Радиохимические и ядерно-физические параметры технологии рециклирования трансмутационных мишеней тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.17.02, доктор технических наук Козарь, Андрей Адольфович

• Козарь, Андрей Адольфович
• доктор технических наук
• 2007

Оглавление диссертации доктор технических наук Козарь, Андрей Адольфович

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ ТРАНСМУТАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.

1.1. Возникновение и развитие концепции трансмутации.

1.2. Долгоживущие нуклиды - кандидаты на трансмутацию.

1.3. Оценка результатов трансмутации радиоактивных отходов.

1.3.1. Типы критериев эффективности трансмутации.

1.3.2. Цели трансмутации радиоактивных отходов.

1.3.3. Расчет потерь радионуклидов при рециклировании мишеней.

1.4. Возможные варианты устройств для уничтожения долгоживущих продуктов деления.

1.4.1. Термоядерные реакторы.

1.4.2. Энергетические реакторы деления.

1.4.3. Специализированные реакторы деления.

1.4.3.1. Устройства на быстрых нейтронах.

1.4.3.2. Устройства на тепловых нейтронах.

1.4.4. Трансмутационные устройства на базе ускорителей

1.5. Экспериментальное исследование трансмутации долгоживущих ИД.

1.6. Разработка новых форм мишеней для повышения выгорания актиноидов за цикл облучения.

Глава 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВЗАИМОЗАВИСИМОСТИ ГЛАВНЫХ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ И РАДИОХИМИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ТЕХНОЛОГИИ ТРАНСМУТАЦИОННОГО ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ.

2.1. Общие безвозвратные и элементарные потери нуклидов в замкнутом ЯТЦ при рециклировании мишеней и их зависимость от выгорания.

2.1.1. Вывод формулы расчета потерь радиоактивных отходов в окружающей среде в рамках трансмутационной технологии их обезвреживания.

2.1.2. Сравнительный анализ различных расчетов для определения радионуклидных потерь.

2.1.3. Оценка минимально допустимого выгорания радионуклидов при трансмутации.

2.2. Трансмутационный цикл и радиохимические мощности.

2.3. Поведение побочных стартовых нуклидов при рециклировании мишеней.

2.4. Критерии нейтронных потерь для оптимизация выгорания радионуклидов за трансмутационную кампанию.

Глава 3. УСЛОВИЯ СОВМЕСТНОЙ ТРАНСМУТАЦИИ МАЛЫХ АКТИНОИДОВ И ДОЛГОЖИВУЩИХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ.

3.1. Увеличение эффективности трансмутации ТУЭ в потоках тепловых нейтронов высокой плотности.

3.2. Возможность увеличения глубины выгорания малых актиноидов при использовании гетерогенных пористых мишеней.

3.2.1.

Гетерогенность систем, содержащих излучатели короткопробежных частиц, как средство снижения дозовой нагрузки на матрицу.

3.2.2.

Закономерности изменения массы пористой мишени при пропитывании растворами актиноидов.

3.2.2.1.

Вывод формулы накопления включений в пористых материалах при их циклическом пропитывании.

3.2.2.2.

Экспериментальное исследование динамики накопления осадка в пористых матрицах в процессе их многократного пропитывания и отжига.

Глава 4.

РАЗРАБОТКА ОСНОВ ТЕХНОЛОГИИ ПОЛУЧЕНИЯ

СТАБИЛЬНОГО РУТЕНИЯ ТРАНСМУТАЦИЕЙ 99Тс.

Динамика и продукты трансмутации ^с

Оптимизация выгорания ^Тс на основе оценки нейтронных затрат на его уничтожение.

4.2.1.

Критерии выбора выгорания Тс.

Выбор величины выгорания "Тс.

4.2.2.

Поведение побочного изотопа ^Тс при рециклировании мишеней и возможности его вывода из трансмутационного цикла однократным облучением.

Доказательство формулы расчета концентрации в трансмутационных мишенях.

4.3.1.

4.3.2.

Изменение концентрации "^с в мишени в зависимости от цикла облучения и выгорания за кампанию.

Требования к параметрам технологии очистки искусственного рутения.

4.4.1.

Уровни допустимого содержания /^-излучателей в искусственном рутении.

4.4.2. Содержание продуктов деления в облученной технециевой мишени.

4.4.3. Концентрация 9УТс в рутении после облучения мишени.

4.4.4. Оценка необходимых коэффициентов разделения технеция и рутения.

4.4.5. Учет возможности влияния многокомпонентных сплавов на очистку рутения.

4.5. Оценка накопления долгоживущего Pd при производстве трансмутационного рутения.

4.5.1. Влияние параметров облучения 9УТс на выход 107Pd.

4.5.2. Расчет накопления Pd в мишени технеция и выделенном из нее рутении.

4.5.3. Активность 107Pd в рутении.

4.5.4. Роль Pd в схеме очистки рутения от технеция.

4.6. Облучение металлического 99Тс в высокопоточном реакторе СМ-3.

4.6.1. Выбор устройства для облучения 99Тс.

4.6.2. Характеристики мишеней 9УТс.

4.6.2.1. Выбор материала мишеней для трансмутации У9Тс.

4.6.2.2. Изготовление мишеней для экспериментов по трансмутации 99Тс.

4.6.3. Условия облучения мишеней.

4.6.4. Результаты исследований облученных мишеней 9УТс.

Глава 5. ОПТИМИЗАЦИЯ РЕЖИМА ТРАНСМУТАЦИИ 12У1.

5.1. Схема и динамика трансмутации изотопов йода I и I.

5.2. Поведение концентрации побочного стартового изотопа 127 w I в процессе рециклирования йодной мишени.

5.2.1. 1 ?7 Формула расчета содержания I в трансмутационных мишенях.

5.2.2. 107 100 Равновесные концентрации изотопов йода I и I в мишени в зависимости от их выгорания за кампанию.

5.3. Затраты нейтронов на трансмутацию 1291.

5.4. Формы йодной мишени, обеспечивающие удаление газообразных продуктов трансмутации.

5.5. Внутреннее давление ксенона в йодной мишени.

Глава 6. ОЦЕНКА ВЛИЯНИЯ СОПУТСТВУЮЩИХ ИЗОТОПОВ НА ПАРАМЕТРЫ ТЕХНОЛОГИИ ТРАНСМУТАЦИИ 135Cs.

6.1. Схема и динамика трансмутации изотопов цезия.

6.2. Оптимизация выгорания Cs на основе оценки нейтронных затрат на его трансмутацию.

6.3. Изменение изотопного состава фракции цезия при длительном хранении.

6.4. Поведение концентрации изотопов цезия в мишени в процессе ее многократного рециклирования.

6.5. Изменение активности цезиевой мишени при ее рециклировании.

ВЫВОДЫ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Радиохимические и ядерно-физические параметры технологии рециклирования трансмутационных мишеней»

Актуальность темы. Одним из сдерживающих факторов развития атомной энергетики является недостаточная экологическая безопасность современных методов обращения с высокоактивными отходами (ВАО) от переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Основным способом изоляции ВАО в настоящее время является их остекловывание (в перспективе рассматривается включение в состав керамических композиций) с последующим глубинным подземным захоронением. Несмотря на то, что ряд геологических формаций стабилен уже многие сотни тысяч и даже миллионы лет, надежная прогнозная оценка этого их свойства на длительную перспективу остается проблематичной, в особенности в отношении экстраординарных событий, которые могут произойти за время перехода в стабильное состояние долгоживущих отходов с периодами полураспада свыше 105 лет. Таким образом, возникает необходимость в разработке более эффективных методов обезвреживания долгоживущих радионуклидов, которые могут давать убедительные результаты в реально обозримые сроки. В качестве одного из таких методов сегодня рассматривается трансмутация ряда наиболее опасных долгоживущих нуклидов - перевод их в стабильные и короткоживущие нуклиды под действием облучения различными ядерными частицами, в основном нейтронами.

Достижение близкого к полному выгорания нуклидов за одну кампанию требует чрезвычайно длительного времени облучения и высоких затрат нейтронов, следовательно, практически нереально. Поэтому процесс трансмутации предполагает рециклирование мишеней, т. е. многократное повторение операций: выделение целевого нуклида из облученной мишени, добавление свежей порции этого нуклида и возвращение его на повторное облучение. Эффективность трансмутации зависит как от ядерно-физических процессов при облучении, так и от характеристик радиохимической переработки мишеней (коэффициенты разделения, полнота выделения, безвозвратные потери долгоживущих нуклидов в окружающей среде). Установление связей между радиохимическими и ядерно-физическими параметрами трансмутационной технологии обезвреживания ВАО явилось темой данной диссертации.

Для обоснования трансмутационных программ необходимо решить ряд теоретических и экспериментальных задач. Едва ли не самой важной из них является разработка критериев оценки результатов ядерного сжигания радионуклидов по снижению опасности их воздействия на окружающую среду. При этом требуется выработка единых подходов и определение взаимозависимости между радиохимическими и ядерно-физическими параметрами трансмутации и их оптимизация. Основными характеристиками трансмутации являются выгорание радионуклидов за кампанию, динамика изменения нуклидного состава мишеней в процессе многократного рециклирования, нейтронные затраты на уничтожение целевого нуклида, допустимые полные и элементарные потери радионуклидов в биосфере при переработке мишеней, мощность необходимых производств для их рециклирования. Решение трансмутационных задач требует учета особенностей каждого из кандидатов на ядерное сжигание, главными из которых являются малые актиноиды (MA) Np, Am, Cm и долгоживущие продукты деления (ПД) 99Тс, 129I, I35Cs. В частности, принимая во внимание то, что в результате трансмутации 99Тс образуются короткоживущие и стабильные изотопы рутения, следует изучить возможность получения этого стабильного благородного металла из радиоактивного отхода технеция.

Таким образом, теоретическое и экспериментальное обоснование возможностей повышения экологической безопасности атомной энергетики за счет трансмутации и радиохимического рециклирования долгоживущих радионуклидов обуславливает актуальность настоящей темы.

Цели работы - установить взаимосвязи между радиохимическими и ядерно-физическими параметрами трансмутации; оптимизировать

QQ 19Q llf величины выгорании для мишеней Тс, I, Cs; определить состав трансмутационных мишеней при их многократном рециклировании; установить условия сжигания 99Тс, необходимые для получения нерадиоактивного рутения, пригодного для хозяйственного использования; осуществить демонстрационный эксперимент по быстрой трансмутации 99Тс в стабильный Ru.

Научная новизна. Выведены математические выражения, связывающие общие потери радионуклида в биосфере с выгоранием, его элементарными потерями при извлечении из ОЯТ и рециклировании. На основании расчета нейтронных затрат на трансмутацию определены пределы допустимых величин выгорания мишеней для 99Тс, 129I, 135Cs. Найдены зависимости изменения нуклидного состава мишеней технеция, йода и цезия при их рециклировании, позволяющие планировать характеристики радиохимических производств на длительные сроки. Впервые показана возможность получения стабильного рутения из радиоактивного 99Тс и рассчитаны основные параметры этого будущего промышленного производства. Впервые определены требования к очистке исходного 99Тс от актиноидов и к его облучению, в зависимости от которых рассчитаны необходимые коэффициенты разделения Tc-Ru для получения драгметалла, пригодного к применению в различных отраслях. Достигнуты

99т рекордные значения скорости трансмутации и уровней выгорания 1с на реакторе СМ-3. Впервые наработан практически моноизотопный v »» / 1 ООт-v \ w »-» нерадиоактивныи рутении ( Ru), который после проведенной очистки может применяться без ограничений.

Практическая ценность. Полученные результаты могут быть использованы при разработке трансмутационных кампаний и технологических схем переработки облученных мишеней МА и ПД, реализация которых в будущем позволит резко снизить расходы на глубинное захоронение отвержденных В АО, а также при создании технологии промышленного производства стабильного драгоценного металла рутения трансмутацией 99Тс.

На защиту выносятся;

- Математические выражения, связывающие ядерно-физические и радиохимические параметры трансмутации, полученные на их основе рекомендации по минимально допустимому выгоранию нуклидов и необходимым производственным радиохимическим мощностям по их переработке;

- расчеты динамики трансмутации 99Тс, накопления 98Тс при рециклировании мишеней и пути его удаления, оптимизация выгорания 99Тс; обоснование возможности промышленного производства искусственного стабильного рутения трансмутацией 99Тс и расчет требований к его ядерно-физическим и радиохимическим этапам, в том числе определение необходимой чистоты мишеней и коэффициентов последующего разделения Тс и Ru при ее переработке, а также режимов облучения, не приводящих к заметной наработке долгоживущих нуклидов в продуктах трансмутации;

- итоги эксперимента по достижению высокой скорости трансмутации

QQ

Тс и получению искусственного рутения;

- расчеты изменения состава йодной мишени и равновесных

1ло 197 концентраций изотопов I и I при рециклировании, оптимизация выгораний на основе нейтронных затрат и рекомендации по удалению продуктов трансмутации;

- расчеты концентраций и их квазистационарных значений для изотопов цезия в мишени, изменения ее активности при рециклировании, рекомендации по глубине предварительного

137 изотопного отделения Cs.

Апробация работы. Результаты диссертации докладывались на

2-, 3-, 4—, 10- конференциях Ядерного Общества (Москва, 1991; С.-Петербург, 1992; Нижний Новгород, 1994; Обнинск, 1999), на 2~,

3—, 5Ш Российских конференциях по радиохимии (Дубна, 1994, 2006; Димитровград, 1997; С.-Петербург, 2000), на 3— Финско-российском симпозиуме по радиохимии (Хельсинки, 1993), на 1ш, 2т, Зш, 4Ш Российско-японских семинарах по технецию (Москва, 1996; Shizuoka (Япония), 1999; Дубна, 2002; Oarai (Япония), 2005), на 5Ш и 6Ш Всероссийских симпозиумах по адсорбции в пористых средах (Москва, 1999, 2000), Конференции "Институт физической химии на рубеже веков" (Москва, 2000), Юбилейной международной конференции "Физико-химические основы новейших технологий XXI века" (Москва, 2005), Франко-российском коллоквиуме по химии актинидов и продуктов деления (Париж, Франция, 2003), 5ой Международной конференции по изотопам (Брюссель, (Бельгия), 2005).

Публикации по теме диссертации. По теме диссертации опубликована 41 печатная научная работа.

Объем и структура диссертации. Диссертация состоит из введения, 6 глав, выводов и списка литературы из 254 публикаций. Работа изложена на 251 стр., включает 50 рисунков и 11 таблиц.

Заключение диссертации по теме «Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов», Козарь, Андрей Адольфович

ВЫВОДЫ.

1. Доказана основная формула трансмутации, устанавливающая математические взаимосвязи между полными безвозвратными потерями радионуклида в биосфере и главными ядерно-физическими и радиохимическими параметрами рассматриваемой технологии обезвреживания отходов: выгоранием радионуклида и его элементарными потерями при извлечении из отработавшего топлива и при рециклировании мишени. Впервые введено важное для теории трансмутации математическое понятие дробного цикла облучения, на основе которого выведены формулы расчета параметров технологии рециклирования мишеней, в том числе необходимых мощностей радиохимических разделительных установок для обеспечения переработки различных отходов.

2. Впервые установлены общие рекуррентные соотношения для расчета изменения нуклидного состава мишеней при многократном рециклировании с различными степенями разделения стартового нуклида и продуктов трансмутации, позволяющие задавать параметры будущего радиохимического производства переработки трансмутационных мишеней и оценивать изменения уровней радиационного поля. Из этих соотношений получены математические зависимости изменения нуклидного состава мишеней технеция, йода и цезия при их рециклировании. Для технеция и йода вместо рекуррентных соотношений математической индукцией доказаны прямые формулы, что позволяет рассчитывать содержание нуклидов в любом цикле с использованием только их начальных концентраций. На основании проведенных расчетов даны рекомендации по организации и оптимизации трансмутационного цикла технеция, йода и цезия.

3. Впервые сформулированы критерии для оценки соотношения затрат нейтронов на паразитные и полезные реакции при уничтожении долгоживущих продуктов деления трансмутацией. Обоснованы рекомендации для оптимальных значений выгорания технеция, йода и цезия при различной организации кампаний с учетом необходимости экономного использования нейтронов. Расчетным путем показано, что для уменьшения нейтронных потерь на паразитные реакции на ядрах ксенона 131Хе и 129Хе - продукта трансмутации 1291, а также для снижения внутреннего давления указанного газа необходимо отводить образующийся ксенон в процессе облучения.

4. Проведен анализ взаимодействия ядра 99Тс и его дочерних ядер с нейтронным полем, на основе которого впервые предложено рассматривать в качестве цели трансмутации 99Тс не только уничтожение этого радиоактивного отхода, но и получение стабильного драгоценного металла рутения, по ряду показателей значительно превосходящего природный. Установлены технические условия такого производства: степень предварительной очистки технеция от актиноидов, коэффициенты последующей очистки Ru от 99Тс в зависимости от выгорания технеция, условия облучения и рециклирования мишеней, не приводящие к накоплению долгоживущих нуклидов.

5. Проведенные расчеты параметров трансмутации 99Тс подтверждены экспериментально его облучением в высокопоточном реакторе СМ-3. Достигнут уровень выгорания 99Тс до 70 % при периоде полусжигания 240 - 305 сут, что значительно превосходит аналогичные показатели зарубежных исследований. Наработано ~ 5 г искусственного моноизотопного рутения, на 97.5 - 99.7 % состоящего из 100Ru. Выделенный рутений может применяться без ограничений через 8 - 10 лет, необходимых для распада 106Ru. Показано,

220

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Козарь, Андрей Адольфович, 2007 год

1. Clairborne Н.С. Neutron-Induced Transmutation of High-Level Radioactive Waste // ORNL-TM-3964 Report. Oak Ridge National Laboratory, 1972.

2. Scheider K., Piatt A. High-Level Radioactive Waste Management Alternative. // BNWL-1900 Report, 1974.

3. High Level Radioactive Waste Management Alternatives. // WASH-1297 Report, 1974.

4. Schapira J.P. Long-Term Nuclear Waste Management: Present Status and Alternatives. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 1989. - Vol. A280. - P. 568 - 582.

5. Сивинцев Ю.В. Трансмутация радиоактивных отходов с помощью ускорителей. // Атомная техника за рубежом. 1992. - № 2. -С. 3-9.

6. First Technical Meeting on the Nuclear Transmutation of Actinides. Ispra, Italy. March 16- 18, 1977. EUR-5897 Report, 1977.

7. Second Technical Meeting on the Nuclear Transmutation of Actinides. Ispra, Italy. April 21 -24, 1980. EUR-6929 Report, 1980.

8. McKay H.A.C. // IAEA Bulletin, 1981. Vol. 23. - № 2. -P. 54-57.

9. Evaluation of Actinide Partitioning and Transmutation. // Techn. Report Series N 214. Vienna: IAEA, 1982.

10. Rapport du Groupe de Travail sur les Recherches et Developpements en Matiere de Gestion des Dechets Radioactifs. // Ministere du Redeploiement Industriel et du Commerce Exterieur. Paris, October 1984.

11. Research and Development Program on Nuclear Long-Term Waste Management. // CEA Report to the Ministry of Industry and Research. Paris, 1984.

12. Croff A. A Reexamination of the Incentives for Actinide Burning. // Transaction of the American Nuclear Society, 1990. Vol. 62. - P. 76 - 78.

13. Brager H. CURE: A Commercial High-Level Waste Management Alternative. // Report WHC-SA-0254. Westinghouse Hanford Company, 1987.

14. Rowlins J. CURE: Clean Use of Reactor Energy. // Report WHC-EP-0268. Westinghouse Hanford Company, 1990.

15. Schriber S. Transmutation of waste using particle accelerators. // Proc. of the Tenth Session of the Intern. Sem. of Nuclear War. Erice, Italy. August 19-24, 1990.

16. Van Tuyle G., Takahashi H., Todosow M. e.a. The PHOENIX concept. Proposed incineration of long-lived radioactive wastes to produce electric power. // BNL, Upton, N.Y., April 1990, Revised August 1990.

17. Brager H. Development of Irradiation Targets to Transmute 129I. // Transaction of the American Nuclear Society, 1990. Vol. 62. -P. 103- 104.

18. Wootan D.W., Jordheim D.P., Matsumoto W.Y. Irradiation Test of 99Tc and 129I Transmutation in the Fast Flux Test Facility. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 64. - P. 125 - 126.

19. Dobbin K.D., Jordheim D.P., Wootan D.W., Rawlins J.A. Transmutation of LWR High-Level Waste in LMRs. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 64. - P. 122 - 123.

20. Lawerence G. P. Accelerator Technology for the LANL ATW System. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 63. -P. 83 - 84.

21. Arthur E. D. Overview of a New Concept for Accelerator-Based Transmutation on Nuclear Waste. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 63. - P. 79 - 80.

22. Capiello M., Ireland J., Rider W. Target/Blanket Design for LANL's Accelerator Transmutation of Waste. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 63. - P. 85 - 87.

23. Skalberg M., Liljezin J.-O. Partitioning and transmutation: the state of the art. // Nucl. Engng. Intern. 1993. - Vol. 38. -N463. - P. 30 - 33.

24. Glueker E., Quinn J. The Advanced Liquid Metal Reactor Actinide Recycle System. // Transaction of the American Nuclear Society, 1994. -Vol. 70.-P. 805-811.

25. Baudin G., Prunier C., Salvatores M. Le programme ACTINEX. // Revue Generale Nucleaire. 1992. - № 5. - P. 408 - 413.

26. Ronyer H. Separation et transmutation des actinides: le programme SPIN. // Revue Generale Nucleaire. 1992. - № 5. - P. 407.

27. Ко van D. France looks to high technology to deal with high level waste. // Nucl. Engng. Intern. 1993. - Vol. 38. - N 463. - P. 34 - 36.

28. Viala M., Salvatores M. An overview of the SPIN programme. // Proc. of Third Int. Inform. Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. Cadarache, France, December 12- 14, 1994.-P. 62.

29. Tommasi J., Delpech M., Grouiller J.-P., Zaetta A. Long-lived waste transmutation in reactors. // Nuclear Technology. 1995. - Vol. 111.-P. 133-147.

30. Kaneko Y., Mukaiyma Т., Nishida T. Present status of studies on incineration of transuranium nuclides (TRU) of JAERI. // Proc. of the 2-nd Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research. Japan, January 24 26, 1990.

31. Tadashi I. Development of P-T Technology for long-lived nuclides. //Nuclear Technology. 1991. - Vol. 93(2). - P. 206 - 220.

32. Nishida Т., Nakahara Y. Analysis of produced nuclei and emitted neutrons in nuclear spallation reactors. // Kerntechnik. 1987. - Vol. 50(3). -P. 193 - 196.

33. Nishida T. Analysis of transmutation of transuranium wastes by nuclear spallation reactions. // Proc. of the 1987 Seminar on Nuclear Data. Report JAERI-M-88-065, 1988. P. 246 - 262.

34. Sasahara A. Transmutation of TRU nuclides with FBR. // Proc. of Int. Conf. "Nuclear Data for Sci. and Technology". Tokyo, 1988. -P. 955-958.

35. Nishida T. TRU Transmutation with High Energy Proton Beam. // Proc. of the 1989 Seminar on Nuclear Data. Report JAERI-M/90-025, 1990. -P. 343-361.

36. JAERI to conduct transmutation experiment using KEK accelerator. // Atoms Jap. 1990. - Vol. 34. - N 7. - P. 25.

37. Sasahara A. An assessment of TRU recycling transmutation in metal fuel FBR. // Proc. of Int. Conf. on the Physics of Reactor: Operation, Design and Computations. Paris, 1990. Vol. 4. - P. 11 - 19.

38. Ганев И.Х., Наумов В.В., Решетов В.А., Хрястов Н.А. Трансмутация актиноидов и продуктов деления в специализированных ядерных реакторах. // 2-ая ежегодная конференция Ядерного общества

39. Радиоактивные отходы проблемы и решения". Москва, 24 - 28 июня 1991 г. Доклады и выступления. - Часть 2. - С. 460 - 462. Москва, 1992.

40. Благоволин П.П., Казарицкий В.Д., Киселев Г.В. и др. Трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов ядерной энергетики. // Атомная энергия. 1991. - Т. 70. - Вып. 6. - С. 380 - 386.

41. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Орлов В.В. Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики. // Атомная энергия. 1992. - Т. 73. -Вып. 1.-С. 44-50.

42. Adamov Е.О., Ganev I.Kh., Orlov V.V. Attainment of radiation equivalency in nuclear power radioactive product management. // Nuclear Technology. 1993. - Vol. 104. -N 2. - P. 233 - 241.

43. Казанский Ю.А., Дудкин А.Н., Клинов Д.А. Трансмутация: мода или необходимость? // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 1993. -N 1. - С. 65 - 69.

44. Мурогов В.М., Субботин В.И., Каргаманян B.C. и др. Стимулы развития быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. // Атомная энергия. 1993. - Т. 74. - Вып. 4. - С. 285 - 290.

45. Егоров Н.Н., Кудрявцев Е.Г., Никипелов Б.В. и др. Регенерация и локализация радиоактивных отходов ядерного топливного цикла. // Атомная энергия. 1993. - Т. 74. - Вып. 4. - С. 307 - 312.

46. Бергельсон Б.Р., Балюк C.A. Концепция двухцелевой электроядерной установки. // Атомная энергия. 1996. - Т. 80. -Вып. З.-С. 162- 167.

47. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Работнов Н.С. Замыкание ядерного топливного цикла: баланс актиноидов и безопасность. // Атомная энергия. 1996. - Т. 81. - Вып. 2. - С. 123 - 128.

48. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Минимизация высокоактивных отходов при замене ядерной технологии производства электроэнергии в России. // Атомная энергия. 1997. - Т. 83. - Вып. 2. - С. 133 - 140.

49. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. // Монография. М., ГУП НИКИЭТ, 1999. -252 с.

50. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора БРЕСТ. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. - Вып. 5. - С. 355 - 361.

51. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора БРЕСТ. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. - Вып. 5. - С. 362 - 365.

52. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Киселев Г.В., Мырцымова J1.A. Условия трансмутации плутония, америция, кюрия в ядерных установках. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. - Вып. 2. - С. 150- 155.

53. Kubota M., Morita Y. Preliminary assessment on four group partitioning process developed in JAERI. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-97". Yokohama, Japan, October 5 10, 1997. -Vol. l.-P. 458-462.

54. Kubota M., Yamaguchi I., Morita Y. e. a. Development of a Partitioning Process for the Management of High-Level Waste. //Proc. of Int. Conf. "GLOBAL-93". Vol. 1. - P. 588 - 594.

55. Rochwerger D., Ichimura E., Takaki N. Study of a closed nuclear system for fuel and waste. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-99". Wyoming, USA, August 29 September 3, 1999. - Report on CD. - 7 p.

56. Технологические аспекты ядерных энергетических систем с воспроизводством топлива. Пер. с англ. / Под ред. Бауэра Г.С., Макдональда А. М.: Энергоатомиздат, 1988. - 280 с.

57. De Felice P. High energy proton interaction with Sr and Cs (A contribution to the waste transmutation study). // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 1983. - Vol. 212. - P. 359 - 365.

58. Сивинцев Ю.В. Выжигание 90Sr и 137Cs из радиоактивных отходов. // Атомная техника за рубежом. 1989. -№ 3. - С. 16-20.

59. Matsumoto Т. Calculations of gamma-ray incineration of 90Sr and1 XI

60. Cs. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 1988. -Vol. A268. - № 1. - P. 234 - 243.

61. Шмелев A.H., Куликов Г.Г., Апсэ B.A. и др. Трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов в ядерных реакторах. // Proc. Of the Third Annual Scientific Conference Nuclear Society International. St. Peterburg, 14-18 September, 1992. P. 449-451.

62. Киселев Г.В. Возможности усовершенствования характеристик электроядерных установок. // Атомная энергия. 2001. - Т. 91. — Вып. 1.-С. 54-63.

63. Itahashi Т. Transmutation and implantation for a disposition of radioactive nuclide in nuclear waste. // Report of Research Center for Nuclear Physics. Osaka University, Japan, 1991.

64. Kusters H., Kienzier В., Kolarik Z. e.a. The nuclear fuel cycle for transmutation: critical review. // In: Proc. of Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems "GLOBAL-95". Versailles, France,

65. September 11- 14, 1995.-Vol. 1.-P. 1076 1083.

66. Сивинцев Ю.В. Трансмутация радиоактивных отходов в ядерных реакторах. // Атомная техника за рубежом. 1992. - № 11. -С. 3-10.

67. Землянухин В.И., Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. / М.: Энергоатомиздат, 1989. 280 с.

68. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.А., Киселев Г.В., Тихомиров Г.В. Сценарии трансмутации долгоживущих радионуклидов. // Атомная энергия. 2002. - Т. 93. - Вып. 4. - С. 271 - 278.

69. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.А., Зарицкая Т.С. и др. Радиотоксичность и остаточное энерговыделение актиноидов и продуктов деления отработавшего ядерного топлива ВВЭР при длительном хранении. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. - Вып. 3. -С. 215-220.

70. Ганев И.Х. Радиационноя эквивалентность при обращении с высокоактивными отходов ЯТЦ. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. -Вып. 4.-С. 303-310.

71. McKay A. Destroying Actinides in Nuclear Reactors. // Nuclear Engineering International. 1978. - Vol. 23. - № 266. - P. 40 - 43.

72. Сахаров В.И. Сжигание в реакторах долгоживущих трансурановых элементов как путь уменьшения токсичности высокоактивных отходов. // Атомная техника за рубежом. 1980. -№ 3. - С. 11-18.

73. Кузнецов В.В. Снижение активности отходов путем превращения долгоживущих радионуклидов в стабильные и короткоживущие. // Атомная техника за рубежом. 1993. - № 9. -С. 18-22.

74. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х. и др. Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива и отходов при неводных методах переработки. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. -Вып. 3. - С. 203-211.

75. Беланова T.C., Игнатюк A.B., Пащенко А.Б., Пляскин В.И. Радиационный захват нейтронов: Справочник. / М.: Энергоатомиздат, 1986.-248 с.

76. Harada Н., Nakamura S., Katoh Т., Ogata Y. Measurement of Thermal Neutron Cross Section and Resonance Integral of the 99Tc(n,y)100Tc Reaction. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1995. - № 32(5). -P. 395-403.

77. Nakamura Sh. e.a. Measurement of Thermal Neutron Cross Section and Resonance Integral of the 129I(n,y)130I Reaction. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1996. -№ 33. - P. 283 - 391.

78. Katoh Т. e.a. Measurement of Thermal Neutron Cross Section and Resonance Integral of the I35Cs(n,y)136Cs Reaction. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1998. - № 35. - P. 412 - 421.

79. Van der Laan R.R., Konings R.J.M. The heat capacity of Tco.85Ruo.15 alloy. // J. of Alloys and Compounds. 2000. - Vol. 297. -P. 104-108.

80. Minato K., Serizawa H., Fukuda K. Thermal Conductivity of Technetium. // J. of Alloys and Compounds. 1998. - Vol. 267. -P. 274-278.

81. Shirasu Y., Minato K. Characterisation of Technetium-Ruthenium Alloys for Transmutation of Technetium Metal. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-99". Wyoming, USA, August 29 -September 3, 1999. - Report on CD. - 7 p.

82. Furutaka K., Harada H., Nakamura Sh. e. a. Cross Section of Thermal-Neutron Capture Reaction by 99Tc. // J. of Nuclear and Radiochemical Sciences. 2005. - Vol. 6. - № 3. - P. 283 - 286.

83. Марин C.B. Сжигание актиноидов в бланкете термоядерного реактора. // Атомная техника за рубежом. 1979. - № 12. - С. 3 — 9.

84. Апсэ В.А., Шмелев А.Н., Куликов Г.Г., Саито М., Артисюк В.В. Анализ процесса выхода на равновесный режим трансмутации135

85. Cs. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1999. -№ 4. - С. 83 - 87.

86. Saito М., Apse V., Artisyuk V., Chmelev A. Transmutation of elemental cesium. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-99". Wyoming, USA, August 29 - September 3, 1999. - Report on CD. - 7 p.

87. Апсэ В. А., Артисюк B.B., Саито M., Шмелев А.Н. Трансмутация элементного цезия в бланкете термоядерной установки типа ITER. Трансмутация в жестком нейтронном спектре. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998. - № 5. - Ч. 1. - С. 54 - 60.

88. Апсэ В.А., Артисюк В.В., Саито М., Шмелев А.Н. Трансмутация элементного цезия в бланкете термоядерной установки типа ITER. Трансмутация в смягченном нейтронном спектре. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1998. - № 6. - Ч. 2. - С. 36 - 44.

89. Бергельсон Б.Р., Герасимов А.С., Киселев Г.В., Тихомиров Г.В. Сценарии трансмутации долгоживущих радионуклидов. // Атомная энергия. 2002. - Т. 93. - Вып. 4. - С. 271 - 278.

90. Aoyama Т., Maeda Sh., Maeda Yu., Suzuki S. Transmutation of Technetium in the Experimental Fast Reactor "JOYO". // J. of Nuclear and Radiochemical Sciences. 2005. - Vol. 6. - № 3. - P. 279 - 282.

91. Bonnerot J.M., Broudic V., Phelip M. e. a. Transmutation in Reactor and Aqueous Corrosion Resistance of Technetium Metal. // J. of Nuclear and Radiochemical Sciences. 2005. - Vol. 6. - № 3. - P. 287 - 290.

92. Kloosterman J.L., Li J.M. Transmutation of Tc-99 in fission reactors. // Report on the 3rd International Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. Cadarache, France, December 12 - 14, 1994. - 12 p.

93. Kobayashi K., Kawashima K., Ohashi M. e. a. Applicability evaluation to a MOX fueled fast breeder reactor for a self-consistent nuclear energy system. // Progress in Nuclear Energy. 1998. - Vol. 32. - № 3/4. -P. 681 -688.

94. Wakabayashi T. Status of transmutation studies in a fast reactor at JNC. // Proc. of the Fifth Int. Information Exchange Meeting "Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation". Mol, Belgium, November 25-27, 1998.-P. 323 -333.

95. Colfier H., Bergeron J., Lenain R. Parametrical Analysis of 99Tc and 129I Transmutation in Reactor. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-99". Wyoming, USA, August 29 September 3, 1999. -Report on CD. - 9 p.

96. Salvatores M., Slessarev I.S., Tchistiakov A. The transmutation of long-lived fission products by neutron irradiation. // Nuclear Science and Engineering. 1998.-Vol. 130.-P. 309-319.

97. Глюкер Э., Квинн Дж. Рециклирование актинидов в усовершенствованном жидкометаллическом реакторе. // Атомная техника за рубежом. 1995. - № 8. - С. 14-18.

98. Pigford Т., Choi J. Inventory Reduction Factors for Actinide-Burning Liquid-Metal Reactors. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 64. - P. 123 - 125.

99. Buccafurni A., Landeyro P. Feasibility Analysis of Minor Actinide Burning. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 64. -P. 128.

100. Киселев Г.В. Фракционирование и трансмутация радиоактивных отходов. // Атомная техника за рубежом. 2001. - № 7. -С. 11-16.

101. Фейнберг С.М. Высокопоточные стационарные исследовательские реакторы и их перспективы. // Препринт ИАЭ-1693, 1968.

102. Гончаров В.В. Создание и развитие исследовательских ядерных реакторов в СССР. // Атомная энергия. 1988. - Т. 64. -Вып. 5.-С. 323 -330.

103. Клинов А.В., Мамелин А.В., Топоров Ю.Г. Исследовательские реакторы НИИАРа для наработки радионуклидов. // Атомная энергия. 1989. - Т. 67. - Вып. 3. - С. 186 - 190.

104. Благоволин П.П., Дубинский В.Д., Казарицкий В.Д. и др. Электроядерный реактор как перспективный размножитель. // Атомная энергия. 1988. - Т. 65. - Вып. 5. - С. 326 - 329.

105. Nishida Т., Nakahara Y. Analysis of produced nuclei and emitted neutrons in nuclear spallation reactors. // Kerntechnik. 1987. - Vol. 50. -№ 3. - P. 193- 196.

106. Van Tuyle G., Takahashi H., Todosow M. e. a. The PHOENIX concept. Proposed incineration of long-lived radioactive wastes to produce electric power. // Report. BNL. - Upton, N. Y. - April 1990. - Revised August 1990.

107. Nishida T. TRU Transmutation with High Energy Proton Beam. // Proc. of the 1989 Seminar on Nuclear Data. Report JAERI - M/90-025. -1990.-P. 343-361.

108. LaBauve R., Cappiello M., Perry R. Neutronics Analysis of LANL's Accelerator Transmutation of Waste. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. Vol. 63. - P. 89 - 90.

109. Krohn B.J., Perry R.T., Sapir J. Neutronics Stadies for LANL's ATW Concept. // Transaction of the American Nuclear Society, 1991. -Vol. 64.-P. 126-127.

110. Лазарев H.B. Национальная конференция США по линейным ускорителям. // Атомная энергия. 1991. - Т. 70. - Вып. 4. - С. 267.

111. Бергельсон Б.Р., Никитин А.А., Старостин B.T. и др. Подкритическая установка (мишень-бланкет) для трансмутации актиноидов. // Атомная энергия. 1996. - Т. 82. - Вып. 5. - С. 341 - 347.

112. Бергельсон Б.Р., Тихомиров Г.В., Шведов О.В. Одноцелевая электроядерная установка с природным ураном в качестве топлива. // Атомная энергия. 1999. - Т. 87. - Вып. 3. - С. 199 - 204.

113. Kase Т., Konashi К. Transmutation 99Тс with the Use of an Accelerator. // Nuclear Science and Engineering. 1994. - Vol. 118. -P. 153- 159.

114. Konings R.J.M., Kloosterman J.L., Hendriks J.A., Gruppelaar H. Transmutation of Technetium in the Petten High Flux Reactor: A Comparison of Measurements and Calculation. // Nuclear Science and Engineering.1998.-Vol. 128.-P. 70- 75.

115. Konings R.J.M., Stalios A.D., Walker C.T., Cocuaud N. Transmutation of Technetium Results of the EFTTRA-T1 Experiment. // J. of Nucl. Mater.- 1998.-Vol. 254. -№ l.-P. 122-127.

116. Konings R.J.M., Franken W.M.P., Conrad R. e. a. Transmutation of Technetium and Iodine Irradiation Tests in the Frame of the EFTTRA cooperation. // Nuclear Technology. - 1997. - Vol. 117. - P. 293 - 298.

117. Konings R.J.M., Conrad R. Transmutation of Technetium -Results of the EFTTRA-T2 Experiment. // J. of Nucl. Mater. 1999. -Vol. 274.-P. 336-342.

118. Konings RJ.M. Transmutation of Iodine: Results of the EFTTRA-T1 Irradiation Tests. // J. of Nucl. Mater. 1997. - Vol. 244. - P. 16 - 24.

119. Conti A., Ottaviani J.-P., Konings R.J.M., Schram R.P.C. Long-Lived Fission Product Transmutation Stadies. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-99". Wyoming, USA, August 29 September 3,1999. Report on CD. - 7 p.

120. Урсу И. Физика и технология ядерных материалов. / М.: Энергоатомиздат, 1988. 480 с.

121. Горский В.В. Ядерное топливо с инертной матрицей (IMF). Часть V. // Атомная техника за рубежом. 2001. - № 2. - С. 3 - 9.

122. Горский В.В. Состояние и перспективы применения МОХ-топлива в легководных реакторах. // Атомная техника за рубежом. — 2000.-№6.-С. 8-15.

123. Горский В.В. Ядерное топливо с инертной матрицей (IMF). Часть I. // Атомная техника за рубежом. 2000. - № 10. - С. 3 - 8.

124. Matzke Hj. Radiation stability of inert matrix fuel. // Proc. of Workshop on advanced reactors with Innovative Fuels. Villigen, Switzerland, NEA, 1998. - P. 146 - 152.

125. Chan P. e. a. Reactor physics analysis of plutonium annigilation and actinide burning in CANDU reactors. // Proc. of Workshop on advanced reactors with Innovative Fuels. Villigen, Switzerland, NEA, 1998. -P. 225 - 234.

126. Горский В.В. Ядерное топливо с инертной матрицей (IMF). Часть IV. II Атомная техника за рубежом. 2001. - № 1. - С. 3 - 12.

127. Porta J. е. a. Very high burnup and innovative concepts: needs and trends SFEN/ENS programme. // Proc. of Intern. Topical Meet. "TopFueP 99". - France, 13-15 Sep. 1999. - P. 125 - 136.

128. Porta J. e. a. Some neutronic propeties of an inert matrix for the definition of a 100 % IMF core. // Proc. of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels. Villigen, Switzerland, NEA, 1998. - P. 245 - 252.

129. Горский В.В. Ядерное топливо с инертной матрицей (IMF). Часть II. // Атомная техника за рубежом. 2000. - № 11.-С. 3-11.

130. Lee Y. e. a. Preparation of simulated inert matrix fuel with different powders by dry milling method. // Proc. of Fourth Workshop on Inert Matrix Fuel (IMF). J. of Nucl. Mater. - 1999. - Vol. 274. - № 1. -P. 7- 14.

131. Burghartz M. e. a. Concepts and first fabrication stadies of inert matrix fuel for the incineration of plutonium. // Proc. of Workshop on Advanced Reactors with Innovative Fuels. Villigen, Switzerland, NEA,1998.-P. 267-276.

132. Shiratori T. e. a. Preparation of rock-like oxide fuel for irradiation test. // Proc. of Fourth Workshop on Inert Matrix Fuel (IMF). J. of Nucl. Mater. - 1999. - Vol. 274. - № 1. - P. 40 - 46.

133. Konings R. e. a. Transmutation of actinides in inert matrix fuel. // Proc. of Fourth Workshop on Inert Matrix Fuel (IMF). J. of Nucl. Mater.1999. Vol. 274. - № 1. - P. 84 - 90.

134. Vettraino F. e. a. Preliminary fabrication and characterization of inert matrix fuel and toria fuels for plutonium in light water reactors. // Proc. of Fourth Workshop on Inert Matrix Fuel (IMF). J. of Nucl. Mater. -1999.-Vol. 274.-№ l.-P. 23-33.

135. Babelot J.-F., Conrad R., Konings R.J.M. e. a. The EFTTRA experiment on irradiation of Am targets. // Journal of Alloys and Compaunds. 1998. - Vol. 271 - 273. - P. 606 - 609.

136. Viallard I. e. a. Modeling, manufacturing and Thermomechanical characterization of spinel-uranium dioxide composite fuels. // Proc. of Fourth Workshop on Inert Matrix Fuel (IMF). J. of Nucl. Mater. - 1999. -Vol. 274.-№ l.-P. 34-39.

137. Черемской П.Г., Слезов B.B., Бетехтин В.И. Поры в твердом теле. / Москва: Энергоатомиздат, 1990. 376 с.

138. Белов С.В. Пористые материалы в машиностроении. / Москва: Машиностроение, 1981. -214 с.

139. Васильев JI.JI., Панаева С.А. Теплофизические свойства пористых материалов. / Минск: Наука и техника, 1971. 256 с.

140. Чудновский А.Ф. Теплофизические характеристики дисперсных материалов. / Москва: Физматгиз, 1962. 314 с.

141. Zakharov М.А. Porous Materials as New Matrices for the Immobilisation of Long-Lived Radionuclides: Products of the Reprocessing of Nuclear Fuel from Atomic Power Stations. // Mendeleev Commun. -1991.-№2.-P. 63-64.

142. Машкин A.H., Корченкин K.K., Светлакова H.A. Распределение технеция по технологическим потокам схемы Пурекс завода РТ-1. // Радиохимия. 2002. - Т. 44. - № 1. - С. 34 - 40.

143. Kubota M. Recovery of Technetium from High-Level Liquid Waste Generated in Nuclear Fuel Reprocessing. // Radiochimica Acta. -1993.-Vol. 63.-P. 91-96.

144. Кубота M., Ямагучи И., Морита И., Ямагиси И. Процессы разделения, включающие выделение технеция из высокоактивных жидких отходов. // Радиохимия. 1997. - Т. 39. - Вып. 4. - С. 299 - 303.

145. Yamagishi I., Kubota М. Recovery of Technetium with Active Carbon Column in Partitioning Process of High-Level Liquid Waste. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1993. - № 30(7). -P. 717-719.

146. Шарыгин JI.M., Третьяков С.Я., Злоказова Е.И., Коренкова А.В. Высокотемпературная очистка паровоздушных потоков от метилиодида неорганическим сорбентом на основе диоксида титана.// Атомная энергия. 1997. - Т. 82. - Вып. 6. - С. 424 - 428.

147. Михеев Н.Б., Каменская А.Н., Кулюхин С.А. и др. Модифицированные сорбенты на основе серебросодержащих цеолитов для локализации радиойода и аэрозолей радиоцезия. // Радиохимия. -2000. Т. 42. - № 6. - С. 522 - 526.

148. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. / М.: Энергоатомиздат, 1989. 575 с.

149. Ран Ф., Адамантиадес А., Кентон Дж., Браун Ч. Справочник по ядерной энерготехнологии. / Пер. с англ. Под ред. Легасова В.А. -М.: Энергоатомиздат, 1989. - 752 с.

150. Наумов B.C., Бычков А.В., Вавилов С.К. // Известия вузов. -Ядерная энергетика. 1999. - № 2. - С. 84 - 89.

151. Haas D., Konings R.J.M., Conrad R. e. a. The EFTTRA European Collaboration for the Development of Fuels and Targets for Transmutation: Status of Recent Developments. // Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear

152. Systems "GLOBAL-99". Wyoming, USA, August 29 September 3, 1999. -Report on CD. - 5 p.

153. Новиков Ю.П., Павлоцкая Ф.И., Мясоедов Б.Ф. Нептуний в окружающей среде и методы его определения. // Радиохимия. 1989. -№6.-С. 134- 142.

154. Захаров М.А., Козарь А.А., Никифоров А.С. Перспективы обезвреживания долгоживущих актинидов методом трансмутации. // Доклады АН СССР. 1990. - Т. 314 - № 6. - С. 1441 - 1444.

155. Matzke Hj. Radiation damage effects in nuclear materials. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 1988. - В 32. -P. 455-470.

156. Ewing R.C., Chakoumakos B.C., Lumpkin G.R. e. a. Metamict minerals: natural analogues for radiation damage effects in ceramic nuclear waste forms. // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. -1988.-В 32.-P. 487-497.

157. Lumpkin G.R., Ewing R.C., Chakoumakos B.C. e. a. Alpha-recoil damage in zirconolite (CaZrTi2C>7). // J. Materials Research. 1986. -Vol. 1. -№ 4. — P. 564-576.

158. Mitamura H., Matsumoto S. Fabrication of curium-doped synroc for an Alpha radiation stability test. // Nuclear Technology. 1989. -Vol. 85.-P. 109-117.

159. Гудков A.H., Козарь A.A., Курепин А.Д. Особенности формирования профиля концентрации делящегося материала в микротвэлах ВТГР. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомно-водородная энергетика и технология. - 1988. - Вып. 1. — С. 70 - 71.

160. Hayashi Т., Iwamoto К. Determination of Coating Contamination in Coated Fuel Particles. // J. Nucl. Sci. Technol. 1976. - Vol. 13. - № 3. -P. 132- 137.

161. Кашпаров В. А., Котляров А. А., Курепин А. Д. Экспериментальные методы исследования распределения продуктов деления в покрытиях микротопливных элементов ВТГР. // В кн.: Экспериментальные методы ядерной физики. М.: Энергоатомиздат, 1985.-С. 57-63.

162. Бельков В.М., Шатов А.А. К теории динамики капиллярной пропитки гидрофильных пористых сред растворами поверхностно-активных веществ. // Журнал физической химии. 1991. - Т. 65. - № 9. -С. 2160-2167.

163. Козарь А.А., Перетрухин В.Ф., Силин В.И. Иммобилизация Np-237 пенокорундом. // Первая Российская конференция по радиохимии. Дубна, 17-19 мая 1994. - Тезисы докладов. - Москва, 1994.-С. 107.

164. Захаров М.А., Потемкина Т.И., Козарь А.А. Физико-химическое взаимодействие композиции на основе А120з для хранения долгоживущих радионуклидов. // Неорганические материалы. 1993. -Т. 29.-№3.-С. 379-380.

165. Гангрский Ю.П., Далхсурэн Б., Марков Б.Н. Осколки деления ядер. / Монография. М.: Энергоатомиздат, 1986. - 176 с.

166. Cains P.W., Yewer К.С., Waring S. Volatilization of Ruthenium, Caesium and Technetium from Nitrate Systems in Nuclear Fuel Processingand Waste Solidification. // Radiochimica Acta. 1992. - Vol. 56. -P. 99-104.

167. Демин A.B., Федорова М.И., Матюнин Ю.И. Локализация элементов платиновой группы и технеция при отверждении жидких высокоактивных отходов. // Атомная энергия. 1996. - Т. 80. - Вып. 3. -С. 179- 183.

168. Hoshikawa Т., Sasahira A., Fukasawa Т. е. a. Volatilization of Technetium from Reprocessing Solutions. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1996. - Vol. 33 - № 9 - P. 728 - 730.

169. Кумата M., Вандерграаф T.T. Экспериментальное изучение миграции технеция в глубинных геологических условиях. // Радиохимия. 1997. - Т. 39. - Вып. 4. - С. 313 - 315.

170. Секине Т., Асаи Н., Мине Т., Есихара К. Комплексообразование индикаторных количеств технеция с гуминовой кислотой. // Радиохимия. 1997. - Т. 39. - Вып. 4. - С. 310 - 312.

171. Янагисава К., Мурамацу И. Перенос технеция из почвы в растения. // Радиохимия. 1997. - Т. 39. - Вып. 4. - С. 316 - 320.

172. Yamagishi I., Kubota М., Sekine Т., Yoshihara К. Nuclear reactions of "Тс with fast neutrons of reactor. // Proc. Top. Symp. on the Behavior and Utilization of Technetium. Sendai, Japan, March 18 - 20, 1993. - Munchen, 1993.-P. 33-36.

173. Zaitseva N.G., Rurarz Е., Vobecky М. е. a. Excitation Function and Yield for Ru Production in Tc(p,3n) Ru Reaction in 20 100 MeV Proton Energy Range. // Radiochimica Acta. - 1992. - Vol. 56. - P. 59 - 68.

174. Handbook of Chemistry and Physics. / Editor D. R. Lide. CRC Press, 1996.

175. Эмсли Дж. Элементы. Пер. с англ. / Справочник. М.: Мир, 1993.-256 с.

176. German К.Е., Peretrukhin V.F., Gedgovd K.N. е. a. Тс Carbide and New Ortorhombic Tc Metal Phase. // J. of Nuclear and Radiochemical Sciences.-2005.-Vol. 6.-№ 3. P. 211 - 214.

177. Plekhanov Yu.V., German K.E. Quantum Chemical Model of Technetium Carbide. // J. of Nuclear and Radiochemical Sciences. 2005. -Vol. 6. -№ 3. - P. 215 -216.

178. Козарь А.А., Перетрухин В.Ф. Возможность получения искусственного рутения из продуктов трансмутации 99Тс. // Атомная энергия. 1996. - Т. 80. - Вып. 4. - С. 274 - 279.

179. Козарь А.А., Перетрухин В.Ф. Трансмутация 99Тс как новый источник стабильного рутения. // Радиохимия. 1997. - Т. 39. -Вып. 4-С. 294-298.

180. Козарь A.A., Перетрухин В.Ф. Рутений как продукт трансмутации 99Тс: степень очистки, необходимая для применения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1999. - № 4. - С. 67 - 76.

181. Козарь А.А., Перетрухин В.Ф., Гулев Б.Ф. Оценка необходимого коэффициента разделения 99Тс и Ru после трансмутации 99Тс для промышленного применения ядерного рутения.//Радиохимия. -2000. Т. 42. - №6. - С. 502 - 508.

182. Перетрухин В.Ф., Ровный С.И., Ершов В.В., Герман К.Э., Козарь А.А. Получение металлического технеция для трансмутации в рутений. // Журнал неорганической химии. 2002. - Т. 47. - № 5. -С. 722-728.

183. Перетрухин В.Ф., Герман К.Э., Масленников А.Г., Козарь А.А. Развитие химии и технологии технеция. // В кн.: Современные проблемы физической химии. М.: Издательский дом «Граница», 2005. - 696 с. - С. 681-695.

184. Ильин Л.А., Кириллов В.Ф., Коренков И.П. Радиационная безопасность и защита. / Справочник. М.: Медицина, 1996. 336 с.

185. Лаврухина А.К., Поздняков А.А. Аналитическая химия технеция, прометия, астатина и франция. / М.: Наука, 1966. 308 с.

186. Спицын В.И., Кузина А.Ф. Технеций. / М.: Наука, 1981.147 с.

187. Smith J., Cobble J.W., Boyd G.E. // J. Amer. Chem. Soc. 1953. - Vol. 75. -№ 23. - P. 5773 - 5776.

188. Некрасов Б.В. Основы общей химии. /М.: Химия, 1965. Т. 1. -С. 277-287.

189. Чинёнов П.П., Ровный С.И., Ершов B.B., Мезенцев В.А., Перетрухин В.Ф., Крючков С.В. Получение препаратов технеция высокой радиохимической чистоты. П Атомная энергия, 1996. — Т. 81. — Вып. 1 С. 3-7.

190. Чинёнов П.П., Ровный С.И., Ершов В.В., Капитонов В.И., Крючков С.В., Перетрухин В.Ф. Исследование кинетики и механизма восстановления диоксида технеция до металла. П Радиохимия, 1997. -Т. 39. Вып. 3. - С. 219 - 224.

191. Козарь А.А., Перетрухин В.Ф., Карелин Е.А. и др. Исследование трансмутации металлического 99Тс в рутений при облучении в высокопоточном реакторе СМ. // Радиохимия. — 2002. -Т. 44. -№ 3. С. 262-264.

192. Kozar A.A., Tarasov V.A., Toporov Yu.G. е. а. 99Тс transmutation in high flux reactor SM. / The Third Russian-Japanese Seminar on Technetium. Dubna, June 23 - July 1, 2002. - Extended synopses. - Dubna: JINR, 2002.-P. 80-81.

193. V. Peretroukhine, V. Radchenko, A. Kozar' e. a. Technetium transmutation and production of artifical stable ruthenium. // Comptes Rendus Acad. Sc. Paris. Chimie. 2004. - Tome 7. - № 12.-P. 1215 - 1218.

194. Rotmanov K.V., Lebedeva L.S., Radchenko V.M., Tarasov V.A., Romanov E.G., Toporov Yu.G., Reretroukhin V.F., Kozar A.A. Separation of metal ruthenium out of irradiated technetium. // International Symposium on

195. Technetium Science and Utilization. Oarai, Japan, May 24 - 27, 2005. -Abstracts. - P. 91.

196. Вахетов Ф.З., Романов Е.Г., Тарасов В.А. Комплекс программ для расчета трансмутаций нуклидов. II Сборник трудов ФГУП ГНЦ РФ НИИАР. -Димитровград, 2003. Вып. 3. - С. 53 - 57.

197. Автократова Т.Д. Аналитическая химия рутения. / М.: Изд-во Академии наук СССР, 1962. 264 с.

198. Рябов А.Н., Автократова Т.Д., Горюнов А.А. и др. Химия рутения. / М.: Наука, 1965. 300 с.

199. Поляков А.С., Захаркин Б.С., Смелов B.C. и др. Состояние и перспективы технологии переработки отработавшего топлива. // Атомная энергия. 2000. - Т. 89. - Вып. 4. - С. 284 - 293.

200. Римский-Корсаков А.А., Романовский В.Н., Любцев Р.И., Лазарев Л.Н. Разработки НПО «Радиевый институт» в области обращения с радиоактивными отходами ЯТЦ. П Атомная энергия. -2000. Т. 89. - Вып. 4. - С. 293 - 303.

201. Zhuang Н.Е., Zeng J.S., Zhu L.Y. Sorption of radionuclides technetium and iodine on minerals. // Radiochim. Acta. 1988. -Vol. 44/45.-P. 143- 145.

202. Rancon D. Comparative study of radioactive iodine behaviour in soils under various experimental and natural conditions. // Radiochim. Acta. -1988.-Vol. 44/45.-P. 187- 193.

203. Zhuang H.E., Zeng J.S., Xia D.Y., Zhu Z.G. Retardation of technetium and iodine by antimony- and mercury-containing minerals. // Radiochim. Acta. 1995. - Vol. 68. - P. 245 - 249.

204. Pigford T. Long-term environmental impacts of geological repositories. // Radioac. Wastes Management. 1984. - Vol. 38. - № 5. -P. 380-392.

205. Roedder E. Formation, handling, storage and disposal of nuclear wastes. // J. Geol. Educ. 1990. - Vol. 38. - № 5. - P. 380 - 392.

206. Ершов Ю.А., Попков B.A., Берлянд A.C. и др. Общая химия. Биофизическая химия. Химия биогенных элементов. / Учеб. для мед. спец. вузов. М.: Высш. шк., 1993. 560 с.

207. Radioiodine Removal in Nuclear Facilities: Methods and Techniques for Normal and Emergency Situations. // Techn. Reports Series No. 201. -Vienna, IAEA, 1980.

208. Higano N., Wakabayashi T. Feasibility study on the transmutation of long lived fission products in a fast reactor. // In: Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems "GLOBAL-97". Yokohama, Japan, October 5-10, 1997.-Vol. 1.- P. 1322- 1326.

209. Рабинович B.A., Хавин З.Я. Краткий химический справочник. / Справ, изд. Под ред. Потехина А.А., Ефимова А.И. - Л.: Химия, 1991.-432 с.