WWW.DISSERS.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

   Добро пожаловать!


 

РОССИЙСКИЙ  НАУЧНЫЙ  ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»        

Игнатьев Виктор Владимирович

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

Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки,

включая проектирование, эксплуатацию

и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание научной степени доктора технических наук

МОСКВА, 2007 г.

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты:

доктор технических наук,

Арнольдов Михаил Николаевич

доктор технических наук,

Завадский Михаил Игоревич

доктор физико-математических наук,

Сенченков Анатолий Павлович

Ведущая организация:  Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля.

Защита состоится  «____»______________________ 2007 г.

в _____часов на заседании Специализированного Совета по ядерной энергии.

Автореферат разослан  «____»_______________2007 г.

Ученый секретарь

Специализированного Совета

д.т.н., профессор                В.Г.  Мадеев



Актуальность темы. При крупномасштабном мировом развитии ядерная энергетика неизбежно столкнется с ограниченностью ресурсов дешевого урана и будет необходимо реализовывать 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 необходимо обеспечить эффективное рециклирование отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), сжигание наиболее опасных актиноидов и долговременную изоляцию радиоактивных отходов (РАО). В долгосрочной перспективе технологии жидкосолевых ядерных реакторов (ЖСР) с циркулирующим топливом могут быть востребованы как для создания Th–U размножителя (ЖСР-Р), так и в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики в симбиозе с твердотопливными реакторами для сжигания актинидов из ОЯТ твердотопливных реакторов (ЖСР-С). 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 новых и усовершенствованных типов 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 перспективных составов расплавов фторидных солей.

В связи с этим комплексное изучение свойств перспективных систем расплавов фторидных 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 дифторид  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 смесей расплавов фторидов лития, бериллия и натрия, в том числе, с добавками UF4 и PuF3 с отечественными сплавами и сталями; (4) Экспериментальное определение температурной зависимости физических и химических свойств неизученных 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.

Научная новизна.  В диссертационной работе выполнено экспериментальное исследование свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов для различных применений в реакторных установках и системах топливного цикла. На основе полученных в диссертации экспериментальных данных предложена и разработана концепция гомогенного ЖСР сжигателя актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов различных составов и выработки электроэнергии. Основная часть экспериментальных данных оригинальна и получена впервые:

  • Создан и успешно испытан ряд высокотемпературных установок с принудительной и естественной циркуляцией наиболее перспективных жидкосолевых композиций, включая LiF-BeF2+UF4, LiF-NaF-BeF2+PuF3, LiF-BeF2-ThF4+UF4, LiF-NaF-KF и NaBF4-NaF. В лабораторных и реакторных условиях при температурах расплавов  500-750 оС показана работоспособность основных элементов петель с принудительной и естественной циркуляцией (насос, теплообменник, запорная арматура и др.). Отработаны режимы пуска и расхолаживания установок, а также усовершенствованы способы очистки от примесей жидкосолевых композиций различного состава.
  • Впервые показана эффективность очистки циркулирующей жидкосолевой композиции от примесей, содержащих хром, железо, никель и др. в процессе работы установок при помощи «холодных» ловушек.  Для коррозионных испытаний разработана и испытана трехэлектродная конструкция устройства измерений редокс–потенциала с бездиафрагменным нестационарным динамическим бериллиевым электродом сравнения.
  • Впервые в динамических неизотермических условиях с непрерывным измерением редокс-потенциала системы экспериментально изучено коррозионное взаимодействие жидкосолевых композиций с разработанными специально для ЖСР отечественными конструкционными материалами, в том числе влияние на коррозию топливных добавок UF4 и PuF3, а также  теллура, образующегося при делении урана, и ответственного за процесс межкристаллитной коррозии никель-молибден-хромовых сплавов. На основе проведенных испытаний создана база данных для выбора оптимального состава сплавов для топливного и промежуточного контуров жидкосолевых реакторных установок.
  • Впервые проведено экспериментальное исследование тепловых характеристик закрытых термосифонов при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения в расплавах LiF-BeF2, LiF-BeF2+UF4, LiF-BeF2-ThF4+UF4 и NaBF4-NaF применительно к схемам ЖСР. Экспериментально исследованы закономерности теплоотдачи расплавов солей фторидов  при принудительном течении в круглой трубе на примере расплава LiF-NaF-KF в области переходного и начала развитого турбулентного течения. Изучено влияние на тепловые характеристики систем  примесей фторидов металлов.
  • Представлены новые экспериментальные данные по физическим свойствам (температура плавления, растворимость оксидов / трифторидов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на них добавок трифторидов лантаноидов, радиационная стойкость в полях реакторного излучения) для перспективных составов.
  • 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.

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 фторидных солей (температура плавления, растворимость в расплавах оксидов / трифторидов 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  фторидных солей;
  5. концепция гомогенного ЖСР-С и возможности его использования в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики для сжигания актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов.

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, ИВТЭ РАН и  РФЯЦ ВНИИТФ.

Публикации. Основное содержание диссертации отражено в двух монографиях, в статьях опубликованных в журналах  “Атомная энергия”, "Fusion Technology”, "Kerntechnik”, "Nuclear Engineering and Design”, “Nuclear Technology”, “Revue Generale Nucleaire”, “Transactions of American Nuclear Society”, в сборнике “Вопросы атомной науки и техники”, в трудах Всероссийских 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 актинидов 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 Руе, 2003), Международных конференциях по нетрадиционным ядерным энергетическим системам ICENES (Бельгия, Моль, 2005 и Турция, Стамбул, 2007), Международном симпозиуме 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, список публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из Предисловия, шести глав, выводов, списка цитированной литературы и Приложения. В основных разделах работы рассмотрены вопросы возможных применений расплавов фторидных солей в ядерной энергетике (первая глава), технологии создания и эксплуатации жидкосолевых 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).

Все разделы диссертации связаны между собой единством объектов исследования и целенаправленной систематикой их выбора, определяемой решением поставленных задач, общностью свойств систем обсуждаемых в работе, единой точкой зрения и подхода к объяснению наблюдаемых явлений и единством цели, которой посвящена работа – созданию физических и химических основ для осуществления высокотемпературных процессов с участием расплавов фторидных солей с учетом требований, выдвигаемых при разработке ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России. Общий объем диссертации составляет 309 страницы, включая 70 таблиц, 108 рисунков, библиографический список из  156 наименований, Приложение (36 стр.)

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 (вводной) обсуждается перспективность возможных применений расплавов фторидных солей в ядерной энергетике будущего: в реакторах с циркулирующим топливом для создания Th-U - размножителя, сжигателя трансурановых элементов из ОЯТ легководных реакторов (ЛВР), а также как высокотемпературного теплоносителя в твердотопливных реакторах. Опыт экспериментальных исследований на реакторах ARE и MSRE в ORNL (США) продемонстрировал работоспособность и возможность управления контурами циркуляции жидкосолевого топлива. Проектные проработки реактора MSBR для АЭС мощностью 1000 МВт (эл.) показали, что на базе ЖСР можно создать энергоустановку с высокими параметрами паротурбинного преобразования энергии при работе реактора в режиме расширенного воспроизводства топлива со временем удвоения 18 - 20 лет и удельной загрузкой делящимся топливом Gуд = 1,5 кг/МВт (эл.). Эти результаты стимулировали интерес к ЖСР в различных странах мира, в том числе в нашей стране. Среди основных преимуществ технологии ЖСР выделим следующие: (1) высокоэффективный баланс нейтронов благодаря отсутствию в активной зоне конструкционных материалов и возможности непрерывного выведения продуктов деления; (2) большая глубина выгорания топлива; (3) высокая ядерная безопасность; (4) высокое качество (по изотопному составу) нарабатываемого топлива; (5) сравнительная простота и дешевизна топливного цикла; (6) возможность вырабатывать высокотемпературное тепло в узком диапазоне температур и  (7) широкий диапазон возможных применений.

Анализ физических и технологических требований к жидкосолевому топливу и теплоносителю показывает, что выбор оптимальной композиции соли растворителя во многом определяется типом установки и областью ее применения. Определены три группы  составов, представляющих основной интерес для разработок ЖСР, и содержащие как основные составляющие: (1) фториды солей щелочных металлов, (2) дифторид бериллия и (3) тетрафторид тория. В них в наибольшей степени удовлетворяются требования по  температуре плавления, нейтронному потенциалу системы и совместимости с конструкционными материалами. К настоящему времени наиболее изучен и обладает наиболее приемлемыми свойствами  применительно к Th-U ЖСР-Р  состав LiF-BeF2, который  при температуре плавления около 500 °С допускает концентрацию ThF4 и UF4 до 10 - 20 мол. % и имеет низкое давление насыщенных паров (<10Па при температуре до 800 °С). В качестве теплоносителя промежуточного контура ЖСР предпочтение обычно отдается более дешевой эвтектике NaF-NaBF4 (Тпл =385 °С). Отмечается существенно меньшая проработанность выбора состава и свойств топливной соли для ЖСР-С, а также  для теплоносителей реакторного и промежуточного контуров в твердотопливных реакторных концепциях.

Приведен обзор отечественных и зарубежных разработок конструкционных материалов для ЖСР и показано, что специальные сплавы на основе никеля обладают необходимой жаропрочностью и жаростойкостью в среде расплавленных фторидов до температур 750 – 800 °С, ряд марок аустенитных нержавеющих сталей совместим с жидкосолевыми теплоносителями и обладает необходимой жаропрочностью при рабочих температурах до 650 °С. Сформулированы требования к графитовому замедлителю и отражателю для ЖСР, где основными проблемами для графита является обеспечение его радиационной стойкости  и газонепроницаемости для ксенона.

Методы выведения актиноидов и редкоземельных элементов из различных жидкосолевых композиций на основе фторидов, включая LiF-BeF2 и LiF-BeF2-ThF4-UF4, разработанные и экспериментально проверенные в лабораторных условиях (в первую очередь восстановительная экстракция) могут служить технологической основой организации топливного цикла в  ЖСР.

В главе 2 рассмотрены технологические особенности проектирования и эксплуатации экспериментальных установок с жидкосолевым топливом и теплоносителем. В начале главы обсуждаются требования, которые необходимо учитывать при проектировании установок с циркуляцией расплавов фторидных солей и опыт, полученный ранее на экспериментальных стендах ORNL (США). Формулируются задачи исследований по технологии подготовки солевых композиций, исследованию работоспособности различного технологического оборудования при взаимодействии с расплавами фторидных солей и  обеспечению требуемой чистоты циркулирующего расплава в процессе эксплуатации установок. Для ответа на эти и другие вопросы был разработан и испытан ряд лабораторных и реакторных установок с естественной и принудительной циркуляцией жидкосолевого топлива и теплоносителя, в том числе с топливными добавками. Установки первого типа представляли собой закрытые цилиндрические термосифоны без вставки или с внутренней коаксиальной вставкой, которая разделяет восходящие и нисходящие потоки расплавленной соли и формирует контур циркуляции. Конструкции представленных в Таблице 2.1 установок оказались работоспособными.

Таблица 2.1. Основные параметры установок с естественной и принудительной циркуляцией расплавов фторидных солей

Установка
Расплав, % мол.
Объем, л
Материал
Тмакс,С
ΔТ, С
Ресурс, час
Солярис
46,5LiF-11,5NaF-42KF
90
12X18H10T
620
20
3500
КИ С1
КИ С2
КИ С3
92NaBF4- 8NaF

6

12X18H10T
ЭП - 164
ХН80МТ
630
630
630
100
100
100
1000
1000
1000
КИ F1
КИ F2
72LiF-16BeF2-12ThF4+UF4

6

ХН80МТ
ХН80МТЮ
750
750
70
70
1000

1000

КИ M1
66LiF- 34BeF2 +UF4
19
12X18H10T
630
100
500
KУРС-2
66LiF -34BeF2 +UF4
19
12X18H10T
750
250
750
ВНИИТФ
LiF-NaF-BeF2+PuF3
8
Ni - НП2
700
100
1600
КИ Т1
LiF-NaF-BeF2+Cr3Te4
12
Ni - НП2
650
10
400




В разделе 2.2 обобщен технологический опыт работ на установке "Солярис" с принудительной циркуляцией, где использовалась композиция LiF-NaF-KF (температура плавления 454°С). Конструкционный материал - сталь 12Х18Н9Т. Циркуляция расплава обеспечивалась с помощью специально разработанного центробежного насоса погружного типа. Для измерения расхода расплава служил калориметрический расходомер. Расход расплава определялся из уравнения теплового баланса с учётом потерь тепла в окружающую среду. Стенд включал экспериментальные участки для исследований коррозионной стойкости конструкционных материалов (см. гл. 3) и коэффициентов теплоотдачи при течении расплава в круглой трубе (см. гл. 5). Опыты проводились при параметрах расплава: температура 500 - 700 оС, расход 0,5-1,5 кг/с. В результате ресурсных испытаний стенда с принудительной циркуляцией расплава показана принципиальная работоспособность основных его элементов (насос, теплообменник, системы подготовки и очистки расплава). Насос с вынесенными из теплоносителя в зону инертного газа подшипниковыми узлами проработал без ремонта до конца эксперимента. Таким образом, успешная эксплуатация консольного варианта лопастного насоса для перекачки расплава при температурах до 700 °С позволяет надеяться, что принципы, заложенные при его проектировании, могут быть использованы при разработке насосов для полномасштабных ЖСР. Очистка циркулирующего расплава от примесей осуществлялась при помощи тупиковых «холодных» ловушек. Отбор проб расплава из контура циркуляции производился с помощью пробоотборников замораживающего типа. Анализ проб расплава из контура циркуляции показал, что после первых 100 часов работы равновесная концентрация примесей, содержащих хром, железо, никель и др. металлы не превышала 10-2 масс. %. Очистка расплава при помощи «холодной» ловушки позволяла за несколько часов снизить концентрацию примесей хрома, железа и никеля в 2 -3 раза (см. рис. 2.1). Послойный анализ содержимого «холодной» ловушки показал, что примеси концентрируются в охлаждаемой зоне в плотный и прочный кристаллический осадок. По данным анализа этот осадок содержал значительные количества продуктов коррозии конструкционного материала стенда в основном хрома и железа. Таким образом, показана эффективность очистки расплава от примесей, содержащих эти металлы при помощи однозонных тупиковых «холодных» ловушек.

В разделе 2.3 обобщены результаты технологических испытаний коррозионной термоконвекционной петли с расплавом молярного состава 15LiF–58NaF–27BeF2 (температура плавления 479 °С) с добавками трифторида плутония. Все элементы конструкции петли изготовлены  из никеля марки НП-2. Установка снабжена газо-вакуумной системой, устройствами отбора проб для химического анализа, устройствами ввода и вывода кассет с образцами  исследуемых материалов, устройствами ввода восстановителя расплава (металлический бериллий), продуктов деления (теллур)  и окислителей (дифториды железа и никеля). Предусмотрено  введение топливной добавки PuF3 в расплав с помощью специального дозатора. Для измерений редокс-потенциала расплава разработано бездиафрагменное 3-х электродное устройство с нестационарным (динамическим) бериллиевым электродом сравнения (УИРП). Анализируя данные о химическом и электрохимическом поведении различных электродных материалов в бериллийсодержащих фторидных расплавах, а также фазовые диаграммы бинарных металлических систем с бериллием в качестве материала катода, на котором осаждается бериллий, и индикаторного электрода выбрана молибденовая проволока (99,9 % Мо), а для изготовления вспомогательного электрода (анода) – стержень из стеклоуглерода. Определены оптимальные условия формирования динамического бериллиевого ЭС (см. рис. 2.2), которые обеспечивают получение воспроизводимых значений редокс-потенциала расплава (глубина погружения катода  Н = 3 мм,  ток I = 10-100 мА,  время t = 1-50 с). Испытания  показали, что  разработанная конструкция обладает высокой надежностью и обеспечивает получение воспроизводимых значений редокс-потенциала  расплава с погрешностью ±5 мВ в течение длительного времени (более 1600 час.).  В установке была реализована следующая технологическая схема предварительной очистки расплава: (1) гидрофторирование солевой композиции смесью фтористого водорода и гелия для превращения малорастворимых в расплаве оксидов бериллия, никеля и железа в хорошо растворимые фториды; (2) электролиз расплава в целях удаления основного количества  растворенного никеля; (3) обработка соли металлическим бериллием для удаления остаточных ионов никеля и железа. В результате очистки перед началом коррозионных испытаний в расплаве почти не осталось кислородсодержащих соединений, а массовая доля основных окислителей – дифторидов никеля, железа и хрома снизилось до 0,003, 0,0165 и 0,0026 %, соответственно. При этом редокс-потенциал системы снизился c 1,78 В до 1,1 В, что подтвердило эффективность разработанной методики.

В разделе 2.4 представлен опыт создания и эксплуатации реакторной установки КУРС-2 с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива LiF-ВеF2-UF4 для испытания материалов и технологических систем в условиях, максимально приближенных к работе материалов в топливном контуре ЖСР. Стенд выполнен в интегральной компоновке и предназначен для испытаний работоспособности элементов ЖСР, исследований тепловых характеристик естественной циркуляции, изучения радиационно-химической стабильности жидкосолевых топливных композиций в условиях облучения. Исследования проводились на реакторе ВВР-СМ с потоком нейтронов до 0,76•1014 нейтр./(см2•с). Основной узел экспериментального участка — закрытый термосифон — заполнен солевой композицией 7LiF-ВеF2-235UF4 (температура плавления 458 °С). Термосифон выполнен из стали 12Х18Н10Т и помещен для безопасности в два страховочных кожуха. Для предварительного плавления соли по всей длине термосифона установлены электронагреватели. Участок термосифона, расположенный в активной зоне, представляет собой зону нагрева термосифона, а участок, находящийся над активной зоной, зону охлаждения. Тепло, выделившееся за счет ядерных реакций непосредственно в расплаве и стенке трубы термосифона, посредством свободной конвекции по центральной вставке через переливные окна передается в зону охлаждения. Здесь тепло снимается реакторной водой. Затем охлажденный расплав поступает в активную зону, где происходит его подогрев. Основной теплосъем с поверхности термосифона осуществляется в верхней части, так как кольцевые газовые зазоры, разделяющие расплав и охлаждающую воду, в 5 раз меньше, чем в активной зоне. Термосифон и страховочные кожуха подключены к газо-вакуумной системе. В установке предусмотрена возможность предварительной пассивации фтором газовых коммуникаций, масс-спектрометрического анализа газовых проб в процессе облучения и непрерывного контроля давления в газовых объемах. Отдача тепла с поверхности термосифона происходит излучением и теплопроводностью без конвекции газа в зазорах. Регулировка теплосъема проводилась путем изменения давления гелия в страховочных кожухах. Во всех режимах наблюдалась устойчивая естественная циркуляция топливной соли. Результаты измерений количества тепла, снимаемого с поверхности экспериментального участка, показали, что при изменении мощности реактора от 3,5 до 9,2 МВт (тепл.) энерговыделение в расплаве и стенках термосифона увеличивалось от 6 до 20 кВт. Эти данные с погрешностью до 8% согласуются с результатами нейтронно-физического расчета энерговыделения для КУРС-2. Количество тепла, выносимое из активной зоны посредством конвекции и снимаемое в верхней части термосифона, составляло соответственно от 4 до 16 кВт. Из них около 10-13% передается излучением от вставки, а остальное – посредством конвекции жидкости в щелевом зазоре. Максимальная температура стенки термосифона не превышала 750 °С, а минимальная 500 °С. Испытания продолжались в течение 750 часов на мощности реактора более 9 МВт (тепл.). Наработанный флюенс составил 2•1020 нейтр./см2. При срабатывании аварийной защиты реактора (4 раза) экспериментальный участок не испытывал термоударов, так как в этом случае проводились откачка гелия из зазоров и включение охранных электронагревателей. Конструкция КУРС-2 в целом оказалась работоспособной. Факторов, влияющих на ухудшение со временем тепловых характеристик термосифона, не обнаружено. Радиационно-химическую стойкость топливной композиции изучали, анализируя газовыделение над расплавом. Данные масс-спектрометрического  анализа показали, что в состав выделившейся газовой смеси входили в основном гелий (80 % по объему) и незначительные количества фтора. Гелий в расплаве, содержащем 6Li, образуется по реакции 6LiF + 1n → He + 1/2T2 + 1/2F2. Результаты расчетов показали хорошее согласие между скоростью газовыделения и концентрацией 6Li в расплаве. Измеренная по газовыделению интенсивность радиолиза не превышала 3.10-6 молекул на 100 эВ. Соответствующее значение для воды почти на 4 порядка выше.

Глава 3 посвящена экспериментальному изучению совместимости отечественных сплавов на основе никеля и сталей с составами расплавов  фторидных солей  топливного  и промежуточного контуров  ЖСР. В начале главы представлен термодинамический анализ системы «конструкционный материал – расплав фторидных солей» и сделаны следующие выводы. Основные компоненты солевых расплавов – фториды лития, калия, натрия, бериллия и тория – не могут вступать в химическое взаимодействие с элементами металлических сплавов. Коррозионное взаимодействие солевого расплава с элементами конструкционного материала связано только с присутствием в расплавах солей некоторых примесей, из которых наибольшую опасность представляет вода. Однако эти примеси ответственны за интенсивный процесс первоначальной коррозии, завершающейся при установлении термодинамического равновесия в замкнутой системе, и не приводят к процессу непрерывной коррозии. Только присутствие в расплаве в достаточных количествах топливного компонента в виде UF4 приводит к химическому взаимодействию с хромом  по реакции: Cr(тв.р.) + UF4 ↔ 2UF3(р) + CrF2(р), что создает при существовании в реакторе температурного градиента механизм непрерывной коррозии. Имеющиеся опытные данные показывают, что скорость коррозии в системе «конструкционный материал – топливная соль» определяется следующими параметрами: составом топливной соли и конструкционного материала; наличием примесей–продуктов деления (теллур), влияющих на структурные свойства конструкционного материала и окислительное состояние расплава (NiF2, FeF2, H2O, окислы и сульфаты  металлов); максимальной рабочей температурой конструкционного материала топливного контура, температурным градиентом в контуре циркуляции расплава и в меньшей степени скоростью расплава. Эти параметры определяют окислительно-восстановительное состояние топливной соли или ее редокс-потенциал, от величины которого в конечном итоге зависит скорость протекания электрохимических процессов коррозии конструкционного материала. Коррозионная стойкость материалов в настоящей работе исследовалась двумя методами. Первый – это метод ампульных статических изотермических испытаний контрольных образцов в различных жидкосолевых средах. Второй метод – испытания материалов в неизотермических динамических условиях на стендах с естественной и принудительной конвекцией.

В разделе 3.2 обсуждены вопросы разработки отечественного никель-молибденового сплава для Th-U ЖСР – Р. Отобраны  конструкционные материалы для топливного контура ЖСР – это в первую очередь созданные на базе американского сплава Хастеллой - Н отечественные никель-молибденовые сплавы  ХН80МТЮ, ХН80МТ, ХН80М-ВИ (см. таблицу 3.1).

Таблица 3.1. Химический состав сплавов конструкционных материалов  ЖСР

сплав

Ni

Mo

Cr

Fe

Mn

Ti

Nb

W

Al

Cu

Si

C

Хастелой-Н

осн

16,3

7,5

3,97

0,52

0,26

0,06

0,26

0,02

0,5

0,05

ХН80MTЮ

осн

12,3

6,8

0,15

0,013

0,93

0,01

0,07

1,12

0,02

0,04

0,02

ХН80MT

осн

12,2

6,9

1,6

2,6

0,02

ХН80М–ВИ

осн

12,2

7,6

0,28

0,22

0,001

1,48

0,21

0,04

0,12

0,04

0,02

МОНИКР

осн

15,8

6,9

2,27

0,037

0,026

0,01

0,16

0,02

0,02

0,13

0,02

В этих сплавах проблема равномерной коррозии решена путем легирования сплава элементами, уменьшающими термодинамическую активность хрома. Обобщены результаты экспериментов на термоконвекционных петлях, заполненных топливной солью состава LiF-BeF2-ThF4-UF4, с подогревом 70-100 oС при максимальной температуре до 750 oС. Эксперименты  показали, что почти при всех вариантах легирования в хорошо очищенных от примесей жидкосолевых теплоносителях скорость равномерной коррозии разработанных отечественных никель-молибденовых сплавов типа ХН80МТ при  упомянутых условиях составляла менее 6 мкм/год. Проблема межкристаллитной коррозии, вызванной воздействием теллура, может быть решена легированием сплава ниобием, алюминием или ванадием. Испытания сплава ХН80МТЮ, легированного 1% алюминия в петлях с естественной циркуляцией расплава при температурах до 750 С, подтвердили, что сплав не подвергается этому виду коррозии.

В разделе 3.3. описаны результаты исследования коррозионной и механической стойкости никель-молибденовых сплавов в расплаве LiF-NaF-BeF2 и влияния на нее добавок PuF3 и теллура. Проведено исследование структуры и прочностных характеристик сплавов ХН80МТЮ, ХН80М-ВИ и МОНИКР (Чехия) в исходном состоянии после термомеханической обработки и закалки, а также после их коррозионных испытаний  в течение 1200 час. в термоконвекционной петле, заполненной расплавом 15LiF–58NaF–27BeF2, с подогревом 1000С при максимальной температуре до 700 oС и редокс-потенциале системы 1,25 - 1,33В относительно бериллиевого электрода сравнения (см. рис. 3.1). Показано, что глубокая очистка расплава от окисляющих примесей и поддержание его редокс-потенциала на низком уровне обеспечивает низкую скорость равномерной коррозии (менее 5 мкм/год) для образцов сплавов ХН80МТЮ и ХН80М-ВИ. После испытаний склонности к межкристаллитной коррозии не обнаружено ни у одного из исследуемых сплавов. Имеет место обеднение поверхностного слоя по хрому, обусловленное селективным окислением этого элемента фторидами никеля и железа, присутствующими в расплаве. По данным коррозионных испытаний, проведенных с образцами сплава ХН80М-ВИ при температуре 650±5oС С в течение 400 часов, существенного влияния добавки PuF3 на коррозионные, структурные и механические свойства сплава не обнаружено. 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 имеет максимальную стойкость к теллуровой МКК из изученных никель- молибденовых сплавов.

В разделе 3.4 обсуждены результаты испытаний стойкости двух нержавеющих сталей 12Х18Н10Т и 08ХI5H24B4TP (ЭП–164) в кандидатных жидкосолевых теплоносителях реакторного и промежуточного контура. Скорость коррозии этих  сталей сильно зависит от температуры и по данным статических опытов уменьшается примерно в 8 раз при её снижении от 630 oС до 420 oC. Динамические неизотермические испытания проводились в коррозионной петле с расплавом 8NaF-92NaBF4 при подогреве 535 oС от до 630 oС в течение 500 часов. Данные экспериментов показывают, что высоколегированная и жаропрочная сталь ЭП-164 при всех условиях  испытаний в расплаве 8NaF-92NaBF4 имеет более высокую коррозионную стойкость. В неизотермических  условиях скорость коррозии  стали ЭП-164  в горячей зоне при 630 oС была в 5 раз ниже, чем у стали 12Х18Н10Т. Повышенная стойкость ЭП-164 по-видимому обусловлена повышенным содержанием никеля в сплаве и присутствием легирующих добавок, таких как вольфрам (4-5 %) и церий (0,02 %), которые снижают диффузионную активность хрома в железоникелевых сплавах. Для этих сталей после экспозиции в расплаве 8NaF-92NaBF4 имеют место под поверхностные пустоты на глубине до 70 мкм, которые вытянуты вдоль границ зёрен, и  у поверхности смыкаются в непрерывные цепочки, образуя трещины. Данные анализов проб расплава, взятых до и после экспозиции, показывают увеличение содержания в них железа в 30 раз и хрома в 1000 раз. В близких условиях коррозионных испытаний ORNL в петле с расплавом 8NaF-92NaBF4 сплав Хастеллой–Н также показывал повышенную скорость коррозии около 18 мкм/год и по этому параметру не на много превосходил сталь ЭП-164.

В главе 4 представлены результаты экспериментального исследования физических свойств расплавов солей, содержащих фториды натрия, лития  и дифторид бериллия. К ним относятся диаграмма плавкости, растворимость актиноидов и лантаноидов (фториды и оксиды), вязкость, теплопроводность и плотность. В представленном исследовании основное внимание сосредоточено на солевых композициях следующего состава (мол. %):  A: 7,1LiF–64,1NaF–28,8BeF2; B: 14,3LiF–59,0NaF–26,7BeF2; C: 22,0LiF–56,6NaF–21,4BeF2; D: 15LiF–58NaF–27BeF2;  E: 17LiF–58NaF–25BeF2 ; G: 13LiF– 58NaF–29BeF2.

Было изучено поведение этих композиций при плавлении и кристаллизации, уточнены температуры ликвидуса выбранных растворителей и состава тройной эвтектики. Из кривых дифференциально-термического и термического анализов, полученных в процессе нагревания (охлаждения) образцов исследуемых солевых композиций, и фазовой диаграммы тройной системы LiF–NaF–BeF2, следует, что состав солевой композиции D наиболее точно соответствует тройной эвтектике с температурой ликвидуса 479±2 оС, что хорошо согласуется с данными Фома из ORNL. Измеренная температура ликвидуса  солевой композиции состава А превышает температуру, рассчитанную по фазовой диаграмме  из работы ORNL,  примерно на 30 оС, для солевой композиции состава С – примерно на 60 оС. Температура ликвидуса солевых композиций близких к составу тройной эвтектики (составы B, Е, G) находится в соответствии с имеющимися данными и составляет по кривым нагревания 482-500 оС, по кривым охлаждения 480-494 оС.

В проведенном исследовании растворимость PuF3 определяли непосредственно в экспериментальной ячейке по результатам измерения интенсивности -излучения плутония из локального объема расплава, находящегося в равновесии с твердой фазой при заданной температуре. Такая методика исследований позволяет уверенно установить момент наступления равновесия в системе «расплав – твердая фаза». Наши экспериментальные данные по растворимости PuF3 в расплаве 2LiF-BeF2 хорошо согласуются с данными Мэйлена и Бартона (ORNL). Для исследованных составов в пределах погрешности эксперимента зависимость логарифма концентрации PuF3 от 1/Т(К) описывается линейной функцией. Как видно из рис. 4.1, уменьшение содержания BeF2 в расплаве от 34 мол. % до 25 мол. % повышает растворимость PuF3 в 5 раз. Для композиций: (D) 15LiF- 58NaF-27BeF2 и (E) 17LiF-58NaF-25BeF2  растворимость PuF3 в составляет, соответственно,  1,33 и 1,94 мол. % при температуре 550 оС, и 1,94 и 3,00 мол. % при 600 оС. Экспериментально подтверждено, что трифторид неодима вытесняет трифторид плутония в расплаве 17LiF-58NaF-25BeF2. Присутствие в расплаве двухвалентного фторида европия до 0,3 мол. % не оказывает влияния на растворимость трифторида плутония.

Растворимость оксидов металлов и закономерности их осаждения в расплавах на основе LiF, NaF и BeF2 определяли при температурах до 800 оС методом изотермического насыщения расплава с навеской оксида, взятого с небольшим избытком, относительно требуемой для достижения предельной растворимости. Результаты исследований поведения оксидов циркония, урана и лантаноидов в системе LiF-NaF находятся в хорошем соответствии с данными Горбунова (ВНИИНМ). Растворимость диоксида циркония в расплавах 7LiF-64NaF-29BeF2 и 15LiF-58NaF-27BeF2 (в мол. %) не превышает 0,01 масс. %, что свидетельствует о возможности очистки выбранного растворителя от циркония методом осаждения оксидов. Растворимость диоксидов урана и церия во фторидных расплавах 60LiF-40NaF, 7LiF-64NaF-29BeF2 и 15LiF-58NaF-27BeF2 (мол. %) мала и не превышает 0,05 вес. %. Растворимость оксидов трехвалентных лантаноидов в расплаве 15LiF-58NaF-27BeF2 (в мол. %) велика в связи с протеканием химической реакции взаимодействия оксидов лантаноидов с фторидом бериллия. В экспериментах с расплавом 14,7LiF-56,9NaF2-26,4BeF2 (в мол. %), содержащим 2 мол. % CeF3 (в качестве имитатора PuF3), не обнаружена тенденция осаждения церия в виде оксида.

Методом затухания крутильных колебаний цилиндрического тигля  с исследуемым расплавом  в диапазоне температуры от ликвидуса до 800 оС была измерена в режиме "слабовязкой" жидкости кинематическая вязкость трех солевых составов А, С и D. Погрешность измерений составила 4–6 %. Для составов А, С и D, соответственно,  в диапазоне 500–800oС получены температурные экспоненциальные зависимости вязкости: ν = Аexp[В/Т)], где ν - кинематическая вязкость, м2/с;  Т – температура, К. В целом полученные значения вязкости (см. рис. 4.2) хорошо коррелируют с данными ORNL для  близких тройных составов 7,5LiF–63,5NaF–29BeF2 и 24LiF–53NaF–23BeF2. В наших опытах добавление трифторида церия к исходной смеси (1 мол. %) заметно снижало измеренную кинематическую вязкость солевой композиции, особенно в нижней части измеряемого температурного интервала (до кривой, соответствующей расплаву состава С, т.е. на 25–30 %).

Методом монотонного нагрева измерена теплопроводность расплава  7,0LiF-64,2NaF-28,8BeF2 (мол. %) в диапазоне температур 500 –750 оС. Ее температурную зависимость можно с хорошим приближением аппроксимировать линейным эмпирическим уравнением: λ = 0,838 + 0,0009 [t – 610.3], где  λ – теплопроводность, Вт⋅м-1⋅oC-1;  t – температура,oC. Погрешность настоящих измерений обусловлена, в основном, неточностью калибровки и оценивается ~ 15%. Как видно из рис. 4.3, измеренная в работе Граймса (ORNL) теплопроводность  расплава 2LiF–BeF2 примерно на 30 % превышает теплопроводность рассматриваемой системы 7LiF–64,2NaF–28,8BeF2. Принимая во внимание экспериментальные  данные Хохлова (ИВТЭ) о  теплопроводности расплавов индивидуальных фторидов металлов, где в диапазоне температуры 880-1000 оС теплопроводность LiF превышает теплопроводность NaF более чем на 50 %, наблюдаемое расхождение может быть объяснено замещением LiF на NaF в исследуемой тройной системе.

Методом гидростатического взвешивания измерена плотность солевых композиций (D) 15LiF-58NaF-27BeF2 (мол. %) в диапазоне температур 482 – 770 оС и (Е) 17LiF-58NaF-25BeF2 (мол. %) в диапазоне температур 540 – 800 оС. Экспериментальные точки аппроксимировались методом наименьших квадратов линейной зависимостью: ρ(T) = ρ(T0) - β(T-T0). Ошибка измерения оценивается как 0,9%. Как видно из рис. 4.4, плотности обеих солевых композиций достаточно близки, что представляется весьма объяснимым, так как невелики и изменения в их составах. Плотности композиции 24LiF-53NaF-23BeF2 (мол. %) полученные в работе Пауэрса (ORNL), примерно на 3 % ниже, чем полученные нами. При заявленной точности измерений в этой работе на уровне 5% результаты можно считать хорошо согласующимися.

В  главе 5 представлено обобщение результатов по измерению теплоотдачи расплавов фторидов при вынужденном течении в круглых трубах и свободном конвективном течении в закрытых термосифонах применительно к разработкам ЖСР. В начале главы представлено современное состояние вопроса и сделаны следующие выводы. Расплавы фторидов относятся к жидкостям с Рr >1. Теплообмен этих жидкостей в каналах различной формы исследован в широком диапазоне определяющих параметров. При эксплуатации установок с расплавами солей на теплообмен может влиять ряд дополнительных факторов (например, образование отложений на поверхности теплообмена; контактное термическое сопротивление слоя примесей; изменение физико-химических свойств теплоносителя  под действием температуры, примесей и облучения и т.п.). Учет этих факторов плохо поддается обобщению. Поэтому вопрос о пригодности  критериальных зависимостей, описывающих теплообмен жидкостей с Pr > 1 для расплавов фторидов необходимо решать экспериментально.

В разделе 5.1 приведено описание опытов по определению местных коэффициентов теплоотдачи при вынужденном течении расплава LiF-NaF-KF на установке "Солярис". Эти исследования были выполнены методом непосредственного замера температуры стенки в условиях обогрева при граничном условии на стенке qc = const. Коэффициент теплоотдачи определялся по формуле α = Q/[F(tc - tж)]. Количество тепла Q, переданное расплаву через поверхность F, определялось по подведенной электрической мощности. Среднемассовая температура жидкости в измеряемом сечении tж находилась по температуре жидкости на входе в экспериментальный участок и подогреву в нем. Температура внутренней поверхности стенки трубы tc определялась по температуре наружной поверхности, измеряемой приваренными к трубке термопарами с учетом перепада температуры в стенке. Для измерения распределения температур было приварено 12 хромель-алюмелевых термопар типа КТМС (диаметр 0,2 мм) на различных расстояниях от начала обогрева.  Координаты закладки термопар (расстояние от начала подогрева  в мм) следующие: 60, 260, 460, 660, 760, 860, 960, 1060, 1100, 1100, 1150. Расход теплоносителя через экспериментальный участок измерялся  калориметрическим методом  с погрешностью 2,7 %.

Экспериментальный участок представляет собой круглую трубу  (не обогреваемая часть 20 d; обогреваемая часть 40d). Он располагался вертикально. Теплоноситель прокачивался снизу вверх. Основные параметры экспериментов: число Рейнольдса - Re = 5 103 - 4 104; число Прандтля - Pr=1,7 - 2,3; плотность теплового потоке на стенке 30 - 60 кВт/м2. Последняя выбиралась из условия сведения к минимуму влияния свободной конвекции. Погрешность определения коэффициента теплоотдачи составляла 5-7 %.

Данные нашей работы достаточно хорошо согласуются в области чисел  Re > 103 (в пределах 8–9 %) с результатами расчёта по уравнению Петухова - Кириллова, обобщающему наиболее надежные данные по теплоотдаче при турбулентном течении. Отметим, что в области исследованных нами чисел Re = 9000 - 15000 и Pr = 1,7-2,3 наиболее часто используемая на практике для расчёта теплоотдачи эмпирическая зависимость Михеева даёт отличие от уравнения Петухова - Кириллова не более 2 %. При числах Re до 5•103  в пределах 8 - 9 % полученные данные согласуются с уравнением  Гнелински, в котором формула Петухова-Кириллова модифицирована применительно к области течения Re  до 104 и для  Pr > 2. Несколько хуже полученные данные для чисел Re < 9103 согласуются с данными расчётной работы Попова и Беляева. В работе Хоффмана с сотр., полученные опытные данные по теплоотдаче к жидкосолевому теплоносителю Li,Be,Th,U/F, были сопоставлены с зависимостью Зидера - Тэйта, обобщающей результаты измерений теплоотдачи к жидкостям в диапазоне чисел Re, включающем всю переходную область от ламинарного течения турбулентному. Из рис. 5.1 видно, что наши данные хорошо согласуются с результатами работы Зидера и Тэйта. Опытные точки Хоффмана с сотр. лежат в среднем на 20 – 25 % ниже кривой Зидера-Тэйта. Проведенные оценки показали, что влиянием термогравитационных сил на теплообмен, как в условиях наших опытов, так и опытов ORNL можно пренебречь. Таким образом, в отличие от имевшихся в литературе опытных данных  по жидкосолевым теплоносителям, полученные результаты достаточно хорошо согласуются с наиболее надежными зависимостями для расчёта теплоотдачи к капельным жидкостям. Для расчёта коэффициентов теплоотдачи к жидкосолевому теплоносителю при числах  Рейнольдса, характерных для теплообменников ЖСР, могут быть рекомендованы зависимости: Петухова-Кириллова и Михеева - для чисел Re более 104, Гнелински и Зидера-Тэйта в диапазоне чисел Re = 5103 – 15103. После проведения опытов отложений на внутренней поверхности ЭУ обнаружено не было. Анализ результатов показал неизменность коэффициентов теплоотдачи в течение всех опытов, длившихся более  1000 час.

Раздел 5.2 посвящен экспериментальному исследованию тепловых характеристик закрытых конвективных термосифонов с жидкосолевым топливом и теплоносителем (см. рис. 5.2). В представленных схемах тепло в одном случае генерируется непосредственно в жидкости, в другом подводится через стенку трубы термосифона. В этих схемах предполагается использовать термосифоны со вставкой и без вставки при тепловой нагрузке в зоне нагрева, соответственно, до 5 – 10 МВт/м3 и 50 — 100 кВт/м2. Из теории подобия следует, что интенсивность теплообмена в термосифоне будет определяться произведением критерия подъемной силы (число Грасгофа - Gr) на критерий физических свойств (число Прандтля - Pr) и безразмерное отношение характерного поперечного размера контура циркуляции к длине зоны нагрева / lн. Этот вывод был экспериментально подтвержден в широкой области определяющих параметров. На тепловые характеристики закрытых термосифонов могут влиять еще длина зоны охлаждения (L-lн)/lн, длина адиабатической зоны между зонами нагрева и охлаждения lад/lн; угол наклона оси термосифона от вертикали – ; конструкция вставки и инвертора, способ подвод тепла. Имеющиеся для жидкостей с числами Рr >1 опытные данные о закономерностях переноса тепла не охватывают область определяющих параметров, характерных для технических предложений по ЖСР. Из-за сложности теоретического описания переноса тепла в закрытых термосифонах особое значение приобретают экспериментальные исследования и правильный подход к обработке и обобщению опытных данных.

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: Nu= Q / [Fн . (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; -  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 *= 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; R = GrRPrR/lн; qсн = Q/ Fн; Fн =2 Rlн; GrR = gqснR4/(2); и –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 R > 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 (R > 7106) 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 R > 103 – 107. Кривая, соответствующая нашим экспериментальным данным на воде при R > 2107 имеет меньший наклон, чем кривая Полозова. Это может быть объяснено тем, что при R > 2107 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 R 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{R[(L-lн)/lн]0,5}0,235  (Pro/ Prн)0,25  при 8 .103 < R  < 4.107;

NuR = 0,356{R[(L-lн)/lн]0,5}0,192  (Pro/ Prн)0,25  при 4.107 < R  < 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[b (L-lн)/lн]0,24(Pro/ Prн)n .

Здесь Nub = (qсн + qvb)b / [. (tсн - tсо.)]; b = GrbPrнb/lн;  Grb = g(qсн + qvb)b4/(2); 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; b = 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 b =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 > 1,5105, 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 /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 /3 до /2, показало, что они различаются незначительно. По-видимому, это обусловлено схожестью схем течения жидкости в таких условиях. При углах наклона более /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: Δ,- LiF-BeF2-ThF4-UF4; ∇- NaF-NaBF4; – LiF-NaF-KF в трубе из инконеля;, Ο -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 R[(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 b (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






© 2011 www.dissers.ru - «Бесплатная электронная библиотека»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.