Mononitride Nuclear Fuel for Russian Fast Reactors

2,649 views

Published on

Published in: Technology
0 Comments
0 Likes
Statistics
Notes
  • Be the first to comment

  • Be the first to like this

No Downloads
Views
Total views
2,649
On SlideShare
0
From Embeds
0
Number of Embeds
3
Actions
Shares
0
Downloads
0
Comments
0
Likes
0
Embeds 0
No embeds

No notes for slide

Mononitride Nuclear Fuel for Russian Fast Reactors

  1. 1. МОНОНИТРИДНОЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОЕ ТОПЛИВО БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ. Авторы: А.В. Ватулин, Б.Д. Рогозкин, А.Г. Сила-Новицкий*, Н.М. Степеннова, Ю.Е. Федоров, О.А. Устинов, П.П. Полуэктов, Л.П. Суханов. ФГУП ВНИИНМ им. академика А.А. Бочвара. *ФГУП НИКИЭТ им. Академика Н.А. Доллежаля Аннотация Во ВНИИНМ разрабатываются процессы получения смешанного мононитридного топлива из сплавов урана с плутонием и их оксидов. Так как для первых загрузок активной зоны БРЕСТ-ОД-300 предполагается использовать смешанный нитрид, полученный из оксидов энергетического плутония и урана, поэтому исследован карботермический процесс получения смешанного нитридного топлива и определены основные параметры процесса, направле- ния дальнейших исследований повышения качества топлива. Изучен процесс синтеза нитридного топлива из металлов и показано, что он проще, малооперационен, не требует сложного оборудования, позволяет создать непрерывный процесс и получить порошок, пригодный для непосредственного изготовления сердечников. Проведенные радиационные испытания нитридного топлива в реакторах СМ-2, МИР, БР-10 и БОР-60 при теплонапряженности от 350 до 1000 Вт/см показали его высокие эксплуатационные характеристи- ки, совместимость с конструкционными сталями и металлическими теплоносителями. Свойства нитридного U-Pu топлива и имеющийся опыт по электрохимическому рафинированию и по- лучению металлов явились основанием для исследования и разработки электрохимического процесса его реге- нерации в расплавленных галоидных солях. Проведен первый этап исследований, который показал возмож- ность создания этого процесса. 1.Введение Неразрывность задач высокоэффективного использования урана и плутония и создания технологиче- ских процессов замкнутого топливного цикла, обладающих свойствами самозащищенности против выделения плутония и его краж, а также ведущих к снижению объемов радиационных отходов при переделе топлива, как условия развития ресурсообеспеченной крупномасштабной ядерной энергетики на основе быстрых реакторов была показана в начале 90-х годов прошлого столетия /1,2/. Выбор из высокотемпературных и плотных топливных композиций для будущих быстрых реакторов внутреннеприсущей безопасности мононитридного топлива определяется уникальным сочетанием в нем теп- лофизических, служебных и физико-химических свойств /1-5/. Недостатками мононитридного топлива, содер- жащего естественный азот, является образование C14 и трития при облучении. Однако вклад их активностей в общую величину невелик и лишь требует отделения и удержания С14 в процессе регенерации. Доля образующе- гося на азоте трития не превышает 10% от его выхода в мононитриде, обусловленного в основном тройным делением урана и плутония. В последующем наработку C14 можно существенно снизить обогащая азот изото- пом N15 К настоящему времени в России и за рубежом увеличилось количество технологических исследований и реакторных испытаний мононитридного топлива. Успешно проведены или проводятся реакторные испытания мононитридного топлива в EBRII, Феникс, БР-10, БОР-60 и др. при различных теплонапряженности и выгора- ниях /3-9/. Следует отметить успешную эксплуатацию реактора БР-10 в течение 18 лет с мононитридной ура- новой активной зоной. Однако объем технологических исследований и изучения свойств мононитридного топлива меньше аналогичных работ по оксидному топливу. Стратегия развития атомной энергетики России до середины 21 века ставит задачу создания реактор- ных и топливных технологий, безопасность которых определяется в первую очередь внутренне присущими свойствами компонентов и закономерностей, экономическая конкурентоспособность которых позволяла бы развить ресурсообеспеченную крупномасштабную ядерную энергетику. Этим условиям, включая и поддержку режима нераспространения, отвечает проектируемый опытно- демонстрационный быстрый свинцовоохлаждаемый реактор БРЕСТ-ОД-300. Безбланкетная мононитридная активная зона с полным внутренним воспроизводством топлива работает в замкнутом U-Pu цикле с включени- ем актиноидов. Это позволяет исключить наработку плутония оружейного качества в процессе облучения, выделение плутония и подпитку его в регенерированное топливо, что обеспечивает близость состояния топлива к стандар- ту облученного на всех стадиях обращения и рефабрикации. В качестве исходной топливной базы использует-
  2. 2. ся обедненный уран и выделяемый при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов диоксид плутония. В реакторе БН-800 также планируется достижение КВА≈1 и использование мононитридного смешан- ного топлива. Пристанционная рефабрикация топлива, исключающая транспортировку делящихся, радиоактивных материалов и отработавшего топлива, способствует повышению безопасности и входит в комплекс мер нерас- пространения. В этой связи создание безопасного компактного сухого процесса регенерации без глубокой очи- стки от продуктов деления с малым количеством отходов является актуальной задачей. Среди других таких процессов электрохимическая регенерация вызывает существенный интерес. Таким образом, более глубокого и последовательного изучения мононитридного топлива является ак- туальной задачей. 2.Изучение методов синтеза и изготовления топливных сердечников из смешанного нитрида урана и плутония. В настоящее время накоплено значительное количество энергетического (реакторного) диоксида плу- тония. После разработки электрохимического процесса регенерации UPuN топлива в расплавленных галоидных солях исходным материалом должен использоваться U-Pu сплав. Использование этих исходных материалов для изготовления смешанного нитридного топлива является важной составной частью создания реактора БРЕСТ и замкнутого топливного цикла (рис.1). Базой для этого являются две наиболее перспективные технологические схемы: • получение карботермическим методом в атмосфере азота из исходных оксидов (с использова- нием оксида энергетического плутония); • получение из исходных металлов и сплавов U, Pu (продуктов электрохимической регенерации) с применением гидрирования их водородом и нитрирования. Рис.1 Схема замкнутого топливного цикла. 2.1.Исследование метода получения смешанного мононитри- да карботермическим методом Исследования /5,8/ проводились в атмосфере аргона в многокамерной установке и примыкающем к ней технологическом оборудовании.
  3. 3. Для стартовой загрузки в реактор БРЕСТ-ОД-300 предполагается использовать смешанный мононит- рид, содержащий ~14.6% PuN, изотопный состав которого соответствует извлеченному из ОЯТ ВВЭР плуто- нию 15-20 летней выдержки. Расчет шихты проводился по уравнению /9/: 0,854UO2+0,146PuO2+2,04C+0,5N2+0,16H2=U0,854Pu0,146N+2CO+0,04CH4 (1) Для связывания кислорода из застехиометрического оксида и адсорбированных углеродом кислорода и паров воды вводилось до 3% избытка углерода /5/. В качестве исходных материалов использовались оксиды урана и плутония, углерод в виде сажи, че- шуйчатого графита, химические чистые аргон, азот и аргонно-водородная смесь (Ar+8% H2) /9/. Кислородный коэффициент диоксида урана находился в пределах 2,01-2,05. Шихта - оксиды и углерод, смешивались в шаровой мельнице в течение 4-5 часов /9/. Экспериментально установлено, что более перспек- тивно смешение в автоматическом вихревом смесителе (АВС). Полученная шихта прессовалась при давлении 1,5-2,0 т/см2 в брикеты диаметром от 6 до 15 мм и высо- той 4,0-6,0 мм. Плотность спрессованной шихты с применением различных видов углерода изменялась незна- чительно и равнялась около 40-42% от теоретической. Брикетированная шихта загружалась в вакуумно- компрессионную печь с графитовым нагревателем и постепенно нагревалась. Были опробованы два варианта термообработки: • нагрев в вакууме до 1400°С с последующим подъемом температуры в атмосфере азота и вы- держкой при 1600-1800°С в течение 5-7 часов и охлаждении в атмосфере Ar; • нагрев до 1800°С в токе химически чистого азота, выдержка при этой температуре в течение 5- 12 часов и охлаждение в аргоне. Для снижения содержания углерода в последней трети вы- держки при 1600-1800°С вводился водород, либо в смеси с аргоном (Ar+8%H2), либо в смеси с азотом (N2 + 6% Н2). Проведенные исследования не выявили заметного преимущества какого-либо карбидизирующего аген- та. Содержание кислорода и углерода находилось в пределах 0,2-0,3% каждого. Изучение влияния продолжительности карбонитрирования проводилось при температуре 1750°С. Ус- тановлено, что с увеличением продолжительности термообработки с 1 до 7 часов при этой температуре проис- ходит снижение содержания кислорода и углерода соответственно с 0,5 и 0,63% до ~ 0,2 и 0,3%. Введение водорода на последней стадии в азот способствует некоторому снижению содержания в пер- вую очередь углерода до 0,15% масс. Параметр кристаллической решетки U0,854Pu0,146N равнялся 4,891±0,001 А°. В дальнейшем предполагается проведение определения влияния массы шихты на состав нитрида и ис- следований по оптимизации режима синтеза UPuN. Первый вариант получения смешанного мононитрида с применением предварительного нагрева шихты в вакууме при 1400°С позволяет достичь лучших результатов при меньшей общей продолжительности термо- обработки, чем по второму варианту. Однако второй вариант позволяет упростить конструкцию печи, создать непрерывный процесс и изготавливать смешанный мононитрид в большем масштабе. 2.2 Исследование метода синтеза смешанного нитрида из ис- ходных металлов. Синтез смешанного нитрида из исходных металлов /4,5,7-9/ основан на реакциях: 2 Me (сплав) + 3 Н2 = 2 МеН3 МеН3 + 1/2(1+х) N2 = MeN(1+x) + 1,5 H2 . В топливном цикле (рис.1) после электрохимической регенерации и рафинировочной плавки на синтез будет поступать сплав урана с плутонием. Для исследований требуемый сплав получали вакуумным перепла- вом исходных металлов при температуре 1200ºС в течение 30 минут. Синтез смешанного нитридного топлива проводился в горизонтальном аппарате из нержавеющей ста- ли, обогреваемом надвигаемой электропечью. Исходные слитки урана и плутония помещались в стальной про- тивень, который загружался в аппарат. Полученный сплав гидрировался очищенным водородом при темпера- туре 180-220°С и затем нитрировался химически чистым азотом при 220-550°С. Содержание плутония в исходом сплаве и уменьшение продолжительности нитрирования снижают ко- личество образующегося полуторного нитрида урана. Выбранный режим обеспечивал содержание азота в сме- шанном нитриде 6,4-6,7%. Полученный смешанный нитрид представляет собой порошок с размером частиц до 30-40 мкм и при- годный для дальнейшего изготовления из него топливных сердечников. Необходимо отметить, что операции гидрирования и нитрирования проводятся последовательно в од- ном аппарате без перегрузки промежуточных продуктов. Процесс проверен на оборудовании периодического действия. Получение нитрида урана таким методом апробировано на установке непрерывного действия произ- водительностью 1,5-2,0 кг/час /9/. Это дает уверенность в создании такого процесса и оборудования для синтеза порошка UPuN.
  4. 4. 2.3.Исследование процесса изготовления топливных сердеч- ников из смешанного мононитрида. Мононитрид, полученный карботермическим способом из оксидов, требовал дополнительного дробле- ния, измельчения до крупности менее 40 мкм. Порошок смешанного нитрида, синтезированный из исходных металлов (сплавов), был пригоден для непосредственного изготовления сердечников. Для выбора вида исходного порошка использовались гранулированные и первичные порошки UPuN. Было установлено, что для одногнездного прессования предварительное гранулирование порошка не обяза- тельно. Исходные порошки нитрида прессовались при давлении 1-8 т/см2. Полученные заготовки сердечников имели плотность равную 45-55% ТП. Влияние давления прессования заготовок в основном сказывалось до 3-4 т/см2 /3-9/. Спекание сердечников проводилось в вакууме и атмосфере азота (Ar+N2) при температуре 1550- 1800°С в зависимости от исходной крупности порошка нитрида и требуемой плотности. На рис.2 представлена микроструктура смешанного мононитридного топлива плотностью ~94% ТП. Микротвердость зерна составляла 650-700 кг/мм2 /3-9/. Сердечники из UPuN, изготовленные с использованием в качестве исходных материалов оксидов и ме- таллов, отличались высокой степенью гомогенности содержания плутония. Принципиальные технологические схемы получения UPuN из исходных оксидов и сплавов, изготовле- ния сердечников приведены на рис. 3, 4. Рис.2 Микроструктура топливного сердечника из UPuN.
  5. 5. Рис.3 Технологическая схема изготовления смешанного мононитрида из оксидов урана и плутония для стартовой загрузки реактора БРЕСТ-ОД-300.
  6. 6. Рис4. Технологическая схема изготовления смешанного мононитрида из сплава урана и плутония
  7. 7. 3.Изучение совместимости мононитридного топлива и свинца с материалами оболочки. Проведены исследования совместимости в изотермических условиях ряда композиций: • мононитридное топливо (U(0,9-0,85)Pu(0,1-0,15)N)-стали марок ЭП-823, ЭП-450; • мононитридное топливо (U(0,9-0,85)Pu(0,1-0,15)N)-свинец-сталь марки ЭП-823. Изучение совместимости топлива и сталей проводили в заполненных свинцом сборках контейнерах с таблетками топлива и стальными дисками. В результате исследований было установлено, что мононитридное топливо указанного состава не взаимодействует ни со свинцом, ни с оболочечными сталями ЭП-823, ЭП-450 при температуре 650 и 800°С в течение до 2000 часов (время измерения) при температуре 1200 и 1300°С (выбранных в качестве имитации аварийных ситуаций) в течение 5 часов. При этом не обнаружено какого-либо изменения поверхностных слоев топлива, омываемых свинцом, и не выявлено никаких изменений приповерхностной зоны стали, граничащей с топливом. 4.Радиационные исследования мононитридного топли- ва. Для изучения радиационных свойств мононитридного топлива были изготовлены сердечники с содер- жанием кислорода и углерода от менее 0,1% до 0,4-0,5% каждого из исходных металлов и оксидов. Радиационные испытания твэлов с сердечниками из мононитрида урана и смешанного мононитрида урана и плутония плотностью 83-92% ТП полученных из оксидов и металлов, проводили в реакторах СМ–2, МИР, БР–10, БОР–60 при линейной нагрузке от 350 до 1045 Вт/см и выгорании до ~9% т.а. В качестве мате- риала оболочки в основном использовалась аустенитная сталь. Все твэлы сохранили герметичность. Заметим, что длительность компании первой загрузки БР–10 составляла около 5,5 лет. Распухание топлива и выход газовых продуктов деления зависят от температуры в центре сердечника и содержания примесей О и С в топливе. Снижение содержания кислорода и углерода с 0,4-0,5% до менее 0,15% каждого приводит к уменьшению распухания с 2,0-2,5% до 1,1-1,5% и газовыделения с 50-55% до 20-25% при выгорании 9,0% т.а. При концентрации в топливе кислорода и углерода менее 0.15% каждого в твэлах с гелиевым подслоем заметного науглероживания внутренней поверхности оболочки не наблюдается. С повышением концентрации кислорода и углерода в топливе более 0.3% на внутренней оболочке твэлов выявляются зоны взаимодействия (повышенной травимости), дальнейший рост концентрации примесей ведет к увеличению зон взаимодействия и снижению пластичности оболочки. Мононитридное топливо хорошо удерживает продукты деления, в том числе йод, цезий, селен, теллур. В известных нам опубликованных работах не приводятся примеры разгерметизации твэлов по причине корро- зии внутренней поверхности оболочек. В сердечниках из смешанного мононитрида урана и плутония после облучения в реакторе БОР–60 при линейной нагрузке 1000-1045 Вт/см отсутствовало изменение концентрации плутония от центра к периферии. Йодной и цезиевой коррозии оболочки не установлено. 5. Регенерация мононитридного топлива. На протяжении более чем 20 лет во многих странах исследуются и разрабатываются процессы регене- рации водно-химическим и пирохимическим методами /7,10-20/. Результаты изучения процессов водно-химической регенерации необлученного мононитридного топ- лива (ПУРЕКС-процесс) показали, что растворение в азотной кислоте мононитридного топлива (UN, UPuN) проходит устойчиво, с большей скоростью и полнотой, чем оксидного с обеспечением количественного извле- чения плутония и урана /7, 19/. Для осуществления такого процесса (естественно после проверки на облучен- ном топливе) могут быть использованы действующие производственные аппаратурно-технологические линии по регенерации оксидного топлива, например, завода РТ-1 (ПО "МАЯК"). Физико-химические и электрохимические свойства мононитридов урана и плутония, накопленный экспериментальный опыт в области рафинирования металлов и оксидов /5,7,11,13,19,21,22,23/ явились базой для разработки пироэлектрохимического процесса регенерации мононитридного топлива. Основными аргумен- тами в пользу электрохимической регенерации мононитридного топлива в расплавах солей являются следую- щие: • обеспечение ядерной, радиационной и пожаро- взрывобезопасности. • отсутствие необходимости в длительной выдержке облученного топлива; • облученное мононитридное топливо состоит из электропроводных нитридов, энергия образо- вания которых меньше энергии образования их галоидных солей; это должно облегчить анод- ное растворение нитридов;
  8. 8. • электрохимическая регенерация в расплавах отличается компактностью аппаратурного оформления и возможностью многократного использования электролита после периодической очистки его от ПД; отходы получают в твердом виде; • возможность фракционного выделения элементов ПД с близкими значениями потенциалов выделения; • процесс электрохимической регенерации может проводиться в электролизерах с твердым и жидким катодами. • возможность создания процесса регенерации отработавшего нитридного топлива в пристанци- онном ядерном топливном цикле. Исследования процесса проводятся в основном в России (ВНИИНМ, НИИАР), Японии (JAERI). Ис- следуются несколько вариантов процесса регенерации, конечными продуктами которых могут быть сплавы урана с плутонием или их нитриды. Проводится первый этап исследований по выбору: • режимов растворения необлученного мононитридного топлива и совместного осаждения на катоде урана и плутония; • конструкции оборудования; • изучения возможности получения нитридов урана и плутония в виде конечного продукта реге- нерации /24/. Параметры процесса электролиза, рекомендуемые на основе исследований ВНИИНМ, сведены в таб- лицу 1. Таблица 1. Параметры процесса электролиза. Параметр Значение параметра температура, ˚С 550÷600 плотность тока анодная, A/см2 0.05÷0.1 катодная, A/см2 0.3÷0.6 атмосфера над электролитом аргон скорость переработки, г / см2 ч 0.45÷0.6 В специально проведенных экспериментах подтверждена возможность полного совместного осажде- ния на твердом катоде урана и плутония при содержании в расплаве UC13 ~11 % и РuС13 ~2 % масс /25/. Выполнено несколько последовательных циклов катодного осаждения, в результате которых содержа- ние урана в электролите снизилось до 0,04 % масс, а плутония - до 0,004 % масс. Соотношение урана и плуто- ния в катодном осадке соответствовало их соотношению в исходном электролите. Электролит многократно используется для регенерации топлива. После накопления 10-15 % ПД элек- тролит направляется на очистку и корректировку состава. Показано, что очистка от имитаторов продуктов деления при катодном осаждении урана имела место при содержании Cs ~ 4 % масс., Sr ~ 2,3 % масс., La ~ 5,5 % масс., что совпадает с литературными данными, из которых следует, что уран может быть очищен от РЗЭ, когда их концентрация не выше 3,6÷5,6 % масс. Достоинством процесса электрохимической регенерации является отсутствие дополнительно вводи- мых в основной процесс реагентов одноразового применения помимо многократно используемых компонентов электролита, что исключает образование дополнительных отходов. Достигнутые положительные результаты исследований электрохимического процесса регенерации мо- нонитридного топлива стимулирует их дальнейшее продолжение. 6. Выводы. 1. Имеющиеся к настоящему времени результаты исследования термохимических, теплофизиче- ских, механических, радиационных и технологических свойств мононитридного уранового и смешанного топлива позволили приступить к проектированию быстрых реакторов с мононит- ридным топливом. 2. Проведенные исследования по синтезу смешанного мононитридного U-Pu топлива из исход- ных оксидов и металлов показали их перспективность и возможность достижения низкого со- держания кислорода и углерода (менее 0,2% из оксидов и 0,1% из металлов). Показано, что из- готовление сердечников плотностью 92-94% ТП может быть осуществлено прессованием и спеканием при температуре 1600-1800°С. 3. Показана возможность создания компактного пироэлектрохимического процесса регенерации нитридного топлива в расплавах галоидных солей. 4. Исследования технологических процессов синтеза, изготовления и регенерации топливных сердечников следует продолжить для оптимизации режимов.
  9. 9. 5. Для подтверждения работоспособности твэла с нитридным топливом и создания модели пове- дения твэла и топлива проектируемого свинцовоохлаждаемого быстрого реактора необходимо проведение реакторных испытаний макетов ТВС. Литература 1. В.В. Орлов, Б.Ф. Громов, М.И. Солонин, Е.О. Адамов и др. “Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью” Атомная энергия, т.72, вып. ¹4, c. 317, 1992 г. 2. V.V. Orlov, A.G. Sila-Novitsky et al “Mononitride fuel and large scale nuclear power industry”, Studies on fuels with low fission gas release; Proceedings of Technical Committe meeting held in Moscow, 1-4 october 1996 , IEAE-TECDOC-970, p. 155. 3. H.Blank et al “Dense fuels in Europe” J. Of Nuclear mater. ¹ 166(1989) p. 95-104. 4. B.D. Rogozkin, F.G. Reshetnikov, Yu.K. Bibilashvily “Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapon’s grade plutonium storage” Global-1995, France September 11- 14,1995., v.2, p. 1359. 5. B.D. Rogozkin, N.M. Stepennova, Yu.E. Fedorov et al “Mononitride mixed fuel for fast reactors Technical Committee on Unconventionale Options for Pu Disposition 7-11 november 1994, Obninsk, Russia. 6. Y. Arai, S.Fukuchimo “Fabrication of UPuN fuel pellets”. J. of Nucl. mater v.168 (1989), p.280. 7. B.D. Rogozkin, V.V. Orlov et al “Properties and synthesis and reprocessing Technology of mononi- tride fuel for inherently safe reactors”, Pittsburg, USA, ARS’94. International Topical Meeting Ad- vanced Reactor Safety, april 17-21, 1994; IAEA-TECDOC-840, p. 229. 8. Ф.Г. Решетников, Б.Д. Рогозкин и др. “Исследование методов изготовления сердечников из монокарбида, мононитрида урана для твэлов реакторов на быстрых нейтронах”, Атомная энергия, т. 35, вып.6, 1973. 9. Б.Д. Рогозкин и др. Доклад “Предварительное экспериментальное обоснование конструкции твэла с мононитридным топливом и свинцовым подслоем для реактора БРЕСТ.” Международ- ный семинар по использованию тяжелых жидких металлических теплоносителей”. Обнинск, октябрь, 1998 г (ТЖМТ-98). 10. “Белая книга ядерной энергетики”. под редакцией проф. Е.О. Адамова Москва, НИКИЭТ, 1998 г. 11. Z. Tomczuk et al. Electrorefining of Uranium and Plutonium from Liquid Cadmium. Trans. Am. Nucl. Soc. 1985, v. 50, pp 204-205. 12. Y.J. Chang, C.E. Till (ANL, USA) Advanced breeder cycle uses metallic fuel Modern Power Sys- tems, 1991,v.11, N 4, p. 59-63. 13. F. Kobayashi et al. Anodic Dissolution of Uranium Mononitride in Lithium Chloride-Potassium Chloride Eutectic Melt. J. Am. Ceram. Soc. 1995, 78 [8], 2219-81. 14. А.В. Петров, Г.Б. Усынин, С.Г. Усынина. “Совместный топливный цикл быстрых реакторов и ВВЭР на основе пиропроцессинга”. Атомная энергия, 1998, т. 85, вып.6, с. 451-457. 15. M. Iizuka et al. Actinides Recovery from Molten Salt/Liquid Metal System by Electrochemical Methods. J. Nucl. Mater. 1997, v. 247 (1-3), pp 183-190. 16. Y. Sakamura et al. Distribution Behavior of Plutonium and Americium in LiCl-KCl Eutectic/Liquid Cadmium Systems. J. Alloys Compounds, 2001, N 321, pp 76-83. 17. Suzuki Y. et al. Research and Development of Nitride Fuel Cycle for TRU Burning. In: Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. Proc. of th 4th Int. Inf. Exch. Meeting Mito City, Ja- pan, 13-13 Sept 1996. OECDNEA, 1997, pp 178-188. 18. T. Koyama et al. An Experimental Study of Molten Salt Electrorefining of Uranium Using Solid Iron Catode and Liquid Cadmium Catode for Development of Pyrometallurgical Reprocessing. J. Nucl. Sci. Techn., 1997, v. 34 ¹4, pp 384-393. 19. Ed.V. Renard, B.D. Rogozkin “About Applicability of PUREX-Technology to Fast Breeder Reactor Mixed (U-Pu) Monocarbide and Mononitride Fuels Reprocessing”. International Conference ACTINIDES-2001, Hayama, Japan, Nov 4-9, 2001; Oral Paper 8-024, Section “Nuclear Fuel Tech- nology and Thermophysical Properties”. 20. Б.Д. Рогозкин и др. Доклад “Мононитридное смешанное U-Pu топливо и его электрохимиче- ская регенерация в расплавленных солях”. Международный семинар “Быстрый реактор и топ- ливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный ба- ланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение”. Москва 29 мая -1 июня 2000 г. 21. J.J. Laidler, J.E. Batles, W.E. Miller, E.C. Gay . Devlopment of IFR pyroprocessing technology. ANL/CMT/CP-78477; CONF-930913-40[1993]. 6p. OSTI as DE93040195; NTIS; INIS; US Govt. Printing Office Dep. Conference: Global’93: future nuclear systems - emerging fuel cycles and waste disposal options, Seatle, (WA) (United States), 12-17 Sep 1993. 22. М.В. Смирнов, “Электродные потенциалы в расплавленных хлоридах”, Изд. “Наука”, Москва, 1973 г.
  10. 10. 23. А.Б. Сучков. “Электрохимическое рафинирование в расплавленных солях”. Изд. Металлургия, Москва, 1970 г., стр. 228. 24. Ogawa T. et al. “Actinide nitrides in high-temprature systems”. Int. Conf. Actinides’97, Baden- Baden, Germany, 1997, Sep. 21-26. 25. Рогозкин Б.Д. Степанова Н.М., Устинов О.А. и др. “Нитридное топливо и перспектива его ис- пользования в быстрых реакторах (БР)”. “New generation of future systems for nuclear energy, emphasizing proliferation resistance issues”, CEA-IBRAE-Kurchatov workshop, march 5-6, 2002, Saclay Bat, 125, Room Venus.

×