Развитие физико-технических основ трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов ядерных реакторов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Артисюк, Владимир Васильевич

• Артисюк, Владимир Васильевич
• доктор технических наук
• 2002

Оглавление диссертации доктор технических наук Артисюк, Владимир Васильевич

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. Проблема трансмутации отходов

1.1. Состав отработанного топлива из реакторов деления

1.2. Классификация радиологической опасности

1.2.1. Токсичность

1.2.2. Риск

1.2.3. Концепция радиоактивного бремени (burden index)

1.3. Выгоды от искусственной трансмутации

1.3.1. Трансмутация для облегчения глубокого подземного 31 захоронения

1.3.2. Трансмутация для снижения риска несанкционированного 37 распространения ядерных материалов

1.3.3. Трансмутация для подхода к гармоничной ядерной 41 энергетической системе

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Развитие физико-технических основ трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов ядерных реакторов»

j,

Научный и технологический потенциал, а также значительный опыт, накопленный в области технологии ядерного деления, выдвинул ядерные реакторы в ряд конкурентоспособных источников энергии и позволяет рассматривать их в качестве таковых в долгосрочной перспективе. В настоящее время принято считать, и это является официальной политикой МАГАТЭ, что наиболее полно потенциал ядерной технологии может быть раскрыт при широкомасштабном её вовлечении в электропроизводство (50% против 18% в настоящее время). При таком сценарии развития проблема обращения с долгоживущими радиоактивными отходами, которая уже сейчас является аргументом противников ядерной энергетики, будет являться основным сдерживающим фактором.

Трансмутация долгоживущих ядер из отработанного реакторного топлива в стабильные или короткоживущие нуклиды рассматривается в качестве альтернативы захоронению отходов в глубоких пластах геологических формаций, что может позволить существенно снизить бремя, накладываемое ядерной энергетикой на окружающую среду.

Среди долгоживущих радиоактивных отходов наиболее проблематичными, с точки 41 зрения осуществимости трансмутации, являются продукты деления. В отличие от тяжелых трансурановых элементов, которые способны к делению с выходом энергии и дополнительных нейтронов, радиоактивные продукты деления могут быть подвержены трансмутации в основном за счет реакций нейтронного захвата. Это требует наличия значительного нейтронного избытка в системе ядерной энергетики и, кроме того, реализации на его основе специфических нейтронных полей. Следует отметить, что в течение последнего десятилетия был предпринят ряд системных исследований по трансмутации продуктов деления в перспективных быстрых ядерных реакторах и в ЭЯУ с делящимся бланкетом. В результате этих работ был сделан вывод о том, что несмотря на нейтронный избыток, достижимый в вышеуказанных установках, качество нейтронных полей (спектр/поток) оказывается недостаточным для трансмутации даже приоритетных кандидатов: 99Тс, 1291 и 135Cs, определяющих основной выход радиоактивности из подземных хранилищ. Подобный вывод, сформулированный на уровне Атомной Энергетической Комиссии Европейской Организации по Сотрудничеству и Развитию (Atomic Energy я

Commission, Organization for European Cooperation and Development), не является фактором, 4 стимулирующим широкомасштабное развитие мировой ядерной энергетики.

В связи с вышесказанным, трансмутация долгоживущих продуктов деления (ПД), так же ч как минорных актинидов (МА), остаётся актуальной проблемой, поиску решения которой и посвящена данная диссертационная работа. Целью работы является концептуальная V проработка методологии создания нейтронных полей, позволяющих добиться эффективной трансмутации продуктов деления (ПД). В качестве основных элементов развиваемого подхода рассматриваются нейтронные источники, не основанные на реакциях деления. К таковым относятся источники на основе ускорителей и реакций синтеза (по принятой международной терминологии, в дальнейшем называемые соответственно ADS (Accelerator Driven System) и FNS (Fusion Neutron Source)). Научная новизна работы состоит в том, что:

1. Сформулирована система критериев эффективности трансмутационного цикла.

2. Разработан подход для оценки эффективности различных источников нейтронов, основанных на реакциях:

- деления (ядерные реакторы);

- глубокого расщепления (электроядерные установки);

- синтеза (термоядерные и мезокаталитические источники);

- cpbma(stripping) (D-Li источник и D-D накопительное кольцо) для трансмутационного цикла по обезвреживанию основных долгоживущих продуктов деления.

3. Выявлен потенциал реакции (ОТ)-синтеза по быстрой и эффективной трансмутации долгоживущих продуктов деления.

4. Сформулированы условия для эффективного перехода к (ОО)-синтезу, как к источнику нейтронов для трансмутации основных долгоживущих продуктов деления.

5. Впервые обнаружено и изучено накопление а-активных редкоземельных элементов (Gd, Sm, Dy) - продуктов глубокого расщепления (по международной терминологии -Spallation Products (SP)) для различных материалов мишеней, различных типов бомбардирующих ускоренных частиц и их энергий.

6. Сформулированы условия эффективной трансмутации долгоживущего 126Sn и кюриевой фракции МА в мишени специализированной ADS.

7. Разработан подход к оценке радиологической опасности и на этой основе выполнено сопоставление ADS и нейтронных источников на основе реакции синтеза.

Практическая значимость диссертационной работы определяется тем, что: л

1. Получена оценка накопления а-активных редкоземельных элементов (Gd, Sm, Dy) — продуктов глубокого расщепления, определяющих долгоживущую активность, для различных материалов мишеней, различных типов бомбардирующих ускоренных частиц и их энергий.

2. Сформулированы рекомендации по выбору материалов мишеней и типов пучков заряженных частиц высоких энергий для снижения радиологической опасности в ADS, ориентированных на быструю трансмутацию долгоживущих продуктов деления.

3. Выполнена концептуальная проработка гетерогенной мишени ADS для быстрой трансмутации Sn и жидкотопливного мишенного комплекса для снижения кюриевой фракции МА.

4. Выполнены оценки влияния состава материалов FNS (первой стенки, трансмутационной зоны в составе бланкета и радиационной защиты) на радиологическую опасность и выработаны рекомендации по дизайну FNS-трансмьютеров, основанных на реакциях (DT)- и (DD)- синтеза.

На защиту выносится:

1. Методика оценки эффективности различных источников нейтронов;

2. Система критериев эффективности трансмутационного процесса;

3. Концептуальный подход к дизайну FNS-трансмьютеров;

4. Формулировка условий для эффективного перехода к (DD)- синтезу;

5. Оценка накопления долгоживущих а-активных редкоземельных элементов (Gd, Sm, Dy) - продуктов глубокого расщепления для различных материалов мишеней, различных типов бомбардирующих ускоренных частиц и их энергий;

6. Концепции гетерогенной мишени ADS для быстрой трансмутации Sn и жидкотопливного мишенного комплекса ADS для сжигания кюриевой фракции МА.

7. Подход к сравнительной оценке радиологической опасности ADS и FNS, ориентированных на трансмутацию продуктов деления.

Ниже приводится краткая характеристика структуры работы.

В Главе 1. «Проблема трансмутации отходов» дается обзор современного состояния исследований в области трансмутации радиоактивных нуклидов из состава отработанного ядерного топлива и особо подчеркивается проблема долгоживущих продуктов деления (нуклиды с периодом полураспада более 100 лет: 79Se, 93Zr, 99Тс, 107Pd, 126Sn, 129I, 135Cs), трансмутация которых в рамках технологии ядерного деления не представляется эффективной. На основании этого, поиск методов их эффективной трансмутации формулируется в виде актуальной темы, раскрытию которой посвящена данная диссертация.

В Главе 2. «Характеристики эффективности трансмутации радиоактивных отходов» сформулирована цель трансмутации отходов и критерии оценки её эффективности. В силу природы радиоактивности, временная зависимость накопления радиоактивного нуклида неизбежно выходит на насыщение, характеризуемое равновесием между его производством и уничтожением в результате радиоактивного распада (естественная трансмутация). Искусственная трансмутация, вызываемая реакциями, отличными от естественного распада, меняет выход на равновесие. Соответсвенно её применение имеет смысл только в том случае, если её эффект на выход в равновесное состояние выглядит значительно предпочтительнее естественного.

В данной главе вводится система критериев эффективной трансмутации:

• равновесная масса;

• время достижения равновесия;

• фактор использования ядерной энергии (представляющий собой отношение суммарной мощности ядерных реакторов, ориентированных только на энергопроизводство, к полной мощности вырабатываемой в системе, включая мощность трансмиттеров);

• фактор учета потерь в трансмутационном цикле.

Дана иллюстрация применения перечисленных критериев к анализу методов обращения с некоторыми видами радиоактивных отходов. В результате предлагается перечень радиоактивных нуклидов, требующих искусственной трансмутации. К ним относятся упомянутые выше долгоживущие продукты деления (период полураспада больше 100 лет: 79Se, 93Zr, 99Тс, 107Pd, 126Sn, 129I, 135Cs), а также короткоживущий изотоп 244Cm, для которого в настоящее время не существует единой общепринятой технологии обращения.

Глава 3. «Нейтронные источники для трансмутации отходов» посвящена сравнительному анализу влияния различных методов генерации нейтронов, отличных от обычного ядерного деления, на нейтронный и энергетический баланс системы, базовым компонентом которой являются ядерные реакторы деления.

Для сравнительного анализа различных источников в данной диссертационной работе вводится функционал ENC (от английского Excess Neutron Cost), определяемый энергией, сопровождающей производство одного избыточного нейтрона. Были сделаны минимальные оценки нейтронных требований (без учета паразитного поглощения в продуктах трансмутации) для изотопной и элементной трансмутации ключевых долгоживущих продуктов деления (79Se, 93Zr, 99Тс, 107Pd, 126Sn, 129I, 135Cs). В расчете на одно деление нейтронные требования составляют соответственно 0.3 и 1.0 нейтронов. С учетом данных пограничных величин были оценены известные методы нейтронной генерации: и

• электроядерный способ нейтронной генерации в мишенях ADS (традиционная свинцовая и уран-висмутовая мишень), основанный на реакции глубокого расщепления;

• стрипинг дейтрона в кулоновских полях, который реализуется в дейтериево-тритиевом нейтронном источнике и дейтронном накопительном кольце;

• мюонно-каталитический DT - синтез;

• термоядерный DT - и DD - синтез.

Основной вывод Главы 3. заключается в том, что технология синтеза переориентированная с энергопроизводства на генерацию нейтронов может быть востребована в структуре широкомасштабной ядерной энергетики в качестве необходимого дополнительного элемента, нежели представлять конкуренцию существующим реакторам деления. Что же касается ADS, то положение, отводимое им в будущей системе ядерной энергетики, очевидно будет определяться подкритичным режимом их эксплуатации, а не возможностью получать в них нейтронный избыток.

В Главе 4. «Особенности трансмутации в нейтронных источниках на основе синтеза» обсуждаются основные требования, предъявляемые к дизайну и размещению материалов в трансмутационных зонах установок синтеза - FNS (от английского Fusion Neutron Source), а также приводятся характеристики эффективности элементной трансмутации некоторых наиболее проблематичных продуктов деления (цезий, олово). Здесь же предложены концептуальные модели бланкетов FNS для трансмутации продуктов деления, и проведены расчетные исследования по выявлению трансмутационного потенциала FNS, основанных на D-T и D-D синтезе.

Трансмутационный потенциал D-T FNS иллюстрируется на примере 135Cs в сравнении с трансмутацией в нейтронных полях, характерных для теплового и быстрого реакторов. Интересно отметить, что величина нейтронного потока в FNS определяется нагрузкой на первую стенку 1 МВт/м , принятой за базовую в проекте экспериментального термоядерного реактора ITER. Среднее время жизни целевого нуклида в FNS оказывается порядка 20 лет. Это означает, что FNS на базе ITER способен вывести 135Cs в состояние равновесия за время, соизмеримое с временем эксплуатации трансмьютера, чего нельзя сказать о реакторах деления.

Проведена также концептуальная проработка трансмутационного бланкета с двухслойной (сплав на основе олова / SiC) первой стенкой, которая по современным оценкам выдерживает нагрузку 10 МВт/м (общепринятый ориентир для создания конкурентоспособного термоядерного реактора). Такая высокая нагрузка позволяет привлечь для трансмутации потенциал реакции (п,2п). Это особенно важно для продуктов деления, I имеющих малое сечение захвата, например Sn (сечение захвата в тепловой точке 0.09 барн - минимальное среди долгоживущих продуктов деления; сечение реакции (п,2п) при 14 МэВ составляет 1.529 барн). Оценки трансмутации радиоактивного олова за счет реакции (п,2п) при описанных выше условиях дают среднее время жизни около 40 лет. При таких же конфигурации первой стенки и нагрузки на нее D-D FNS позволяет достичь за счет реакций захвата среднего времени жизни 126Sn порядка 15 лет.

Достижимые характеристики трансмутации олова позволяют сделать вывод, что трансмутация любых других радиоактивных продуктов деления априори более эффективна.

Глава 5. «Особенности трансмутации нуклидов в мишенях ADS» посвящена особенностям трансмутации нуклидов в нейтронообразующих мишенях, облучаемых ускоренными ионами высоких (порядка 1 ГэВ) энергий. Несмотря на то, что в последнее десятилетие ADS-системы получили активное развитие и вышли на стадию проектных разработок, остается ряд вопросов, в том числе и концептуальных, связанных с возможной ролью их в ядерно-энергетической системе будущего.

Предлагаются две концепции мишеней для ADS. Одна из них подчеркивает преимущества подкритического выжигания юориевой фракции минорных актинидов, недостижимые в условиях критической эксплуатации. Вторая ориентирована на увеличение абсолютного избытка нейтронов за счет снижения накопления долгоживущих SP.

В настоящее время проблема обращения с кюрием становится понятной широкому кругу специалистов в области ядерной энергетики. Однако единого мнения по технологии обращения с ним еще не сформировалось. Согласно высказываниям проф. М.Сальватореса, проблема 244Сш является ключевой, без решения которой не может быть сформулирована оптимальная стратегия трансмутации.

В результате расчетов была выбрана кюрий-содержащая висмутовая мишень (содержание кюрия 2% ат. в висмуте) с 1^^=0.95. При токе ускорителя 33 мА и энергии протонов 1.6 ГэВ общее тепловыделение в мишени составляет около 2 ГВт, что обеспечивает выжигание кюрия от 24 ГВт(эл) установленной мощности (равновесное состояние при рециклировании МОХ-топлива в тепловых реакторах). Эффективный период полураспада для 244Ст при этом снижается до 0.8 года. Тепловыделение в мишени находится на уровне 300 кВт/л.

Вторая концепция нейтронообразующей мишени ориентирована на снижение долговременной аккумулируемой токсичности долгоживущих SP. Выработке концепции предшествовал анализ накопления SP в различных мишенях, рассматриваемых в качестве кандидатов для реализации ADS: вольфрамовой, свинцовой и оловянной. Особое внимание уделялось накоплению а-эмиттеров: 1468т (Т1/2=1.03 хЮ8 г), 148Gd (Т1/2=74.6 г), 150Ос1

Т1/2=1.79х106 г) и Бу (Т1/2=Зх10 г), которые являются наиболее токсичными БР. Для минимизации их образования была предложена гетерогенная мишень. Суть этой концепции заключается в том, что в большой свинцовой (либо свинцово-висмутовой) мишени пространственно выделяется область развития высокоэнергетического каскада (зона производства нейтронов) с последующим замещением свинцового сплава в ней на материал, не приводящий к накоплению редких земель. В предлагаемой концепции эта роль отводится 1 жидкометаллическому Бп (из продуктов деления ядерных реакторов).

Трансмутация радиоактивного олова при этом составляет 1.8 атомов 1268п на один первичный протон с энергией 1 ГэВ, что соответствует скорости 74.3 г/год на 1 мА пучка. В качестве иллюстрации, эффективный период полураспада для 126Бп в 60 лет достигается при токе 10 мА, приводящем к удельному энерговыделению в зоне жидкометаллического олова 300 кВт/л, что является технологически приемлемым.

В Главе 6. «Радиологическая цена трансмутации» вырабатывается подход к анализу радиологических последствий трансмутации долгоживущих отходов. Важно отметить, что конечной целью и результатом трансмутации является уничтожение причины, способной вызвать выход радиации из хранилища в глубоких геологических пластах. Однако, трансмутация неизбежно влечет за собой необходимость обращения с токсичными материалами в трансмутационном цикле. В качестве характеристики трансмутационных установок в данной главе вводится понятие «ассоциированной токсичности», определяемой в виде отношения токсичности, сопровождающей трансмутацию, к массе трансформированного первичного материала, подлежащего трансмутации. Введенная функция позволяет выявить трансмутационные методы с наименьшей радиологической ценой. В качестве примера проведена оценка радиологической цены трансмутации олова-126 в И^Б на основе ББ и БТ реакций синтеза и АББ с предлагаемой в Главе 5 гетерогенной конфигурацией нейтронообразующей мишени.

В «Заключении» приводятся краткие выводы, полученные в данной диссертационной работе.

Диссертант выражает безграничную признательность своим Учителям, повлиявшим на становление автора как ученого, и определившим выбор направления его научной деятельности в России: профессору Юрию Александровичу Коровину (Обнинский Институт Атомной Энергетики) и профессору Анатолию Николаевичу Шмелеву (Московский Инженерно Физический Институт). Написание представляемой диссертации не было бы возможным без внимания и чуткого руководства со стороны профессора Масаки Саито

Токийский Институт Технологии, Япония), который на протяжении последних восьми лет являлся непосредственным лидером российско-японского (TIT, МИФИ, ИАТЭ) сотрудничества в области перспективных ядерно-энергетических систем. Автор считает приятным долгом выразить также признательность профессорам B.C. Барашенкову, М. Игашира, А.Ю. Конобееву, X. Секимото, Ю.Е. Титаренко, доцентам В.А. Апсэ, В.Ф. Батяеву, Э.Ф. Крючкову, А.Ю. Станковскому, Г.В. Тихомирову, М.С. Тернову, PHD В.А. Баршевцеву, А.Ж. Такибаеву A.A. Езубченко, K.JI. Никитину в сотрудничестве и соавторстве которыми был выполнен ряд работ.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Артисюк, Владимир Васильевич

Основные результаты были получены в рамках международной коллаборации: Обнинский Институт Атомной Энергетики, Московский Инженерно-физический Институт (Технический Университет) и Токийский Институт Технологии (Tokyo Institute of Technology, Tokyo, Japan) по направлениям «Self-Consistent Nuclear Energy System» (19961999 гг.), а также направления «Long Life Cores» (1999-2002 гг.).

Часть результатов были получены в рамках выполнения работ по Программе «Утилизации радиоактивных отходов в России» (МИНАТОМ), в рамках «ЭЯУ России» (МИНАТОМ), а также в рамках выполнения ряда грантов МИНОБРАЗОВАНИЯ.

Разработанная методология используется в настоящее время при анализе концепций перспективных ядерных энергетических установок в Обнинском Институте Атомной Энергетики, в Московском Инженерно-физическом Институте (Техническом Университете). Полученные в рамках данной диссертационной работы результаты используются при планировании перспективных научно-исследовательских работ в Институте Теоретической и Экспериментальной Физики (ИТЭФ, Москва) и Физико-Энергетическом Институте (ФЭИ, Обнинск).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

На протяжении всей истории существования ядерной энергетики трансмутация наряду с захоронением отходов в глубоких пластах геологических формаций, рассматривается, как способ уменьшить радиационное воздействие на окружающую среду. В течение последнего десятилетия был предпринят ряд системных исследований по трансмутации продуктов деления в перспективных быстрых ядерных реакторах и в системах с делящимся слабо подкртическим бланкетом. В результате этих работ был сделан вывод о том, что, несмотря на нейтронный избыток, достижимый в вышеуказанных установках, качество нейтронных полей (спектр/поток) оказывается недостаточным для трансмутации даже приоритетных долгоживущих кандидатов: 99Тс, 1291 и 135Cs, определяющих основной выход радиоактивности из подземных хранилищ. Подобный вывод, сформулированный на уровне Атомной Энергетической Комиссии Европейской Организации по Сотрудничеству и Развитию (Atomic Energy Commission, Organization for European Cooperation and Development), не является фактором, стимулирующим широкомасштабное развитие мировой ядерной энергетики. Однако, решение проблемы трансмутации представляется возможным с помощью альтернативных источников нейтронов. Целью работы является концептуальная проработка методологии создания нейтронных полей, позволяющих добиться эффективной трансмутации отходов.

В Главе 1 «Проблемы трансмутации отходов» дан обзор современной ситуации в области трансмутации с выявлением причин, согласно которым было заключено, что не существует решения этой проблемы в рамках технологии ядерного деления. К ним относится, прежде всего то, что

• нейтронный избыток является абсолютно необходимым, но не достаточным условием для успешной трансмутации.

Большие массы трансмутируемых нуклидов и большое время трансмутации подразумевает, что условия трансмутации в существующих реакторах: нейтронный спектр и, особенно, нейтронный поток весьма недостаточны. Создание заметного нейтронного избытка требует быстрого спектра, который, в принципе, ведет к снижению сечения трансмутации, по сравнению с тепловым спектром. Все это остается справедливым и для трансмутации продуктов деления в слабо подкритических бланкетах ЭЯУ. В силу того, что основным нейтронообразующим процессом является реакция деления

• нейтронный поток в реакторах деления (критических и подкритических) лимитирован проблемами теплоотвода.

Общим, для всех четырёх приведённых выше концепций, является наличие быстрого реактора в качестве доминирующего элемента системы. Показательные результаты были представлены проф. Сальваторесом, в соответствии с которыми, даже в случае трансмутации только трёх нуклидов 99Тс, 1291 и 135Сз, парк реакторов деления должен быть пополнен большим парком специально ориентированных трансмутационных установок с суммарной мощностью, превышающей 50% от полной мощности ядерной энергетической системы. Другими словами каждый реактор деления потребует одного трансмьютер сопоставимой мощности. Таким образом, поучительно подчеркнуть, что

• невозможно построить самодостаточную ядерную энергетику на основе легководяных реакторов, которые являются основными источниками ядерной энергии во всём мире.

Другой важный момент это то, что будучи сконцентрированными на анализе равновесного состояния ядерной энергетики, вышеприводимые концепции не уделяли должного внимания

• времени выхода в равновесие, которое для долгоживущих продуктов деления (даже с их трансмутацией) оказывается неприемлемо долгим.

Для преодоления проблем, изложенных выше, представляется важным поиск типа приемлемой трансмутации вне технологии деления. Возможно, что внешние нейтронные источники, свободные от ограничений технологии реакторов деления, будут способны обеспечить более предпочтительные условия трансмутации. Таким образом, включение их в систему ядерной энергетики могло бы создать необходимые предпосылки для гармонизации.

В Главе 2. «Характеристики эффективности трансмутации радиоактивных отходов» сформулирована основная цель трансмутации радионуклидов, которая заключается в выходе на состояние равновесия за разумное время (сравнимое с временем жизни трансмьютера) при технологически разумной равновесной массе (технологические операции с которой не вызывают больших трудностей). Концепция эффективного периода полураспада, по традиции используемая при изучении трансмутации, не отражает должным образом эту цель, особенно в случае элементной трансмутации. По этой причине для анализа следует выбрать более фундаментальные характеристики:

• равновесная масса;

• время достижения равновесия.

Обе эти характеристики определяются скоростью трансмутации (как естественного радиоактивного распада, так и искусственной трансмутации).

Технологичность обращения с равновесной массой зависит от

• мощности тепловыделения, связанной с трансмутацией;

• потерь в трансмутационном цикле.

Эти характеристики положены в основу предлагаемых в данной диссертационной работе концепций коэффициента использования ядерной энергии деления и отношения потерь к подпитке.

Количественные примеры, приведённые в этой главе, предназначены для идентификации проблемных нуклидов. Ясно, что относительно короткоживущие (период полураспада около 30 лет) продукты деления, такие как 137Cs и 90Sr не первичная цель для искусственной трансмутации. Это главным образом потому, что реакции естественного распада работают достаточно хорошо для того, чтобы привести к технологически контролируемому равновесному состоянию. На обозримом технологическом уровне, любое усилие, направленное на снижение их равновесной массы, будет перевешиваться неблагоприятным эффектом увеличения мощности и потерь в цикле. Не говоря уже о продуктах деления с периодом полураспада меньше, чем 30 лет. Эта категория определённо предназначена к временному хранению.

Потенциал технологии ядерных реакторов (существующих тепловых и быстрых) для трансмутации долгоживущих продуктов деления {Jm >30 лет) довольно ограничен. Равновесная масса в их нейтронных полях получается весьма большой и время приближения к равновесному состоянию значительно превышает время жизни реактора за исключением трансмутации изотопов 107Pd и 151Sm. Более того, трансмутация долгоживущих продуктов деления в ядерных реакторах предполагает дорогое и потенциально опасное разделение изотопов.

На примере изотопа 244Ст было сделано заключение, что несмотря на довольно короткий период полураспада и короткое время приближения к равновесному состоянию, обращение с этим изотопом - достаточно трудная задача, вследствие высокой теплоты радиоактивного распада и необходимостью утилизации продукта распада - 240Ри.

Приведенные примеры идентифицирует изотопы, которые являются проблемными в реакторном топливном цикле и которые могут быть названы «ядерными отходами». К ним принадлежат долгоживущие продукты деления и 244Ст. Они имеют приоритет в искусственной трансмутации.

В Главе 3 «Нейтронные источники для трансмутации отходов» дан тщательный анализ по нейтроно-образующим реакциям, отличным от деления. К таким относятся нейтроно-образующие реакции синтеза и реакции, инициированные ускоренными заряженными частицами. В результате ядерная энергетическая система станет по существу многокомпонентной, в которой некоторая часть энергии должна быть связана с генерацией нейтронов. Эта энергия может либо затрачиваться (например на питание ускорителя в ЭЯУ), либо высвобождаться как в FNS. Независимо от энергетического баланса в трансмютере, любая энергия, связанная с производством нейтронов, является обременительной для ядерной энергетической системы и желательно минимизировать её. Это - краеугольный камень методологии, развиваемой в данной Главе. Два функционала были предложены для оценки эффективности нейтронного источника. Первый - энергетическое бремя производства одного избыточного нейтрона (ENC). Второй - фактор полезного использования энергии деления (EUF), определяемый как отношение энергии, отпущенной в сеть, к полной энергии, произведённой в системе с включенными в нее нейтронными источниками. Это базовые характеристики, применяемые для системы в целом.

Следует отметить, что ENC сам зависит от нейтронных требований на трансмутацию отходов, т.к. производство нейтронов может быть сопряжено с появлением радиоактивности, которую потребуется обезвреживать. Эти требования были оценены для семи основных долгоживущих продуктов деления (79Se, 93Zr, 99Тс, 107Pd, 126Sn, I29I, I35Cs). В этой Главе нейтронные требования оценены как для случая изотопной, так и для элементной трансмутации продуктов деления. Нормализованные на одно деление они составляют соответственно 0.3 и 1.0 n/f.

В Главе дан количественный анализ нейтронных источников с помощью введённых функционалов. Специальный акцент сделан на максимум производства нейтронов, что исключает из дальнейшего рассмотрения мюонно-каталитический синтез и D-Li источник. Источник на основе D-D накопительного кольца оказывается значительно хуже, чем ЭЯУ и также был исключен из анализа. Наиболее привлекательным является потенциал FNS. При нейтронных требованиях 1.0 n/f (характерных для элементной трансмутации), FNS (с £>=15, проект ITER) обеспечивает фактор полезного использования энергии 87%, в отличие от традиционных ADS со свинцовой мишенью, при включении которых в структуру ядерной энергетики доля, отводимая критическим ядерным реакторам, будет составлять всего лишь 20%.

Ценным в этой методологии - является то, что она с очевидностью показывает какой нейтронный источник должен быть отобран для трансмутации продуктов деления. Наиболее предпочтительным выглядит ENS. Хотя это и выглядит достаточно понятным, однако, подобное заключение еще не признано ядерным сообществом.

В Главе 4 «Особенности трансмутации в нейтронных источниках на основе синтеза» обсуждаются основные требования, предъявляемые к дизайну и размещению материалов в трансмутационных зонах FNS, а также приводятся характеристики эффективности элементной трансмутации некоторых наиболее проблематичных продуктов деления (цирконий, цезий, олово).

Характерными особенностями D-T FNS как нейтронного источника являются:

• существенная гибкость в формировании нейтронного спектра с учетом особенностей ядерных физических свойств целевых нуклидов, подлежащих трансмутации, что возможно в силу того, что область генерации нейтронов (плазма) и область их утилизации (бланкет или трансмутационная зона) пространственно разделены;

• ограничение выбора величины максимального нейтронного потока стойкостью, так называемой первой стенки, отделяющей область плазмы от структуры бланкета. Общепринятой характеристикой здесь является максимально допустимая нейтронная нагрузка на первую стенку.

На основе этого была показана возможность создания бланкетов-замедлителей, в которых нейтронный спектр в трансмутационной зоне максимально термализован. Приняв в качестве базовой нагрузки на первую стенку 14 МэВ-ных нейтронов, соответствующую

9 01 иг проекту ITER (NWL=1 МВт/м ), было оценено, что времена жизни Zr и Cs составляют 56 и 22 года, соответственно, что как минимум на порядок меньше чем эти же показатели для характерных нейтронных полей ядерных реакторов. Доля термоядерной составляющей в полной структуре энергетики не превышает 5%.

На основании столь оптимистических показателей в данной Главе были формулированы концепции бланкетов, отличных от ITER, ориентированных преимущественно на трансмутацию. Рассматривались FNS с D-D и D-T плазмой. Их отличительной особенностью является повышенная нагрузка на первую стенку (NWL=10MBt/m2) с защитой от термических напряжений в первой стенке с помощью тонкой жидкометаллической пленки из радиоактивного олова. Эффективный период полураспада 126Sn при этом оказывается на два порядка меньше, достижимых в ядерных реакторах.

Несмотря на то, что ЭЯУ с точки зрения нейтронной генерации уступают FNS, в структуре ядерной энергетики есть области где их использование может быть востребовано. Глава 5 «Особенности трансмутации нуклидов в ЭЯУ» посвящена выявлению уникальных особенностей ЭЯУ по трансмутации нуклидов в мишенных комплексах. Понятие трансмутации здесь охватывает как преобразование стабильных ядер мишеней в радиотоксичные изотопы, так и трансформацию более токсичных отходов ядерной энергетики в менее токсичные нуклиды.

Глава начинается с анализа токсичности традиционных ЭЯУ мишеней (свинец, вольфрам, олово). Главный результат этого анализа есть выявление роли редкоземельных (РЗЭ) ос-эмиттеров: 146Sm (Ti/2=1.03 хЮ8 г), 148Gd (Ti/2=74.6 г), 150Gd (T1/2=1.79xl06 г) и 154Dy (Ti/2=3xl06 г), которые вносят доминирующий вклад в общую токсичность вольфрамовой и свинцовых мишеней. Определены пути снижения их накопления с помощью вариации параметров пучка.

Было показано, что накопление вышеуказанных РЗЭ сосредоточено в области мишени, близкой к точке ввода пучка (область развития высокоэнергетической стадии каскада). Для энергии протона порядка 1 ГэВ область локализации моделируется цилиндром радиуса 10 и длиной 30 см. Этот факт является отправным в разработке предлагаемой концепции гетерогенной мишени, ориентированной на снижение накопления редкоземельных а-эмиттеров. Суть этой концепции заключается в том, что в большой свинцовой (либо свинцово-висмутовой) мишени пространственно выделяется область развития высокоэнергетического каскада (зона производства нейтронов) с последующим замещением свинцового сплава в ней на материал, не приводящий к накоплению редких земель. Так как процесс нейтронного образования неизбежно связан с глубоким расщеплением, то есть с существенной трансформацией исходных ядер, в качестве последних предпочтительнее иметь изначально радиоактивный нуклид, подлежащий уничтожению. В предлагаемой концепции эта роль отводится жидкометаллическому Sn.

Трансмутация радиоактивного олова при этом составляет 1.8 атомов 126Sn на один первичный протон с энергией 1 ГэВ, что соответствует скорости 74.3 г/год на 1 мА пучка. В

126 качестве иллюстрации, эффективный период полураспада для Sn в 60 лет достигается при токе 10 мА, приводящем к удельному энерговыделению в зоне жидкометаллического олова 300 кВт/л, что, по-видимому, можно рассматривать как технологически приемлемое.

В Главе 5 представлена также концепция жидкометаллической кюрий-содержащей висмутовой мишени, ориентированная на эффективную трансмутацию 244Сш. Существенные элементы этого подхода перечислены ниже:

• Висмут представляет собой тяжелый материал с малым сечением захвата, что делает его привлекательным в качестве материала нейтроннообразующей мишени ADS;

• Ожидаемая растворимость кюрия в висмуте при температуре 600°С составляет 2-6 %;

• Разбавление кюрия в висмуте позволяет избежать проблем влияния распадного тепла и накопления гелия на стойкость конструкционных материалов, характерных для твердых матриц;

• Циркуляция кюриево-висмутовой композиции для осуществления теплосъема неизбежно будет снижать концентрацию предшественников запаздывающих нейтронов.

В результате расчетов была выбрана мишень, в которой содержание кюрия 1.6-1.7% ат. в висмуте (равновесный изотопный вектор) позволяет достичь keff=0.95. При токе ускорителя 33 мА и энергии протонов 1.6 ГэВ, общее тепловыделение в мишени составляет около 2 ГВт, что обеспечивает выжигание кюрия от 24 ГВт(эл) установленной мощности (равновесное состояние при рециклировании МОХ-топлива в тепловых реакторах). Эффективный период полураспада для 244Сш при этом снижается до 0.8 года. Тепловыделение в мишени находится на уровне 300 кВт/л.

Приведенные выше выводы ориентированы на выявление уникальной роли ADS в трансмутации отходов, где их преимущества наиболее ярко видны на фоне критических ядерных реакторов и термоядерных установок.

В Главе 6 «Радиологическая цена трансмутации» вырабатывается подход к анализу радиологических последствий трансмутации долгоживущих отходов. Здесь вводится понятие «удельной ассоциированной токсичности», которая включает в себя токсичность загрузки материала, подлежащего трансмутации и токсичность продуктов активации, которая может быть достаточно высокой, нормированные на единицу массы оттрансмутированного материала. Исходя из логики предыдущих Глав, для демонстрации оценок ассоциированной

1 9Л токсичности была выбрана трансмутация Sn в гетерогенной мишени ЭЯУ и в FNS с повышенной нейтронной нагрузкой, где 126Sn содержащая жидкая пленка защищает первую стенку со стороны плазмы. Олово было выбрано еще и потому, что его вклад в риск от подземного захоронения отходов может являться доминирующим, а в силу того, что 126Sn характеризуется относительно малым сечением захвата, анализ его выжигания, как правило, не рассматривается. Сравнение предлагаемых трансмутационных схем было проведено для одинакового эффективного периода полураспада. Приведенный анализ по своей сути является чисто демонстрационным. Основная его цель — подчеркнуть важность учета накапливаемых продуктов активации. На основании этого анализа особенно ярко проявляется преимущество изотопной трансмутации в FNS.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Артисюк, Владимир Васильевич, 2002 год

1. Kyoto Protocol to the United Nations Framework Convention on Climate Change. -1997. - Available from:http://www.law.pace.edu/env/energy/KvotoProtocol.html

2. The New Millennium A New Era for Nuclear. // Nuclear News. - 2001. - No. 1. -p.44.

3. Benedict M., Levi H., Pigford T. Nuclear Chemical Engineering. / New York: McGraw-Hill Book Company. 2-nd Edition, 1981.

4. Baetsle L. et al. Impact of Advanced Fuel Cycles and Irradiation Scenarios on Final Disposal Issues. / Proc. Int. Conf on Future Nuclear Systems, GLOBAL'99. -Jackson Hole, Wyoming, August 29- September 3, 1999. p.234.

5. Croff A. ORIGEN2 A Revised and Updated Version of the Oak Ridge Isotope Generation and Depletion Code, ORNL-5621. - Oak Ridge National Laboratory. -1980.

6. USNRC, SCALE 4.4: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analysis for Licensing Evaluation.

7. Hebel L. et al. Report to the American Physical Society by the Study Group on Nuclear Fuel Cycles. // Rev.Mod. Phys. 1978. - No.l, Part II. - p.50.

8. Inhalation and Ingestion Data for Workers, IAEA, Radiation and Waste Safety Division. Available fromhttp://www.iaea.org/rasanet/information/workersindex

9. Apse V., Artisyuk V., Chmelev A., Takibaev A., Saito M. Transmutation of Zr-93 in High-Flux Blanket of Fusion Neutron Source. // Journal of Nuclear Science and Technology. 2000. - v.37, № 10. - p.870.

10. Pigford T. Actinide Burning and Waste Disposal. / Proc. Int. Conf. Next Generation of Nuclear Power Technology. Berkley, University of California, 5 October, UCB-NE-4176 -1990. - p.532.

11. Pigford T. Effect of Actinide Burning on Risk from High-Level Waste. / Trans. Amer. Nucl. Soc.- 1991. 63, p.80.

12. Bush R. et al. The Potential of Partitioning and Transmutation Strategies on the Environmental Impact of High Level Waste Disposal. / Proc. of Intern. Conf. On Future Nuclear Systems GLOBAL'97. Yokohama, Japan, October 5-10. - 1997. -p. 993.

13. Pigford T. Waste Transmutation and Public Acceptance. / Trans. Amer. Nucl. Soc. -63.- 1991.-p.355.

14. ArieK., Endo H., Fujii-e Y., Suzuki M. An Evaluation Function for a Self-Consistent Nuclear Energy System. / Trans. Amer. Nucl. Soc. -1993. 69, p.353.

15. Arie K., Kawashima M., Igashira M., Shimizu A., Suzuki M., Fujii-e Y. A Core Concept for the Self-Consistent Nuclear Energy System Based on the Promising Future Technology. / Progress in Nuclear Energy. 1995. - v.29, p.455.

16. Suzuki M. Materials presented at 1993 ANS Winter Meetin. San Francisco, California, Private Communication. - 1993. - p.264.

17. Croff A. et al. A Reexamination of the Incentives for Actinide Burning / Trans. Amer. Nucl. Soc. 1990. - v.62, p.76.

18. The Code of Federal Regulations. Title 10, Part 60. - Disposal of High-Level Radioactive Wastes in Geologic Repositories. - Available from: http://www.nrc.gov/NRC/CFR/PART060/

19. Ahn J. Relationship Between Nuclear Fuel Cycle Parameters and HLW Repository Performance. / International Seminar on Advanced Nuclear Energy Systems Toward Zero Release of Radioactive Wastes. Susono, Shizuoka, Japan. - Nov.6-9, 2000. -p.153.

20. Pigford T., RasmussenN. Transmutation of Radioactive Waste: Effect on the Nuclear Fuel Cycle. / Proc. International symposium on Nuclear fuel cycle andreactor strategies: adjusting to new realities. Vienna, 3-6 June, 1997. - IAEA-TECDOC-990.

21. A Roadmap for Developing Accelerator Transmutation of Waste (ATW) Technology. / A Report to Congress, October 1999. DOE/RW-0519.

22. Salwatores M. Transmutation: Issues and Perspectives After a Decade of Revival. / International Seminar on Advanced Nuclear Energy Systems Toward Zero Release of Radioactive Wastes. Susono, Shizuoka, Japan, Nov.6-9, 2000. - S3-3.

23. Tommasi J. et al. Synthesis of fast reactor capabilities to burn long-lived nuclear waste. / Proc. of Intern. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, GLOBAL'95. Versailles, France, September 11-14, 1995. - p.786.

24. Kusters H. et al. The nuclear fuel cycle for transmutation: a critical review. / Proc. of Intern. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, GLOBAL'95. Versailles, France, September 11-14, 1995. - p.1076.

25. KochL. et al. Nuclear Material Safeguards for P&T. / Proc. Int. Conf on Future Nuclear Systems, GLOBAL '97. Yokohama, Japan, October 5 -10, 1997. - p.876.

26. IAEA Information Circular. INFCIRC/254/Rev.2/Part. - 1995. - Available from: http://www.iaea.org/worldatom/Documents/Infcircs/Others/inf254r2pl.shtml

27. Wakabayashi T. Concept of Advanced Fuel Recycle System. / Proc. of 1999- JNC Intern. Forum on the Peaceful Use of Nuclear Energy. Nadao Hall, Shin-Kasumigaseki Bldg, Tokyo, Japan, February 22-23, 1999. - p.274.

28. Khalil H. United Sates National Program on Actinide Recycle. / Proc. of a Specialist Meeting on the Use of Fast Reactors for Actinide Transmutation. -Obninsk, Russia, 22-24 September, 1992. IAEA-TECDOC-693. - p.21.

29. Lopatkin A., Orlov V. Fuel Cycle of BREST-1200 with Non-Proliferation of Plutonium and Equivalent Disposal of Radioactive Waste. / Proc. Int. Conf on Future Nuclear Systems, GLOBAL'99. Jackson Hole, Wyoming, August 29-September 3, 1999.-p.318.

30. Heizing-Goodman C. An Evaluation of the Plutonium Denaturing Concept as an Effective Safeguards Method. // Nuclear Technology. 1980. - v.50, p.242.

31. WidlerP. et al. A Uranium-Plutonium-Neptunium Fuel Cycle to Produce Isotopically Denaturated Plutonium. // Nuclear Technology. -1980. v.49, p.l 15.

32. Massey J., Schneider A. The Role of Pu-238 in Nuclear Fuel Cycles. // Nuclear Technology. 1982. - v.56, p.55.

33. IAEA: "Innovation" Project to Find Future Paths for Nuclear. // Nuclear News. -2001. v.44, No.L-p.63.

34. Shibata K. et al. Curves and Tables of Neutron Cross-Sections in JENDL-3.2. // JAERI-Data/Code, 97-003, Part II.

35. Apse V., Artisyuk V., Chmelev A., Nikitin K., Saito M. An approach to long-life PWR core with advanced U-Np-Pu fuel. // Ann.of Nucl. Energy. 1999. - v.26, No.ll.-p.1021.

36. Шмелев А.Н. и др. Концептуальное исследование МОХ-топливного цикла легководных реакторов с элементами защиты от распространения расщепляющихся материалов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1995. -No.4, - С.34.

37. Sekimoto H., Takagi N. Preliminary study of future society in nuclear quasi -equilibrium. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1991. - No.28. - p. 941.

38. Arie К., Endo H., Fujii-e Y. An Approach to Self-Consistent Nuclear Energy System. // Trans. Amer. Nucl. Soc. -1992. No.66. - p.342.

39. Adamov E., Ganev I., Orlov V. Attainment of Radiation Equivalency in Nuclear Power Radioactive Product Management. // Nuclear Technology. 1993. - 104, p.233.

40. Salvatores M., Slessarev I., Uematsu M. Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei. // Nucl. Sei. Eng. 1994. - v.l 16, p.l.

41. Apse V. et al. Enhancement of LWRs MOX-Fuel Cycle Proliferation Resistance by Plutonium Denaturing. / Proc. Int. Specialists Meeting on Future Nuclear Systems and Fuel Cycle Options, Japan, Oct. 13, 1997. p. 121.

42. Fijii-e Y., Shimizu A. Self-Consistent Nuclear Energy System. // Progress in Nuclear Energy. 1995. - v.29, p.25.

43. Fujita R. et al. An Application of Metal Fuel Cycle Technology Toward Self-Consistent Nuclear Energy System (SCNES) Concept. // Progress in Nuclear Energy. 2000. - v.37, p. 169.

44. Fujimura K. Feasibility Study of Large MOX Fueled FBR Core Aimed at the Self-Consistent Nuclear Energy System. // Progress in Nuclear Energy. 2000. - v.37, p.177.f 52.1keda K. et al. Feasibility Study of Nitride Fuel Core and Recycle System Toward

45. Self-Consistent Nuclear Energy System. // Progress in Nuclear Energy. 1998. -v.32, p.673.

46. Salvatores M., Slessarev I., Uematsu M. Physics Characteristics of Nuclear Power Systems with Reduced Long-Term Radioactivity Risk. //Nucl.Sci and Engineering. 1995. - v.l20,p.l8.

47. Akatsuka H. et al. Scientific Feasibility of Incineration in SCNES. // Progress in Nuclear Energy. 1995. - v.29, p.477.

48. Fijii-e Y., Ohsaki T. Development of Methodology to Evaluate Equilibrium Inventory of FPs Confined in FBR. / Proceedings of Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan, Part-II, 1996. A-56, p.245.

49. Arie K. et al. Long-Lived FP Burning Based on the Actinide Recycle Metal Fuel it Core. // Progress in Nuclear Energy. 1998. - v.32, p.665.

50. Salvatores M., Slessarev I., Thistyakov A. The Transmutation of Long-Lived Fission Products by Neutron Irradiation. // Nucl.Sci and Engineering. 1998. -v.130, p.309.

51. Salvatores M. Transmutation: Issues and Perspectives after a Decade of Revival. / International Seminar on Advanced Nuclear Energy Systems Toward Zero Release of Radioactive Wastes. Susono, Shizuoka, Japan, Nov.6-9, 2000. - S3-3.

52. Salvatores M. Transmutation and Innovative Options for the Back-End of the Fuel Cycle. / Proc. Int. Conf on Future Nuclear Systems, GLOBAL'99. Jackson Hole, Wyoming, August 29- September 3, 1999. - p.413.

53. Taube M. The Transmutation of Strontium-90 and Cesium-137 in a High-Flux Fast Reactor with a Thermalized Central Region. // Nucl.Sci. Eng. 1976. - v.61, p.212.

54. Wootan D. et al. A Comparative Assessment of the Destruction of Selected Fission Products in Fast and Thermal Reactors. / Proc. Inter. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants. -1992. p.3.7-2.

55. Takahashi H. Transmutation of High-Level Radioactive Waste by a Charged Particle Accelerator. //Nucl. Technol. 1995. - v.lll, p. 149.

56. Davidson J., Parish T. Reduction in the Toxicity of Fission Product Wastes Through Transmutation With Deuterium-Tritium Fusion Neutrons. // Nucl. Techn. 1980. -v.47, p.324.

57. Kase T. et al. Transmutation of Cs Using Muon Catalyzed Fusion. // Muon Catalyzed Fusion. 1990. - v.5/6, p.521.

58. Apse V., Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. Transmutation of Elemental Cesium. / Proc. Int. Conf on Future Nuclear Systems, GLOBAL '99. Jackson Hole, Wyoming, August 29- September 3, 1999. - p.354.

59. Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. Multi-Component Self-Consistent Nuclear Energy System: On Proliferation Resistance Aspect. / 2-nd Annual JNC1.ternational Forum on the Peaceful Use of Nuclear Energy -For Creation of New

60. Concept Toward The Nuclear Cycle. Nadao Hall, Shin-Kasumigaseki Bldg., Tokyo,

61. Japan, February 21-22, 2000. p.87.

62. Apse V., Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. Transmutation Characteristics of Problematic Radionuclides in Spallation and Fusion Neutron Source. // Progress in Nucl. Energy. 2000. - v.37, p.345.

63. Apse V., Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. 244Cm Transmutation in Accelerator-Driven System. // J. of Nucl. Sei. Technol. 1999. - v.36, p.l 135.

64. Chmelev A. et al. On the Main Objectives of Transmutation Cycles for Long-Lived Fission Products and Minor Actinides. // Progr. in Nucl. Energy. 2000. - v.37, p.235.

65. JENDL 3.2. Available from: JAERI Nuclear Data Center, http://wwwndc.tokai.jaeri.go.jp/jendl/j32/Tabsigs/Csl37.HTML.http://wwwndc.tokai.jaeri.go.jp/jendl/j32/Tabsigs/Sr090.HTML.1

66. Kase T. et al. Transmutation of Cs Using Muon-Catalyzed Fusion Reaction. // Muon Catalyzed Fusion. 1990. - v.5/6, p.521.

67. Cierjacs S. et al. High-Intensity Fast Neutron Sources and Neutrons Fields for Fusion Technology and Fusion Material Research. // Nuclear Science and Engineering -1990. v. 106, p.99.

68. Asano Yu. et al. Study on Nuclear Fuel Reprocessing System Based on the Precipitation Method in Mild Aqueous Solutions. // Nuclear Technology. 1997. -v.120, p.198.

69. Jarzemba M. Estimating Heat Generation Rates for Wastes Contaminated primarily by 137Cs and 90Sr. // Nuclear Technology. 1998. - v.124, p.82.

70. Artisyuk V., Chmelev A., Fujii-e Y., Korovin Yu., Saito M., Suzuki M. Contribution of External Neutron Sources in Excess Neutron Generation. // Kerntechnik. 1998. - v.63, p.255.

71. Барашенков B.C., Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Соснин B.H. Программный комплекс "CASCADE/INPE // Атомная энергия. 1999. - т.87 - С. 283.

72. Waters L. ed. MCNPX User's Manual, Rev 0, LA-UR 99-6058, LANL, Nov. 14, 1999.

73. Beard C., Belyakov-Bodin V. Comparison of Energy Deposition Calculations by LAHET Code System with Experimental Results. // Nucl. Sei. Eng. 1995. - v. 119, p.87.

74. Rubbia C. et al. CERN-Group Conceptual Design of a Fast Neutron Operated High Power Energy Amplifier. // In the Status Report Accelerator Driven Systems: Energy Generation and Transmutation of Nuclear Waste. 1997. - IAEA-TECDOC-985.

75. Герасимов A.C., Киселев А. Научные и технические проблемы при создании электро-ядерных систем для трансмутации и производства энергии, опыт России // Физика атомных ядер и ядерных частиц 32. 2001. - № 1. - С. 143.

76. Takizuka T. JAERI Accelerator Driven system Project. // In the Status Report Accelerator Driven Systems: Energy Generation and Transmutation of Nuclear Waste. 1997. - IAEA-TECDOC-985.

77. Capiello M. The Fluidized Bed Spallation Target. /'Proc. Third International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology. Long Beach, CA, November 14-18, 1999. - p.53.

78. Artisyuk V., Fujii-e Y., Saito M., Suzuki M. The Potential of Accelerator- Driven Core in a Self-Consistent Nuclear Energy System. // Kerntechnik. 1996. - v.61, p.106.

79. Serber R. The Production of High Energy Neutrons by Stripping. // Phys. Rev. -1947. v.72, p.1008.

80. Grand P. et al. An Intense Li(d,n) Neutron Radiation Test Facility for Controlled Thermonuclear Reactor Material Testing. // Nucl. Techn. 1976. - v.29, p.327.

81. Kondo T. et al. High-Energy/Intensity Neutron Facilities for Testing Fusion Materials. // Fusion Eng. and Des. 1993. - v.22, p. 117.

82. Lawrence G. et al. A High-Flux Accelerator-Based Neutron Source for Fusion Technology and Material Testing. // Journ. of Fus. Energy. 1989. - v.8, p.201.

83. Mann T. et al. Neutrons from D+Li and FMIT Irradiation Environment. / Report of Hanford Engineering and Development Laboratory. November 1981. - HEDL-TC 1459.

84. Адо Ю.М. и др. Нейтронный генератор. Сертификат на авторское право № 435725, 1974, Март 14, Бюллетень изобретений No. 1 1978. - С.227.

85. AdoYu. et al. Neutron Production by Deuteron-Deuterium Interaction in a Gas Target. //Kerntechnik. 1991. - v.56, p. 191.

86. Адо Ю.М. и др. Повышение эффективности производства нейтронов в накопительном кольце дейтронов для трансмутации радионуклидов. // Атомная энергия. 1992. -т.73, С.289.

87. Artisyuk V., Avdeev E., Konobeev A., Korovin Yu., Saito M., Suzuki M., Stankovskiy A. Intensive 14 MeV Neutron Source Based on Deuteron Storage Ring. // Progr. in Nucl. Energy. 1998. - v.37, p.457.

88. Breimester J. MCNP A General Monte-Carlo Code, Version 4-A, LA-12625-M. -Los Alamos National Laboratory. - 1993.

89. Kosako K., Maekawa H., Maekawa F., Oyama Y., Uno Y. FSXLIB-J3R2: A Continuous Energy Cross-Section Library for MCNP Based on JENDL 3.2, JAERI-Data/Code 94-020. 1994.

90. Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. Neutron Excess Generation by Fusion Neutron Source for Self-Consistency of Nuclear Energy System. // J. of Nucl. Sci. Technol. 1999. - v.36, p.560.

91. Kammash T. Fusion Reactor Physics. Principles and Technology. / Ann Arbor Science Publ.Inc. 1973.

92. Gohar Y. et al. ITER Blanket Design. // Fus. Eng. and Des. 1995. - v.27, p.52.

93. Bertoliny E. Impact of JET Results and Engineering Development on Definition of ITER Design Concept. // Fus. Eng. and Des. 1995. - v.27, p.27.

94. Artisyuk V., Chmelev A., Fujii-e Y., Saito M., Suzuki M. Potential of Neutron Excess Generation by DD Fusion in SCNES. / Progr.in Nuclear Energy. 1997. -v.32, p.721.

95. Momota Y. Feasibility of advanced fuel. // Trans, of Fus. Tech. 1995. - v. 27, p.^

96. Ponomarev L., Puzynin I., Vinnitsky S. et al. Zh.Exp.Th.Phys. 1978. - v.74, p.849.

97. Petrov Yu. Muon Catalyzed Fusion. 1987. - v.l, p.351.

98. Eliezer S. et al. Muon Catalyzed Fusion-Fission Reactor Driven by a Recirculating Beam. // Nuclear Fusion. 1987. - v.27, p.527.

99. Petitjean C. et al. A 14 MeV High-Flux Neutron Source Based on Muon-Catalyzed Fusion- a Design Study. // Fusion Technology 1994. - v.25, p.437.

100. Harada H. et al. Incineration of Radioactive Fission Products and Transuranics by Muon-Catalyzed Fusion. // Fusion Technology. 1993. - v.24, p. 161.

101. Artisyuk V., Karmanov F., Ponomarev L., Saito M. CF Intense Neutron Source and Waste Transmutation. / International RIKEN Conference on Muon Catalyzed Fusion and Related Exotic Atoms. Shimoda, Japan, 22-26 April 2001.- p.435.

102. Radiological and Energy Source Terms. // ITER Non-Site Specific safety Report (NSSR-2), December 1, 1997.

103. Artisyuk V., ChmelevA., Korovin Yu., Saito M., Suzuki M., Zyabletsev D. 14 MeV Neutron Potential for Fission Product Transmutation. / Proc. Int. Conf on Future Nuclear Systems, GLOBAL'97. Yokohama, Japan, October 5- 10, 1997. -p.1344.

104. Ferrari M. et al. ITER Reference Breeding Blanket Design. // Fus. Eng.Des. -1999. 46, p. 177.; Technical Basis for the ITER Final Design Report, Cost Review and Safety Analysis (FDR), December 19, 1997.

105. Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. High-Flux Fusion Neutron Source for Transmutation of Fission Products. / Proc. of 4-th Japan-Korea Seminar on Advanced Reactors. Tokyo Institute of Technology, October 19-20, 2000. - p.39.

106. Lane J., MacPherson H., Maslan F. Fluid Fuel Reactors. // Adison-Wesley Publ., Massachusetts, USA, 1958.

107. Malang S., Mattas R. Comparison of Lithium and the Eutectic Lead-Lithium Alloy, Two Candidate Liquid Metal Breeder Materials for Self-Cooled Blankets. // Fus. Eng.Des. -1995. v.27, p.399.

108. Elio F. et al. Engineering design of the ITER Blanket and Relevant Research and Development Results. // Fus. Eng.Des. 1999. - v.46, p.159.

109. Malang S. Limitations on Blanket Performance. // Fus. Eng.Des. -1999. 46, p.193.

110. Rebut P.-H. Issues in the Development of a Commercial Fusion Reactors. // Trans, of Fusion Techn. 1995. - v.27, p.3.

111. Abdou M. Exploring Novel High Power Density Concepts for Attractive Fusion Systems. // Fus.Eng.Des. 1999. - v.45, p.145.

112. Akatsuka H., Ezubtchenko A., Suzuki M. Isotope Separation Methods for Self-Consistent Nuclear Energy System. // Progress in Nuclear Energy. 1998. - v.29, p.729.

113. Apse V., Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. Fusion-Driven Transmutation of Fission Product Cesium in its Elemental Form. // Journal of Nuclear Science and Technology. 2000. - v.37, p. 1024.

114. Apse Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. Transmutation of Elemental Cesium by a Fusion Neutron Source. // Nuclear Technology. 2001. - v. 133, p.213.

115. Artisyuk V., Chmelev A., Saito M. High-Flux Fusion Neutron Source for

116. Transmutation of Fission Products. / Proc. of 4-th Japan-Korea Seminar on Advanced Reactors . Tokyo Institute of Technology, October 19-20, 2000. - p.39.

117. YoseffM. et al. Nuclear Performance of the Thin-Liquid FW Concept of the CliFF Design. / Proc.14-th Topical Meeting. Park City, Utah, October 1-19, 2000. - p.246.

118. Ghoneim N., Zinkel S. Operating Temperature Windows for Fusion Reactor Structural Materials. // Fusion Eng.Des. 2000. - v.51-52, p.55.

119. Giancarli L. et al. Design Requirements for SiC/SiC Composites Structural Material in Fusion Power Reactor Blankets. // Fus.Eng.Des. 1998. - v.41, p.165.

120. Artisyuk V., Chmelev A., Korovin Yu., Saito M., Stankovskiy A. Accumulation and Transmutation of Spallation Products in Accelerator-Driven Core. / Proc. 10-thft Intern. Conf. on Emerging Nuclear Energy Systems, ICENES' 2000. Petten, The

121. Netherlands, Sept.24-28, 2000. p.410.

122. Bowman C. et al. Nuclear Energy Generation and Waste Transmutation Using an Accelerator-Driven Intense Thermal Neutron Source. // Nucl. Instr. Meth. -1992. A320, p.336.

123. Daemen L., Pitcher E., Rüssel G. Introduction to Spallation Physics and Spallation-Target Design. / Proc. International Conference on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications. AIP 346, Las Vegas, NV 1994. -p.356.

124. Artisyuk V., Saito M.6 Stankovsky A. Radiological Hazard of Long-Lived• Spallation Products. / IAEA Workshop on Advanced Nuclear Reactor and Fuel

125. Cycle Concepts. USA, Argonne National Laboratory, Nov.28.-Dec.l, 2000.p.276.

126. Titarenko Yu. et al. Experimental and Computer Simulation Study of

127. Radionuclide Production in Heavy Materials Irradiated by Intermediate Energy Protons. / Proc. 3-rd Intern. Topical Meeting on Nuclear Application of Accelerator Technology. Long Beach, CA, Nov. 14-18, 1999. -p.364.

128. Wlazlo W. et al. Isotope Production in lxA GeV 208Pb on Proton Reaction. / Proc. 3-rd Int. Conf. On Accelerator-Driven Transmutation Technology and Applications (ADTTA'99). Prague, Czech Republic, 7-11 June, 1999. - p.532.

129. Titarenko Yu. et al. Cross-section for Nuclide Production in 1 GeV Proton-Irradiated 208Pb. / Phys.Rew. 2001. - p. 123.

130. Park J. et al. Review of liquid metal corrosion issues for potential containment materials for liquid lead and lead-bismuth eutectic spallation targets as a neutron source. // Nucl. Eng. Des. -2000. v. 196, p.315.

131. Khorasanov G. et al. Lead and Tin Targets for Reducing Polonium Waste. /

132. Proc. 3-rd Int. Conf. On Accelerator-Driven Transmutation Technology and Applications (ADTT'99). Praha, Zcech Republic, 7-11 June, 1999. - p.532.

133. Shvedov O. et al. ADS Program in Russia. In the Status Report Accelerator Driven Systems: Energy Generation and Transmutation of Nuclear Waste. 1997.-IAEA-TECDOC-9 8 5.

134. Yefimov E. et al. Problems of Molten Lead-Bismuth Target Development for Accelerator-Driven Systems. / Proc. 3-rd Int. Conf. On Accelerator-Driven Transmutation Technology and Applications (ADTTA'99). Prague, Czech Republic, 7-11 June, 1999.-p. 134.