с расплавами LiF-BeF2-ThF4-UF4 при tсн =750 °С и NaF-NaBF4 при tсн =630 °С со временем не изменялись. Для расчета теплопередачи вертикального термосифона без вставки, заполненного расплавом фторидов, могут быть рекомендованы критериальные зависимости вида:

NuR = 0,195{хR?[(L-lн)/lн]0,5}0,235 (Pro/ Prн)0,25 при 8 .103 < хR < 4.107;

NuR = 0,356{хR?[(L-lн)/lн]0,5}0,192 (Pro/ Prн)0,25 при 4.107 < хR < 1010

Исследование теплообмена фторидных солей в термосифоне со вставкой было проведено с расплавом молярного состава: LiF-BeF2-UF4 и на дистиллированной воде. Эксперименты проводились при условиях теплоподвода на стенке в нижней части термосифона qс =const и tс = const. Для получения объемных источников тепла в LiF-BeF2-UF4 нижний конец термосифона помещали в активную зону исследовательского реактора ВВР-СМ. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны носило характер, близкий к косинусоидальному. В поперечном сечении жидкости объемные источники тепла были распределены практически равномерно.

Экспериментальные данные для термосифонов со вставкой допускают критериальное обобщение подобно тому, как это сделано для термосифонов без вставки, с той разницей, что здесь за определяющий поперечный размер принята ширина кольцевого зазора между вставкой и трубой термосифона - b. Данные по теплопередаче расплава фторидов LiF-BeF2-UF4 (Pr = 12-18) и дистиллированной воды (Pr=2-7) представлены на рис. 5.4 в критериальном виде. Из рис. 5.4 видно, что полученные при раздельном и совместном действии поверхностных и объемных источников тепла опытные данные с разбросом точек, не превышающим ±10 %, обобщены критериальной зависимостью:

Nub=0,24[хb (L-lн)/lн]0,24(Pro/ Prн)n .

Здесь Nub = (qсн + qvb)b / [.л (tсн - tсо.)]; хb = Grb?Prн?b/lн; Grb = g?в(qсн + qvb)b4/(лн2); qсн , qv - средние по длине зоны нагрева плотности потока тепла через стенку и объемных источников тепла в жидкости. Эксперименты выполнены в следующем диапазоне определяющих параметров: доля объемных источников тепла в жидкости изменялась от 70 до 100 %, подводимой к термосифону мощности; (Pro/Prн)= 1,2-2,2; хb = 103-108.

Показатель степени n при множителе, учитывающем переменность физических свойств жидкости (Pro/Prн), в случае qсн=0 брался 0,25, а при qv=0 составлял 0,125. Из рис. 5.4 видно, что данные, полученные для LiF-BeF2-UF4, при различных граничных условиях в зоне нагрева (qс=const; tс=const, qv=qvmaxcos x) в диапазоне хb =103 - 105 достаточно хорошо описываются обобщающей кривой. При переходе от способа подвода тепла через стенку к объемной генерации в жидкости, более чем в 1,5 раза повышается эффективность передачи тепла в термосифоне. Переход от граничного условия qс =const к tс = const в пределах погрешности не оказывал влияния на тепловые характеристики. Исследования теплообмена на расплаве фторидных солей и дистиллированной воде обнаружили, начиная со значений Grb > 1,5?105, возникновение пульсаций температуры в стенке трубы термосифона, что свидетельствует о разрушении ламинарного режима течения. Переход от ламинарного режима течения к турбулентному в пределах погрешности измерений не оказывает влияния на интегральные тепловые характеристики термосифона. Здесь влияние такого перехода оказалось слабее, чем в термосифоне без вставки. Видимо, это связано с тем, что вставка устраняет непосредственное взаимодействие между восходящим и опускающимся потоками жидкости.

Было обнаружено, что при отклонении оси термосифона без вставки и со вставкой от вертикали имеет место неоднородность поля температур стенки по периметру кругового сечения трубы экспериментального участка. Увеличение угла наклона и тепловой нагрузки приводило к увеличению различий температуры стенки по верхней и нижней образующим. Эффективность переноса тепла при углах наклона от 0 до р/2 была выше соответствующих значений для вертикальных систем. Сопоставление результатов по тепловым характеристикам полученных для термосифонов без вставки и со вставкой при углах наклона от р/3 до р/2, показало, что они различаются незначительно. По-видимому, это обусловлено схожестью схем течения жидкости в таких условиях. При углах наклона более р/2 интегральные тепловые характеристики термосифонов резко ухудшались, что, связано с образованием застойных зон в торцевых участках.

В главе 6 представлены результаты разработки концепции ЖСР 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 возможных сценариев топливной загрузки стартовых и подпитывающих составов трансурановых элементов из ОЯТ твердотопливных реакторов определяющих некоторый диапазон возможных композиций, для ЖСР-С от наиболее плохого (с точки зрения размножающих свойств) до более 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 полностью адаптированы к специфике ЖСР-С и в настоящее время, отвечают всем требованиям адекватного рассмотрения кинетики систем с циркулирующим топливом.

Результатом расчетных исследований стал выбор основных нейтронно- характеристик активной зоны и топливного контура ЖСР-С. Показано, что оптимальный спектр для ЖСР-С - промежуточный спектр гомогенного ЖСР без графитового замедлителя. Вследствие интенсивной наработки Cm-245 в спектре, характерном для такого реактора, возможна его работа без дополнительных источников нейтронов. Показано, что растворителями для подобной системы могут быть расплавы молярного состава 73LiF-27BeF2 или 15LiF-58NaF-27BeF2. Активная зона имеет диаметр 3,4 м и высоту по топливу 3,6 м. В такой системе при скорости выведения растворимых продуктов деления 300 эфф. сут. устанавливающиеся равновесные концентрации трифторидов актиноидов будут существенно ниже предела их растворимости в данных составах при минимальной температуре в топливном контуре 600 оC. Восстановительная экстракция топливных компонентов из соли в жидкий висмут и их последующая реэкстракция в очищенную соль представляется наиболее приемлемым технологическим методом рециклирования актиноидов в ЖСР-С. Для очистки топливной соли от лантаноидов в случае состава 15LiF-58NaF-27BeF2 необходимо детально изучить методы дистилляции и сокристаллизации. Применение метода сокристаллизации лантаноидов с трифторидом церия может существенно уменьшить объем соли, который необходимо очищать методом дистилляции.

Проведено расчетное исследование по выбору оптимального, с точки зрения минимальной топливной загрузки, материала и толщины отражателя. В результате расчетов выбрана конфигурация активной зоны с твердыми отражателями из графита и никеля; толщина отражателей составляет 0,2 м. С помощью теплогидравлических расчетов проанализированы различные варианты организации входа \ выхода топливной соли в рассматриваемой цилиндрической геометрии активной зоны и охлаждения отражателей. Вариантные расчеты сопряженной задачи теплогидравлики (активная зона с никелевыми отражателями) позволили провести выравнивание поля скорости за счет увеличения высоты бокового входного окна с 0,1 м до 0,5 м и использования верхнего конического (взамен плоского) торцевого отражателя. Дополнительное применение на входе в активную зону перфорированной плиты с пористостью 32 % позволило полностью устранить рециркуляционные области течений и снизить максимальную температуру топливной соли до 761 oC, что всего на 46 oC выше среднего значения на выходе из активной зоны. Максимальная температура никелевого отражателя в этом случае составила 846 oC, нижнего и верхнего - соответственно 823 oC и 790 oC. Переход к графитовому отражателю для заданных энерговыделений существенно не изменил распределения скоростей и температур активной зоны и отражателей. Рассмотренная активная зона ЖСР-С удовлетворяет двум наиболее важным требованиям теплогидравлики: (1) максимальная температура твердых отражателей достаточно низкая, что позволяет использовать их в течение достаточно длительного периода времени и (2) отсутствуют рециркуляционные и застойные области.

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. Предварительная оценка указывает на возможность конкурентоспособного развития ЖСР-С, однако для определения его реальных перспектив необходимы детальные проектные проработки таких специализированных энергоустановок и проведение соответствующих технико-экономических обоснований, включая вопросы безопасности.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. 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.

2. Проведено систематическое комплексное исследование свойств расплавов солей фторидов и конструкционных материалов, участвующих в технологических процессах жидкосолевых реакторных установок. Создана база данных для выбора и усовершенствования технологии и состава смесей расплавов солей фторидов как топлива и теплоносителя для инновационных применений в ядерных реакторах.

3. В результате испытаний длившихся от 500 до 1600 час. при температурах 500-750 oC показана работоспособность основных элементов петель (насос, теплообменник, системы подготовки, очистки, контроля состояния расплава) с принудительной и естественной циркуляцией жидкосолевых композиций, в том числе с добавками ThF4, UF4 и PuF3. В процессе лабораторных и реакторных экспериментов отработаны режимы запуска и расхолаживания контуров циркуляции. Положительные результаты укрупненных лабораторных и реакторных испытаний подтверждены актами.

4. 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 циркулирующего расплава от примесей, содержащих хром, железо, никель и др. металлы при помощи «холодных» ловушек.

5. Разработана 3х-электродная конструкция устройства измерения редокс -потенциала с бездиафрагменным 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.

6. Показано, что радиолитическое выделение фтора из расплавленных фторидных топливных композиций при облучении в ядерном реакторе мало. Измеренные в экспериментах КУРС-2 значения G(F2) имеют масштаб 10-5 - 10-6 молекул на 100 эВ, поэтому фторидные топливные композиции могут быть отнесены к разряду радиационно-стойких в рабочей области температур ЖСР.

7. Надежно установлено, что зависимость логарифма молярной концентрации PuF3 от 1/Т(К) в изученных расплавах LiF, NaF и BeF2 описывается линейной функцией, при этом трифторид неодима вытесняет трифторид плутония. Присутствие в расплаве дифторида европия (до 0,3 мол. %) не оказывает влияния на растворимость трифторида плутония.

8. 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 оС).

9. Впервые в динамических неизотермических условиях коррозионных испытаний взаимодействия отечественных никель-молибденовых сплавов с кандидатными составами топливной соли ЖСР-Р и ЖСР-С содержащими фториды бериллия, лития, натрия, тория, урана и плутония при максимальной температуре до 750 oС показано, что практически при всех вариантах легирования скорость равномерной коррозии сплавов типа ХН80МТ была менее 6 мкм/год.

10. Показано, что при использовании в качестве источника теллура Cr3Te4 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.

11. Установлено, что при взаимодействии с эвтектиками NaF-NaBF4 и LiF-NaF-KF 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.

12. Получены результаты по теплоотдаче при вынужденном течении расплава LiF-NaF-KF 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

13. Впервые получены экспериментальные значения тепловых характеристик закрытых термосифонов с расплавами LiF-BeF2-UF4, LiF-BeF2-ThF4 и NaBF4-NaF в области определяющих параметров, характерной для теплообменников ЖСР. В результате обработки и обобщения полученных экспериментальных данных построены эмпирические зависимости для расчета тепловых характеристик закрытых термосифонов без вставки и со вставкой при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения.

14. Впервые предложена концепция и выполнено комплексное исследование гомогенного ЖСР-С для сжигания плутония / минорных актиноидов различных составов из ОЯТ ЛВР 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 рациональные конструкция и компоновка оборудования и соответствующий выбор конструкционных материалов по предварительным оценкам, дают возможность снизить капитальные удельные вложения по сравнению с другими предложениями по ЖСР.

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

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ ОТРАЖЕНО В СЛЕДУЮЩИХ РЕЦЕНЗИРУЕМЫХ ПУБЛИКАЦИЯХ

1. В.В. Игнатьев, С.В. 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

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

3. Брайко В.Д., Игнатьев В.В., Новиков В.М., Суренков А.И., Тихомиров И.Б., Федулов В.И., Чередников В.Н., Прусаков В.Н., Петлевая реакторная установка с жидкосолевым топливом КУРС-2. Часть II. Экспериментальные исследования теплофизических характеристик, Препринт ИАЭ-4450/4, М., 1987

4. Игнатьев В.В., Абалин С.С., Новиков В.М., Суренков А.И., Экспериментальное исследование теплообмена в закрытых термосифонах с жидкосолевыми теплоносителями LiF-BeF2-TF4-UF4 и NaF-NaBF4, ВАНТ, Сер. Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1, 1988, с. 58-61

5. Брайко В.Д., Игнатьев В.В., Новиков В.М., Суренков А.И., Тихомиров И.Б., Федулов В.И., Чередников В.Н., Прусаков В.Н., Теплофизические характеристики твэла с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива, ВАНТ, Сер. Атомно-водородная энергетика и технология, вып.1, 1988, с. 61-64

6. Игнатьев В.В., Новиков В.М., Суренков А.И., Федулов В.И., Исследование коррозионной стойкости конструкционных материалов для атомной станции промышленного теплоснабжения с жидкосолевым реактором, ВАНТ, Сер. Атомно-водородная энергетика и технология, вып.3, 1989, с. 23-25

7. V. Ignatiev, V. Novikov, A. Surenkov, Heat Transfer in Closed Thermosyphons as Applied to Molten Salt Reactor Designs, Kerntechnik, 54, No.1, 1989, p.44-49

8. Брайко В.Д., Игнатьев В.В., Новиков В.М., Суренков А.И., Тихомиров И.Б., Прусаков В.Н., Федулов В.И., Чередников В.Н., Эксперименты на установке с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива LiF-BeF2-UF4, Атомная энергия, т.69, вып.4, октябрь, 1990, с.211-215

9. Новиков В.М., Игнатьев В.В., Федулов В.И., Чередников В.Н., Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы, Энергоатомиздат, М., 1990.

10. V. Ignatiev, A. Fomichev, S. Subbotin, Natural Circulation as a Factor Determining Nuclear Power Installation Self-protectiveness: Calculation and Experimental Studies, Fusion Technology, v.20, 1991, p.627-630

11. 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

12. S. Subbotine, P. Alekseev, V. Ignatiev, S. Konakov, L. Menshikov, N. Ponomarev Stepnoi, V. Prusakov, V. Stukalov, Harmonization of Fuel Cycles for Long-range and Wide-scale Nuclear Energy System, Proc. of Global 1995 International Symposium, Versailles, France, September, v.1, 1995, p. 199-206

13. Алексеев П.Н., Игнатьев В.В., Коляскин О.Е., Меншиков Л.И., ., Прусаков В.Н., Пономарев Степной Н.Н., Субботин С.А, Аленицкий Ю.Г., Красных А.К., Сомов Л.Н., Каскадный подкритический жидкосолевой реактор как элемент топливного цикла, Атомная энергия, т.79, вып.4, октябрь, 1995, с.243-252

14. Алексеев П.Н., Игнатьев В.В., Коляскин О.Е., Мостовой В.И., Меншиков Л.И., Пинзул А.Н., Пономарев Степной Н.Н., Прусаков В.Н., Субботин С.А, Красных А.К., Руденко В.Т., Каскадный подкритический реактор повышенной безопасности, Атомная энергия, т.79, вып.4, октябрь, 1995, с.327-337

15. V. Ignatiev, P. Alekseev, L. Menshikov, V. Prusakov, S. Subbotine, Molten Salt Reactor Technology for Long-range and Wide-scale Nuclear Energy System, Proc. of the second international conference on Accelerator driven technologies and applications, Kalmar, Sweden, June 3-7, v.1, 1996, p. 193-202

16. 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

17. V. Ignatiev, P. Alekseev, K. Grebenkine, S. Konakov, N. Ponomarev Stepnoi, V. Prusakov, S. Subbotine, Molten Salt Reactor Technology & Hybrid Concepts for Nuclear Energy Generation and Transmutation, Proc. IAEA TCM on feasibility and motivation for hybrid concepts for nuclear energy generation and transmutation, Madrid, Spain, 17-19 September, 1997, p. 630-641

18. P. Alekseev, V. Ignatiev, S. Konakov, L. Menshikov, N. Ponomarev Stepnoi, V. Prusakov, V. Stukalov, S. Subbotine, Harmonization of Fuel Cycles for Nuclear Energy System with the use of Molten Salt Technology, Nuclear Engineering and Design, 173, 1997, p. 151-158

19. V. Ignatiev, K. Grebenkine, R. Zakirov, Experimental study of molten salt technology for safe, low-waste and proliferation resistant treatment of radioactive waste and plutonium in accelerator-driven and critical systems, Proc. of Global'99 International Symposium, Jackson hole, USA, September, 1999

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

21. 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, France, September, 2001

22. V. Ignatiev, Molten Salts for Safe, Low Waste and Proliferation Resistant Treatment of Radwaste in Accelerator Driven and Critical Systems, Molten salts from fundamentals to applications, Nitherlands, Kluwer academic publishers, NATO science series II: Mathematics, Physics and chemistry, v. 52, 2002, p. 263-283

23. V. Ignatiev, A. Merzlyakov, V. Afonichkin, V. Khokhlov, A. Salyulev, Yu. Golovatov, K. Grebenkin, V. Subbotin, Transport Properties of Molten Salt Reactor Fuel Mixtures: the Case of Li,Na,Be /F and Li,Be,Th/F Salts, Proc. of 7th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 2002, Jeju, Korea, October 12-18

24. V. Khokhlov, V. Afonichkin, A. Salyulev, V. Ignatiev, 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

25. 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

26. V. Ignatiev, A. Merzlyakov, V. Gorbunov, V. Afonichkin, V. Khokhlov, A. Salyulev, Y.Golovatov, K. Grebenkine, A. Panov, V. Subbotin, Physical and Chemical Properties of Molten Salt Reactor Fuel Salts, Proc. of ICAPP '03 Symposium, Cordoba, Spain, May 4-7, 2003

27. 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, New Orleans, USA, November 16-20, 2003

28. V. Ignatiev, V. Gorbunov, A. Merzlyakov, A. Surenkov, I. Gnidoy, V. Subbotin, A. Panov, Y. Golovatov, V. Afonichkin, V. Khokhlov, A. Salyuev, MOSART Fuels and Container Materials Study: Case for Li,Na,Be/F Solvent System, Proc. of Global'03 International Symposium, New Orleans, USA, November 16-20, 2003

29. V. Ignatiev, V. Subbotin, A. Merzlyakov, O. Feynberg, V. Gorbunov, Y. Golovatov, A. Panov, V.Afonichkin, V. Khokhlov, A. Salyulev, Physical & Chemical Properties of Fuel Salt for MOSART Concept, Proc. of International Symposium on Ionic Liquids, Carry le Rouet, France, June 26-28, 2003, pp.299-310

30. 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, O22-09

31. V. Subbotin, A. Panov, V. Ignatiev, V.Menshenin, M. Volozhin, Solubility of. Actinide / Lanthanide Trifluorides in Molten Mixtures of LiF, BeF2 and NaF, Proc. of ATALANTE 2004 Congress, Nimes, June 21-24, 2004, Paper P2 -47

32. 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 ICO064

33. V. Ignatiev, O. Feynberg, A. Merzlyakov, V. Smirnov, A. Surenkov, A. Tataurov, G. Vanukova, R. Zakirov, V. Subbotin, A. Toropov, A. Panov, V. Afonichkin, V. Khokhlov, Integrated Study of Molten Na, Li,Be/F Salts for LWR Waste Burning in Accelerator Driven and Critical Systems, Proc. of Global'05 International Symposium, Tsukuba, Japan, October 9-13, 2005, Paper 27

34. A. Merzlyakov, V. Ignatiev, Measurement of Transport Properties for Molten Na, Li,Be/F Mixtures, Proc. of NURETH-11 International Symposium, Avignon, France, October 2-6, 2005, Paper 083

35. V. Ignatiev, A. Surenkov, V. Fedulov, V. Afonichkin, A. Bovet, V. Subbotin, A. Toropov, Alloys Compatibility with Fuel and Coolant Salts, Proc. of 7th International Symposium on Molten Salts Chemistry and Technology (MS7), Toulouse, 29 August-2nd September, 2005, pp. 641-645

36. V. Ignatiev, Y. Golovatov, A. Merzlyakov, A. Panov, V. Subbotin, Physical Properties of Na, Li, Be/F MOSART Fuel Salt, Proc. of 7th International Symposium on Molten Salts Chemistry and Technology (MS7), Toulouse, 29 August-2nd September, 2005, pp. 669-673

37. R. Zakirov, V. Ignatiev, A. Panov, A. Toropov, V. Afonichkin, Electrochemical Study of Zirconium, Lanthanides and TRU in Fluoride Melts, Proc. of 7th International Symposium on Molten Salts Chemistry and Technology (MS7), Toulouse, 29 August-2nd September, 2005, pp. 623-626

38. V. Ignatiev, A. Surenkov, I. Gnidoi, V. Fedulov, V. Afonichkin, A. Bovet, V. Subbotin, A. Toropov, Experience with Alloys Compatibility with Fuel and Coolant Salts and their Application to MOlten Salt Actinide Recycler & Transmuter, Paper 6002, Proc. of ICAPP '06, Reno, USA, June 4-8, 2006

39. A. Rineiski, V. Ignatiev, D. Da Cruz, S. Dulla, O. Feinberg, E. Malambu, W. Maschek, A. Stanculescu, M. Szieberth, S. Wang, Safety-related Neutronics Parameters of a Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter, Proc. of PHYSOR-2006, Vancouver, Canada, September 10-14, 2006

40. Игнатьев В.В., Суренков А.И., Гнидой И.П., Федулов В.И., Углов В.С., Панов А.В., Сагарадзе В.В., Субботин В.Г., Торопов А.Д., Афоничкин В.К., Бове А.Л., Исследование коррозионной стойкости сплавов на основе никеля во фторидных расплавах, Атомная энергия, т.101, вып.4, октябрь, 2006, с.278-285

41. Игнатьев В.В., Мерзляков А.В., Субботин В.Г., Панов А.В., Головатов Ю.В., Экспериментальное исследование физических свойств расплавов солей содержащих фториды натрия, лития и дифторид бериллия, Атомная энергия, т.101, вып.5, ноябрь, 2006, с.364-372 42. 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, Miami, Florida, USA, July 17-20, 2006

43. V. Afonichkin, A. Bovet, V. Ignatiev, A. Panov, V. Subbotin, A. Surenkov, A. Toropov, A. Zherebtsov, Dynamic Reference Electrode for Investigation of Fluoride Melts Containing Beryllium Difluoride, Zeitschrift fur Naturforschung, v. 62, 2007 (see also Proc. of EUCHEM 2006, Tunisia, August, 2006)

44. A. Zherebtsov, A. Panov, V. Subbotin, A.Toropov, I. Gnidoy, V. Ignatiev, A. Surenkov, V. Uglov, Experimental Study of Corrosion Resistance of Nickel-based Alloys in Fluoride Melts, Proc. of EUCHEM 2006, Tunisia, August, 2006

45. A. Panov, V. Subbotin, A. Toropov, V. Afonichkin, V. Ignatyev, A. Surenkov Na,Li,Be/F Melt Preparation for Experiments in Thermal Convection Loop, Proc. of EUCHEM 2006, Tunisia, August, 2006

46. V. Ignatiev, V. Afonichkin, O. Feynberg, A. Lopatkin, A. Merzlyakov, A. Myasnikov, A. Panov, V. Smirnov, V. Subbotin, A. Surenkov, A. Toropov, I. Tretiakov, G. Vanukova, R. Zakirov, D. Da Cruz, S. Dulla, E. Malambu, W. Maschek, A. Rineiski, M. Schikorr, A. Stanculescu, S. Wang, Progress in Integrated Study of MOlten Salt Actinide Recycler & Transmuter System, Proc. of 9th OECD/NEA IEM on P&T, Nimes, France, September, 2006

47. Пономарев-Степной Н.Н., Гагаринский А.Ю., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Цибульский В.Ф., Роль атомной энергетики в структуре мирового энергетического производства XXI в., В трудах Всероссийской конференции «Энергетика России в 21 веке», Иркутск, Россия, 12-15 сентября, 2005, с. 56-82

48. W. Forsberg, V. Ignatiev, C. Lebrun, E. Merlet-Lucotte, C. Renault, Liquid Salt Applications and Molten Salt Reactors, Revue Generale Nucleaire, Societe Francaise D'Energie Nucleaire, v. 62, 2007 (see also Proc. of ICAPP 2007, Nice, France, May 13-18, 2007, Paper 7596)

49. V. Ignatiev, O. Feynberg, I. Gnidoi, A. Merzlyakov, V. Smirnov, A. Surenkov, I. Tretiakov, R. Zakirov, V. Afonichkin, A. Bovet, V. Subbotin, A. Panov, A. Toropov, Progress in Development of Li,Be,Na/F Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter Concept, Proc. of ICAPP 2007, Nice, France, May 13-18, 2007, Paper 7548

50. W. Maschek, V. Ignatiev, 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, June 3-8, 2007

51. V. Ignatiev, A. Surenkov, I. Gnidoi, V. Fedulov, V. Afonichkin, A. Bovet, V. Subbotin, A. Panov, A. Toropov, Compatibility of Selected Ni-based Alloys in Molten Li,Na,Be/F Salts with PuF3 and Te Additions , Nuclear Technology, 2007

52. V. Ignatiev, ISTC#1606 Developments for Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter, Transactions of American Nuclear Society, v. 97, 2007

Рис. 2.1. Распределение массовой концентрации примесей по высоте холодной ловушки

Рис. 2.2. Кривые релаксации э.д.с. УИРП в расплаве LiF-NaF-BeF2 без (1) и с добавкой 0,1 мол.% CeF3 (2) при 6000С

Рис. 3.1. Результаты измерений редокс - потенциала в процессе коррозионных испытаний с расплавом Li,Na,Be/F

Рис. 4.1. Зависимость растворимости PuF3 от содержания BeF2 в расплавах, содержащих Li,Na,Be/F и Li,Be/F

Рис. 4.2. Зависимость от температуры кинематической вязкости расплава Li,Na,Be/F состава: 1 - А; 2 - С и 3 - D

Рис. 4.3. Зависимость теплопроводности расплава состава А от температуры: 1,2- наши измерения при нагреве и охлаждении установки; 3- линейная аппроксимация экспериментальных точек; 4- расчет по уравнению Хохлова; 5- данные ORNL для 2LiF-BeF2

Рис. 4.4. Зависимость плотности расплава Li,Na,Be/F от температуры: ^- состав Е; __- состав D; - - - данные Пауэрса для расплава 24LiF-53NaF-23BeF2 (мол.%)

Рис. 5.1. Сравнение опытных данных (настоящая работа ?- LiF-NaF-KF) и ORNL: ,^- LiF-BeF2-ThF4-UF4; - NaF-NaBF4; - LiF-NaF-KF в трубе из инконеля;Ў, -то же в трубе из стали 316 и никеля) по теплоотдаче расплавов фторидных солей с обобщающими зависимостями (линия): Хаузена (2200<Re<10000) и Зидера--Тэйта (10000<Re< 50000)

Рис.5.2. Схемы движения жидкости (пунктир) в закрытых термосифонах: 1 - зона сочленения потоков; 2 - вставка; 3 - труба термосифона; 4 - инвертор

Рис 5.3. Зависимость NuR от определяющего параметра хR[(L-lн)/lн]0,5 для вертикального термосифона без вставки: 1 - эмпирическая кривая Полозова; 2,3- теоретические зависимости Бэйли и Локка соответственно для механизмов конвекции и перемешивания в зоне сочленения потоков; настоящая работа: 4, 5 - эмпирические кривые; ?,_,^ - соответственно данные по LiF-BeF2-ThF4-UF4, NaF-NaBF4 и дистиллированной воде

Рис. 5.4. Зависимость Nub от определяющего параметра хb (L-lн)/lн для вертикального термосифона со вставкой при раздельном и совместном действии в зоне нагрева объемных источников тепла в жидкости (qv) и потока тепла через стенку (qсн): LiF-BeF2-UF4 (? - qсн = const; qv = 0; ? - tсн = const, qv = 0; ? - qv > 0, qсн > 0); _ - дистиллированная вода (qсн = const); 1 - расчет по уравнению

Размещено на Allbest.ru