автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Получение оксидов урана и смешанных оксидов урана и церия методом восстановительной плазмохимической денитрации, их состав и свойства

Введение

1. Литературный обзор

1.1. Диоксид урана как основное топливо ядерной энергетики

1.2. Осадительные методы получения керамических порошков UO

1.2.1. Методы, включающие осаждение соединений урана из раствора

1.2.2. Методы, использующие осаждение из газовой фазы

1.3. Процессы прямого разложения растворов уранилнитрата

1.3.1. Применение обычных способов нагрева

1.3.2. Нетрадиционные способы подвода энергии для проведения процессов денитрации. Использование энергии СВЧ-излучения, разложения в пламени и в плазме

1.4. Существующие плазмохимические процессы получения порошков оксидов урана

1.5. Процессы получения смешанных оксидов

1.6. Анализ работ, посвященных механизму реакций в плазме

2. Расчетная часть. Создание априорной модели плазмохимического процесса

2.1. Математическая модель тепло-массобменных процессов, происходящих в плазмохимическом реакторе

2.1.1. Обоснование необходимости построения математической модели и проведения соответствующих расчетов при изучении восстановления уранилнитрата

2.1.2. Принципы построения модели тепло-массообмена плазмохимического реактора

2.1.3. Основные уравнения, входящие в модель плазмохимического реактора

2.1.4. Результаты расчета и их анализ

2.2. Равновесная термодинамическая модель восстановления уранилнитрата

2.2.1. Методика расчета равновесного парциального давления кислорода в газовой смеси Н2О, Н2, СО2, СО, NO2, NO, N

2.2.2. Расчет равновесного содержания компонентов газовой фазы

2.2.3. Оценка необходимого избытка водорода для гарантированного получения диоксида UO2.00.

3. Экспериментальная часть

3.1. Описание плазмохимической установки

3.2. Цели и условия проведения экспериментов получения смешанных оксидов урана и церия.

3.3. Свойства полученных оксидов U02t-X и (U,Ce)02+x

3.4. Результаты анализа газовой фазы и сравнение полученных данных с теоретически рассчитанными

4. Обсуждение подученных данных

Выводы

Актуальность темы.

В настоящее время широкое распространение получают плазмохимические процессы, основанные на применении плазмы в качестве реагента и/или энергоносителя. Такие процессы характеризуются высокой производительностью, возможностью осуществления целенаправленного синтеза материалов с заданными свойствами в одну стадию. По-видимому, тенденция активного использования плазмы не только сохранится, но и усилится в ближайшем будущем. Имеются многочисленные примеры успешного применения плазмы на основе различных газов для получения оксидов и нитридов многих элементов (BN, A1N, Zr02, СеС>2, AI2O3, ТЮ2 и т.п.) [1-4]. В качестве особого достоинства плазмохимических методов отмечается возможность получения нужных соединений в виде ультрадисперсных порошков, пригодных для изготовления так называемых нанокристаллических материалов, отличающихся высокой прочностью [5,6].

Возможной областью применения плазмохимических процессов в радиохимии может стать получение керамических порошков, используемых для изготовления топливных таблеток для энергетических реакторов и искусственных минералов, включающих радиоактивные отходы. Кроме того, необходимость утилизации излишков оружейного плутония и реализации замкнутого топливного цикла требует создания новых эффективных процессов производства топлива, содержащего плутоний. Привлекательность плазмохимической технологии в этом случае связана с возможностью получения гомогенных твердых растворов плутония в диоксиде урана, необходимых для такого вида топлива. Достижение высокой однородности смешанных оксидов может быть полезным и при создании керамического топлива с различными видами добавок, например, гадолиния или эрбия, используемых в качестве выгорающих поглотителей нейтронов для увеличения глубины выгорания ядерного топлива. 5

В настоящее время в принципе хорошо известна возможность получения оксидов, в том числе и оксидов урана, термическим разложением нитратных растворов. Однако обычное термическое разложение уранилнитрата в печах с внешним нагревом приводит к образованию "грубых" и плохо спекающихся порошков, что заметно снижает качество изготавливаемых из таких оксидов топливных таблеток и требует дополнительных операций по улучшению качества порошков. Поэтому, для изготовления порошков диоксида урана керамического качества из нитратных растворов стали использовать технологии, включающие осаждение соединений урана из растворов, обычно полиуранатов аммония или аммоний уранилтрилкарбоната, с последующим их прокаливанием и восстановлением, а для производства смешанного топлива сейчас применяется раздельное получение оксидов урана и плутония, их дальнейшее смешивание и гомогенизация полученных смесей.

В отличие от традиционных методов плазмохимическая восстановительная денитрация позволяет более простым путем перейти от растворов к оксидам. В ней совмещается разложение распыляемого раствора в плазме с восстановлением урана(У1) до урана(1У), что позволяет в одну стадию получать оксидные порошки, не требующие дальнейшего восстановления перед прессованием. Однако высокая скорость реакций при взаимодействии распыляемого раствора с потоком плазмы создает и определенные трудности для предсказания хода процесса. Поэтому актуальной является задача детального изучения влияния условий проведения процесса денитрации на свойства образующихся оксидов.

Цель настоящей работы.

Исходя из сказанного выше, был определен круг задач, которые необходимо было решить в результате выполнения работы:

• создание математической модели, которая позволит оценить те временные и пространственные характеристики основных стадий 6 плазмохимического процесса, которые трудно определить экспериментально.

• изучение процесса восстановления уранилнитрата в плазмохимическом реакторе с использованием, в частности водорода, который ранее в аналогичных работах не применялся;

• получение восстановленных оксидов урана и смешанных оксидов, изучение их свойств и структуры, оценка их пригодности для изготовления керамических изделий.

Научная новизна работы заключается в том, что в ней затрагивается малоизученная область получения восстановленных оксидов, а в том числе смешанных, в условиях быстропротекающих реакций при высоких и непостоянных температурах.

Практическое значение работы состоит в том, что она направлена на оптимизацию процесса получения порошков диоксида урана и смешанных оксидов, предназначенных для производства реакторного топлива, непосредственно из азотнокислых растворов.

Детальное изучение происходящих процессов и создание математической модели позволяет определить условия стабильного получения восстановленных оксидов.

Результаты исследования свойств смешанных оксидов урана и церия дают возможность перейти в дальнейшем к получению восстановленных оксидов урана и плутония.

Основные положения, выносимые на защиту:

• оценка результатов опытов по восстановлению уранилнитрата водородом и уксусной кислотой в сочетании с водородом;

• результаты математического моделирования процессов тепломассообмена в плазмохимическом реакторе;

• результаты анализа процессов происходящих при восстановлении уранилнитрата; 7

• результаты опытов по получению однородных и однофазных смешанных уран-цериевых оксидов;

• результаты изучения свойств, структуры и формы частиц оксидов, образовавшихся в ходе восстановительной плазмохимнческой денитрации. 8

1. Литературный обзор.

Выводы.

1. Для оценки параметров плазмохимического процесса, которые трудно определить экспериментально, на основе уравнений движения конденсированной фазы, нагрева и испарения капель раствора, сохранения энергии и баланса массы создана математическая модель тепло-массообменных процессов в плазмохимическом реакторе. Определены характер изменения температуры газового потока и образующихся частиц оксидов, время испарения воды и другие параметры процесса денитрации при типичных условиях работы плазмохимической установки.

2. С учетом данных п.1 составлена расчетная программа и с ее помощью определены количества восстановителей, при которых в условиях термодинамического равновесия в интервале температур 700 - 1500 °С возможно получение диоксида урана при одновременном присутствии в газовом потоке водяного пара, водорода и оксидов углерода. Программа составлена с использованием имеющихся в литературе сведений о зависимости кислородного коэффициента кристаллической фазы UОг+х от термодинамического потенциала кислорода в газовой среде при разных температурах.

3. Экспериментально доказана возможность применения водорода в качестве реагента, восстанавливающего в плазмохимическом процессе как U(VI) до U(IV), так и анион NO3 - до N0 и N2 . Установлено, что в изученных условиях доля азота, восстановленного до молекулярного азота, составляет ~ 75 %. Отмечена также целесообразность одновременного применения восстановителей как в растворе, так и в газовой среде (например, уксусной кислоты и водорода). В таких условиях имеется возможность работать с более концентрированными растворами уранилнитрата при использовании взрывобезопасной смеси азот - 7% водорода.

4. Показано, что в условиях восстановительной плазмохимической денитрации растворов нитратов уранила и церия(III) могут быть получены смешанные оксиды в виде однородного твердого раствора

99

U,Ce)02+x. со структурой типа флюорита. Рассчитанные параметры решетки полученных препаратов показывают, что они могут быть отнесены к непрерывному ряду твердых растворов системы UO2+X -Се02.

Полученные результаты дают основания для перехода в дальнейшем к опытам по восстановительной денитрации уранплутониевых растворов.

5. Изучена форма и размер частиц оксидов, образующихся при восстановительной денитрации растворов уранилнитрата. Показано, что в результате плазмохимической денитрации получаются пористые сферические частицы размером 1+20 мкм, состоящие из кристаллитов 0.1+0.5 мкм. Основной механизм образования таких частиц -пересыщение и кристаллизация солевого раствора на поверхности капли и частичное разрушение сферы под действием внутреннего давления паров воды. Основная причина различной насыпной плотности полученных образцов - различный фракционный состав.

100

1. Пархоменко В.Д., Краснокутский Ю.И., Задорожний В.М., Жигулина Н.А. Исследование синтеза нитрида бора при высоких температурах// Неорг. материалы, 1979. Т. 15, № 4. С. 602-604.

2. Миллер Т.Н. Плазмохимический синтез и свойства порошков тугоплавких соединений// Там же, С. 557-562.

3. Дедов Н.В., Коробцев В.П., Кутявин Э.М. и др. Структурные исследования порошков на основе диоксида циркония, полученных методом ВЧ-плазмохимической денитрации. //Стекло и керамика, 1991. №10. С. 17-19.

4. Заке М., Ятченко И. Исследования процессов плазменного синтеза ультрадисперсных частиц окислов металлов// Материалы 2-го Международного симпозиума по теоретической и прикладной плазмохимии (ISTAPC-95). Иваново, 1995. С. 267-269.

5. Баринов С.М., Шевченко В.Я. Новая керамика состояние и перспектива разработок//ЖВХО. 1990. Т. 35, № 6. С. 708-716.

6. Шевченко В.Я. Введение в техническую керамику. М.: «Наука», 1993. С. 27, 54.

7. Воронов Н.М., Софронова P.M., Войтехова Е.А. Высокотемпературная химия окислов урана и их соединений. М.: Атомиздат, 1971.

8. Майоров А.А., Бравермаи И.В. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат. 1985.

9. Быховский Д.Н., Кузьмина М.А., Новиков Г.С., Солнцева А.В. Условия образования неравновесной фазы флюоритной структуры при окислении диоксида урана // Радиохимия. 1992. Т. 34, № 4. С. 9-16.

10. Быховский Д.Н., Кузьмина М.А., Новиков Г.С. Разработка технологии получения смешанного топлива. Отчет НПО РИ инв.№ 1927-И. С-П. 1992.101

11. Копельман Б. Материалы для ядерных реакторов. . М.: Гос. изд. лит. в обл. ат. науки и техники, 1962.

12. Туманов Ю.Н. Электро-термические реакции в современной химической технологии и металлургии. М.:, Энергоиздат, 1981.стр. 188-194.

13. Federer J.I., Robinson W.C., Patterson F.H. Conversion of uranium hexafluoride to uranium dioxide in a flame reactor. // Nucl. Aplication, 1969, Vol.6, N4, P. 298.

14. Federer J.I., Robinson W.C., Pratt R.B. Flame reactor for preparation of fussionable oxide powders. //Trans. Anier. Nucl. Soc., 1968, Vol.11, P.130.

15. Nuclear Fuel Manufacturing. British Nuclear Fuel pis. 1992

16. Masters R.F. Datafile: Germany// Nucl.Eng.Int. 1996. Vol.41, N. 499. P. 29-36.

17. Котельников Р.Б. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат. 1978. С. 85.

18. Lerch R.E., Norman R.E. Nuclear Fuel Conversion and Fabrication Chemistry // Radiochimica Acta. 1984. Vol. 36, N 1/2. P. 75-88.

19. Давыдов В.И., Гамрекели М.Н., Добрыгин П.Г. Термические процессы и аппараты для получения окислов редких и радиоактивных металлов. М.: Атомиздат. 1977. С.97.

20. Патент 2 526 006 (Франция), МКИ СОЮ 43/01. Procede d'obtention de UO3 de grand surfase specifique a partir de nitrate d'uranyle hydrate. Bachelard R., Lakodey P. 30.04.82, 04.11.83.

21. Патент 2 555 566 (Франция), МКИ C01G 43/01; 56/01. Procede de preparation d'oxydes metallique pulverulent a partir de solution aqueuses. Bachelard R., Joubert Ph. 25.11.83, 31.05.85.

22. Патент 2 555 566 (Франция), МКИ C01G 56/01; 43/01. Procede d'obtention d'oxydes mixtes frittes soluble dans 1'acide nitrique a partir de solutions de nitrates. Bachelard R., Germanaz P. 25.03.86, 02.10.87.102

23. Leviz N. Непрерывное превращение нитратов урана и плутония в окислы.// Nucl. Tecnol., 1973, Vol.20, N 1. P. 60-63.

24. Koizumi M., Ohtsuka K., Isagava H. Development of the Process of the Co-Conversion of Pu-U Nitrate Mixed Solutions to Mixed Oxide Powder using a Microwave Heating Method. / / Nucl.Technol. 1983. Vol.61, N 1. P.55-70.

25. Palmer-Brad J.F., Bahen L.E., Celli A. Thoria-Urania Powders Prepared via Bulk Microwave Denitration // Amer. Ceram. Soc. Bull. 1984. Vol.63, N 8. P. 1030-1034.

26. Пюшнер Г. Нагрев энергией сверхвысоких частот. М.:Энергия. 1968.

27. Oshima Н., Tamura Т., Koizumi М. Outline of the coconversion facility of the Pu-U nitrate solution to the mixed-oxide powder using a microwave heating method// Trans.Am. Nucl.Soc. Vol. 40, P. 48-50.

28. Hedley W.H., Roehrs R. J., Trask W.T. Production of Uranium Dioxide by Flame Denitration. // Industrial Engineering Chemistry. 1964. Vol.3, N 1. P. 72-82.

29. Громов Б.В., Судариков Б.Н., Савельева В.И. и др. Химическая технология облученного ядерного топлива. М.: Атомиздат, 1971. С.136.

30. Патент 3 805 063 (Германия), МКИ G 21С 3/62, С 01G 43/01-025. Dieter V., Horst W., Elmar G. Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoff-Mishoxiden aus einer Nitrat-Losung. 18.02.88; 31.08,89.

31. Sridgar T.S. The Flashcal Process for the Fabrication of Fuel-Metal Oxides Using the Whiteshell Roto-Spray Calciner// Nucl. Technology. 1988. Vol. 80, No 3. P. 451-461.

32. Крапивина С.А. Применение низкотемпературной плазмы для производства продуктов химической электротермии // ЖВХО. 1979. Т. 24, N° 6. С. 618-626.

33. Туманов Ю.Н. Низкотемпературная плазма и высокочастотные электромагнитные поля в процессах получения материалов для ядерной энергетики. М.: Энергоиздат. 1989.С29.

34. Зыричев Н.А. Перспективы промышленного освоения технологии азотно-кислотной переработки щелочного алюмосиликатного сырья // Химия высоких энергий. 2000. Т. 34, № 5. С. 385-390.

35. Thorpe M.L., Wilks Р.Н. Electric Arc Furnace turns Zircon Sand to Zirconia //Chem. Engng. 1971. Vol.78, N 26. P.l 17-119.

36. Wilks P.H., Ravinder P., Grant C.L. Plasma Process of Zirconia. //Chem. Engng. Progr. 1972. Vol.68, N 4. P.82-83.

37. Wilks P.H. Zirconium Dioxide Production and Plasma Process //Chemistry and Industry. 1973. N18. P. 891.

38. Быховский Д.Н., Кузьмина M.A., Новиков Г.С. Определение содержания фтора и хлора в порошках оксидов урана, полученных разложением растворов уранилнитрата в плазме. Отчет НПО РИ hhb.N 2403-И, С.-П. 1994.

39. Сурис А.Л. Плазмохимические процессы и аппараты. М., Энергоиздат, 1989.

40. Быховский Д.Н., Дедов Н.Б., Коробцев В.П., Кузьмина М.А., Новиков Г.С. и др. Получение оксидов разложением растворов уранилнитрата в плазме в присутствии восстановителей. Отчет НПО РИ hhb.N 1914-И, С.-П., 1992.

41. Быховский Д.Н., Дедов Н.В., Карелин А.И., Кутявин Э.М., Новиков Г.С. Патент 2 066 299 RU, МКИ С 01 G 43/00, 56/00; Способ104получения смешанных оксидов урана и плутония. 3аявл.23.09.1993, зарег. 10.09.1996. Бюлл. № 25, 1996.

42. Власов В.Г., Жуковский В.М. Кислородные соединения урана. М.: Атомиздат, 1972. С. 213.

43. Г.Кеслер. Ядерная энергетика, М.: Энергоатомиздат, 1986.

44. Обращение с выделенным плутонием. Технические решения. Ред. Е.Г. Кудрявцев. М.: ЦНИИАТОМИНФОРМ. 1998, стр.26-31.

45. Патент 2 619 371 (Франция). МКИ С 01 G 56/00, 43/00, G 21С 3/62. Uranate Plutonate d'Ammonium, son precede de preparation et son utilisation pou l'elaboration d'oxyde mixte (U,Pu)02. CEA. 14.08.87, 14.02.89.

46. Schneider V.W., Druckenbrodt W-G. Recent operating experience with the AUPuC-coconversion process// Trans.Am.Nucl.Soc. 1982. Vol. 40, P. 50-52.

47. Патент 1 822 546 SU. МКИ С 01 G 43/00, 56/00. Способ получения смешанных оксидов урана и плутония. Быховский Д.Н., Карпов А.Н., Кузьмина М.А., Новиков Г.С. Заявл. 13.12.90. Зарег. 20.11.99. Бюлл.№ 32, 1999 г.

48. Андрюшин В.Г. и др. Разработка процессов получения смешанных уран-плутониевых оксидов, пригодных для производства топлива быстрых и тепловых реакторов // Атомная энергия. 1992. Т. 72, № 5. С. 440-443.

49. Пархоменко В.Д., Сорока П.И. и др. Плазмохимические методы получения порошкообразных веществ и их свойства. //ЖВХО. 1991. Т. 36, N 2. С.161-166.

50. Красовская Л.И. Численное исследование процесса плазмохимического получения оксидов редкоземельных элементов из нитратных растворов. // Вести АН БССР, серия хим.наук. Минск, 1991, N 1. С. 29.

51. Шлеманский М.О., Зыричев Н.А, Глауберман А.И., Раскин А.Я. Использование кинетических данных при моделированиипроцессов плазмохимической термообработки нитратов металлов. // Химическая промышленность, 1993, N 11. С. 586-589.

52. Красовская А.И., Брич М.А. Моделирование диссоциации паров азотной кислоты в плазменном реакторе. //Вести АН БССР, серия хим. наук, Минск, 1994. N 4. С. 69.

53. Белов Б.А. и др. Двухзонная модель плазмохимического реактора для получения оксидов металлов из растворов. / / Химия высоких энергий. 1988. Т. 2, N 2. С.161.

54. Бутылкин Ю.П. и др. Модель взаимодействия капель раствора с плазменным теплоносителем при наличии химических реакций. / / Плазмохимические процессы., М.: Наука. 1979, С. 204.

55. Быховский Д.Н., Кузьмина М.А. и др. Изучение влияния условий проведения плазмохимического процесса на свойства порошков оксидов урана. Отчет НПО РИ инв. N 2361-И, 1994.

56. Быховский Д.Н., Старченко В.А., Васильев В.Г., Гильбо К.Е. и др. Условия проведения плазмохимического процесса при получении окислов урана в восстановительной среде. Отчет НПО РИ инв-N 2503-И, 1995.

57. Лидин Р.А., Андреева Л.Л., Молочко В.А. Справочник по неорганической химии. Константы неорганических веществ. М.:Химия, 1987.

58. Н.В.Дедов, А.И.Кошкарев, Э.М.Кутявин, А.А.Макеев, А.И.Соловьев. Получение порошка цирконата-титаната свинца и пьезокерамики на его основе с применением плазмохимической технологии// Стекло и керамика. 1996. № 5. С. 15-17.

59. Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М.: Наука. 1972.

60. Липилина И.И. Уранил и его соединения:. М. 1959, стр.220.

61. Головин A.M. Песочин В.Р. // Тепло-физика высоких температур. 1976. Т.14, N 4.106

62. Донской А.В., Клубникин B.C. Электро-плазменные процессы и установки в машиностроении. Л.: Машиностроение, 1979.

63. Вдовенко В.И. Химия урана и трансурановых элементов. М.-Л. 1960.

64. Мудров А.Е. Численные методы для ПЭВМ на языках Бейсик, Фортран и Паскаль. Томск: МП "Раско", 1992.

65. Javed N.A. // J.Nucl.Materials 1973. Vol. 47. N 3. Р.336-344.

66. Markin T.L. et al // J.Inorg.Nucl.Chem 1968. Vol.30.N 3. P.807-817.

67. Малько М.Б., Нестеренко В.Б. Кинетика и механизм реакций в диссоциирующем теплоносителе-четырехокиси азота. Минск.: "Наука и техника", 1974.

68. Saito J. // J.Nucl.Materials 1974. Vol. 51, N 1. P. 112-125.

69. Hademark К., Broli M. // J.Inorg.Nucl.Chem 1966. Vol.28, N 12. P. 2837-2850.

70. Л.Б. Кобец, Г.Н. Клавсуть, В.М.Долгов, Д.С.Умрейко Поведение двуокиси урана в газообразной диссоциирующей системе N204~2N02^2N0+02// Радиохимия. 1985. Т.2, № 6. С. 708-712.

71. А.Н.Цвигерлов, Л.М.Кузнецов О низкотемпературном окислении двуокиси, закиси-окиси урана и фазы U30s-x двуокисью азота. //Радиохимия Т. 18, выпуск 3, 1976. С.411-413.

72. Быховский Д.Н., Гильбо К.Е., Ибрагимов Ю.И. и др. Получение смешанных оксидов урана и церия методом восстановительной плазмохимической денитрации и изучение свойств полученных порошков. Отчет НПО РИ инв. № 2885-И, С.-П., 2001.

73. Руководство по рентгеновскому исследованию минералов. Ред. В.А.Франк-Коменецкий. Л. 1975.

74. Н.А.Торопов, В.П.Барзаковский. Диаграммы состояния силикатных систем. Т. 1., Л.: Наука. 1969. С.664-665.

75. Гущин К.И. и др. Изучение технологических свойств порошков оксидов урана и плутония, приготовленных методомплазмохимической конверсии. Получение спеченных изделий, Отчет № 9060, М.: ВНИИНМ, 1999.

76. Magneli A., Kihlborg L. About the System СеОг U02 and "Uranium Cerium Blue" // Acta Chem. Scand. 1951. Vol. 5, N 4. P. 578-580.

77. Hund F., Wagner R., Peetz U. Anomale Mischkristalle im System СеОг Uranoxyd // 1952. B.56, N 1. S. 61-64.

78. Кондаков B.M.> Малый E.H., Матюха B.A., Дедов H.B. и др. Состояние работ по получению и применению ультра-(нано)дисперсных порошков оксидов металлов на СХК. Материалы 6-ой научно-технической конференции СХК. Ч 1. С 114-120. Северск, 2001.

79. Определение N0 и NO2 в нитрозных газах производства нитрата алюминия. Аналитический контроль в основной химической промышленности. М.: Химия, 1992. С. 169-171.

80. Treatment of Alpha Bearing Wastes. IAEA, Vienna, 1988. Techn. reports series N 287, P. 47 .

81. Belbeoch В., Piekarski C., Perio P. Influence des dimensions cristallines sur la cinetique d'oxydation de UO2 // J.Nucl.Materials. 1961. Vol. 3, N 1. P. 60-66.

82. Ducroux R., Baptiste Ph.J. Mesure du potentiel d'oxygene dans le systeme Uo.7Ceo.3O2 ±x a l'aide d'une minisonde a electrolyte solide // J.Nucl.Materials. 1981. Vol.97, N 2. P.333-336.

83. Горский В.В. Применение интегрированных с топливными таблетками выгорающих поглотителей в LWR / / Атомная техника за рубужом. 2000. № 7. С. 3-7.

84. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике. М.: ГУП НИКИ ЭТ. 1999. С. 183.