Molten salt fast reactor with U–Pu fuel cycle

熔盐 核工程 共晶体系 熔盐反应器 燃烧室 溶解度 燃料循环 材料科学 钍燃料循环 核燃料循环 环境科学 化学 放射化学 燃烧 物理化学 混合氧化物燃料 冶金 工程类 合金
作者
A. M. Degtyarev,A. A. Myasnikov,Л. И. Пономарев
出处
期刊:Progress in Nuclear Energy [Elsevier BV]
卷期号:82: 33-36 被引量:21
标识
DOI:10.1016/j.pnucene.2014.07.014
摘要

In the last two years it was discovered that solubility of PuF3, UF4 and AmF3 in the eutectics LiF–NaF–KF are unexpectedly high (30 mol %, 45 mol % and 43 mol % correspondingly at 700 °C). This result opens the way for the development of the molten salt fast reactor with U–Pu nuclear fuel cycle (UPu-MSFR). The first calculations of the critical UPu-MSFR and subcritical MSR-burner of Am are presented.

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