автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Радиоактивность и индекс биологической опасности основных звеньев ядерного топливного цикла

Введение

Глава 1 Способы обращения с отработавшим топливом ядерных реакторов. Основные акценты (Обзор литературы.)

Глава 2 Пакет прикладных программ PULSAR для расчёта радиационных характеристик топлива ядерных реакторов.

2.1 Назначение пакета прикладных программ и его структурная схема.

2.1.1 Общие принципы организации lililí PULSAR

2.1.2 Основные расчетные блоки программы

2.2 Библиотеки ядерных данных.

2.3 Метод решения системы уравнений изменения нуклидного состава топлива.

2.4 Выводы к Главе 2.

Глава 3 Радиоактивность и биологическая опасность отработавшего топлива и топлива в реакторе в зависимости от организации топливного цикла.

3.1 Радиоактивность и биологическая опасность отработавшего топлива.

3.2 Поведение суммарной радиоактивности отработавшего топлива во времени.

3.3 Временное поведение биологической опасности. 54 3.3.1 Биологическая опасность отработавшего

Одно из наиболее неприятных и опасных свойств использования энергии, возникающей при делении ядер, состоит в том, что в результате деления образуются продукты деления и новые нуклиды, которые за редчайшим исключением являются радиоактивными ядрами. Радиоактивные превращения ядер сопровождаются испусканием проникающего электромагнитного излучения, нейтронов и заряженных частиц. Интенсивность излучения и плотности потоков заряженных частиц могут намного превышать естественный фон облучения, к которому человек приспособился в процессе эволюции.

Необходимо принять во внимание, что радиоактивность продуктов деления намного превышает радиоактивность исходного ядерного топлива, поскольку в реакторе генерируются более корот-коживущие нуклиды в сравнении с исходными нуклидами ядерного топлива и, кроме того, на каждый акт деления рождаются два осколка и 0.5 или более новых тяжелых радиоактивных нуклидов. Поэтому после выгрузки отработавшего топлива из реактора его радиоактивность на 4-6 порядков превышает радиоактивность свежего топлива. В то же время, после нескольких сотен тысяч лет, радиоактивность отработавшего топлива окажется ниже исходной. В таком случае можно говорить (см. [1]) о том, что ядерная энергетика снижает природную радиоактивность!

Таким образом, одной из важнейших проблем при использовании ядерной энергетики является нахождение таких конструктивных решений ядерно-энергетических установок и подбор таких их ней-тронно-физических и теплофизических свойств , которые исключат выход радиоактивных нуклидов и их попадание в окружающую среду - среду обитания человека и животного мира в количествах, представляющих опасность как для среды обитания, так и непосредственно для человека.

Большое количество работ посвящено изучению радиоактивности ядерного топлива[1,3,9,15-39,69-72]. Основное внимание исследователи обращают на радиоактивность отработавшего топлива, на проблемы, связанные с её уменьшением такими способами, как вывод за пределы Земли, а также за счет трансмутации радиоактивных ядер, на предотвращение выхода радиоактивных нуклидов в окружающую среду путём повышения безопасности реакторов и нахождения путей надежного и длительного захоронения радиоактивных отходов в стабильных геологических формациях. Работа по снижению радиоактивности должна рассматриваться в целом для ядерной энергетики, поскольку в каждом её звене уровни радиоактивности различны, различны вероятности выхода радиоактивных нуклидов в окружающую среду, различные требуются и затраты. Поэтому, желательно сделать оценку, насколько будет уменьшена радиоактивность во всей ядерно-энергетической цепочке за счет «уничтожения» отработавшего топлива, насколько уменьшится вероятность выхода радиоактивных нуклидов «из всей ядерной энергетики».

Для проведения таких оценок необходим комплексный подход, в котором следовало бы сопоставить радиоактивность ядерного топлива во всех звеньях ядерно-энергетического цикла, принимая во внимание вероятность выхода радиоактивных нуклидов в среду обитания человека. Действительно, в ядерном реакторе находится топливо, радиоактивность которого намного превышает радиоактивность «свежего» топлива и, кроме того, именно внутри реактора условия сохранения радиоактивных нуклидов оказываются наименее «удобными» из-за высоких температур и давлений, из-за запасенной громадной энергии.

Необходимо особенно подчеркнуть, что проблемы связанные с опасностью отработавшего топлива и «вес» этих проблем в потенциальной радиоактивной опасности всей ядерной технологии будут зависеть от длительности работы ядерной энергетики, от уровня ее мощности, от качественных и количественных характеристик реакторного парка, от КПД при производстве электроэнергии, наконец, от типа реализуемого на практике топливного цикла.

Настоящая работа посвящена изучению поведения радиоактивности и «биологической опасности» отработавшего ядерного топлива при различных сценариях организации топливного цикла ядерной энергетики.

Основными целями работы являются:

1. Сопоставление интегральной радиоактивности на разных этапах использования ядерного топлива (от добычи до «обращения» с отработавшим топливом) с учетом различных сценариев развития ядерной энергетики,

2. Учет «биологической опасности» ядерного топлива в различных звеньях ядерного топливного цикла,

3. Выяснение условий, при которых трансмутация радиоактивных нуклидов оказывается наиболее целесообразной и эффективной.

Для достижения цели было необходимо: разработать математическую программу с соответствующим константным обеспечением; провести вариантные расчеты активности топлива, его биологической опасности при различных предположениях о сценариях и длительности работы ЯЭ; выработать критерии, с помощью которых можно определить эффективность и целесообразность трансмутации.

Актуальность проблемы. Топливная составляющая себестоимости производимой энергии для ядерной энергетики достигает 30% [7], поэтому выработка стратегии обращения с ядерным топливом является весьма актуальной с экономической точки зрения. Один из основных сдерживающих факторов развития ядерной энергетики является её экологическая приемлемость, которая в основном определяется способами обращения с ядерным топливом. Высказанные соображения позволяют сделать вывод об актуальности тематики представленной работы, а именно, выборе топливного цикла и способов обращения с радиоактивными отходами.

Научная новизна работы:

1. Впервые показано, что основная радиоактивность в период работы Ядерной Энергетики всегда сосредоточена в реакторах - местах, наиболее опасных с точки зрения условий хранения (высокие температуры и давления, большое количество свободной энергии)

2. На основании оценок интегральной активности сделан новый вывод о том, что замыкание топливного цикла не приводит к заметному снижению суммарной радиоактивности в звеньях работающей ядерной энергетики, но замыкание топливного цикла существенно влияет на количество радиоактивности после останова всех АЭС;

3. По результатам анализа биологической опасности основных звеньев ядерного топливного цикла впервые установлено, что если в результате аварии все радиоактивные вещества попадают в водную среду, то биологическая опасность радиоактивных нуклидов в реакторе, как в одном из звеньев ядерного топливного цикла, оказывается наибольшей. В тоже время, при попадании радиоактивных веществ в воздушную среду, наибольшая биологическая опасность сосредоточена в хранилище отработавшего ядерного топлива;

4. Введено понятие коэффициента трансмутации , что позволило проанализировать эффективность трансмутации и её целесообразность.

Практическая ценность работы:

Разработан пакет прикладных программ PULSAR для моделирования нуклидной кинетики. Пакет прикладных программ передан в опытную эксплуатацию на Ново-Воронежскую АЭС для расчётов изотопного состава отработавшего топлива.

Разработан подход и проведен анализ радиоактивности и "биологической опасности" основных звеньев ядерного топливного цикла, способные служить инструментом при принятии решений по стратегии развития топливного цикла.

Проведены оценки эффективности трансмутации опасных продуктов деления, дающие возможность оценить целесообразность такого способа снижения радиоактивности продуктов деления.

На защиту выносятся:

1. Метод расчета радиационных характеристик облученного топлива с детальным описанием цепочек межнуклидных превращений 1500 изотопов);

2. Результаты расчёта интегральной активности отработавшего топлива;

3. Результаты анализа биологической опасности ЯЭ при различных сценариях её развития и способах обращения с отработавшим ядерным топливом;

4. Выводы об эффективности трансмутации для ряда важнейших нуклидов;

5. Вывод о необходимости введения в анализ понятия - вероятность выхода в окружающую среду, которая, как оказалось, существенно влияет на эффективность трансмутации.

Основное содержание работы опубликовано в журнале «Известия Высших учебных заведений. Ядерная Энергетика» [42,59,62] и в сборнике научных трудов Обнинского ИАТЭ [1], тезисах конференций^?,58,60,76], научных отчётах [52,61].

Материалы диссертации докладывались на Всесоюзных и Всероссийских семинарах по проблемам физики реакторов (Москва 1991, 1993), на Международном симпозиуме "Nuclear Power Engineering in the Third Millennium" в 1996 году, на шестой международной конференции'Ъезопасность АЭС и подготовка кадров" в 1999 году, на семинаре "клуба ТЕРМОКОД" в РНЦ Курчатовский Институт в 1993, научных семинарах РНЦ Курчатовский Институт, ЕНЦ Физико-Энергетический институт, Обнинск, Обнинского института атомной энергетики.

Структура диссертации Работа изложена на 114 страницах, содержит 23 рисунка, 6 таблиц, и список литературы из 76 наименований. Текст разбит на введение, четыре главы и заключение.

4.4 Выводы к главе 4.

1. Для проведения анализа целесообразности трансмутации введено понятие коэффициента трансмутации.

2. Разработаны математические модели, позволяющие провести оценочные расчёты коэффициента трансмутации.

3. В рамках моделей проведены расчёты коэффициента трансмутации для полной активности и для активности в окружающей среде.

4. На основе проведенных расчётов показано, что проведение трансмутации опасных осколков деления не приведёт к большому выигрышу по активности в ближайшее время. Более то

137 126 90 го, выигрыш по таким осколкам, как Сз, Бп, Бг при тех скоростях трансмутации, которые имеют место в сегодняшних промышленных установках, не достижим принципиально.

5. Обращено внимание на тот факт, что реальная эффективность трансмутации ниже той, которая получена в рамках сформулированных моделей.

Заключение.

1. Разработан и внедрён в практику пакет прикладных программ PULSAR позволяющий:

- изучать поведение суммарной и парциальной активности радионуклидов в различных звеньях ядерного топливного цикла при различных предположениях о стратегии развития ядерной энергетики;

- проводить детальные расчёты изотопного состава при заданном режиме работы ядерной системы и различные производные функционалы ( активность, плотность энерговыделения, коэффициенты потенциальной опасности и т.д.) Организация пакета на основе блочной структуры ( каждый отдельный блок решает призван решать свой определённый круг задач ) позволяет формулировать и решать и другие задачи, отличные от поставленных в данной работе и не накладывает никаких существенных ограничений на средства вычислительной техники.

2. Сформулированы количественные критерии биологической опасности радиоактивных нуклидов, с помощью которых изучены различные сценарии перспективного развития ядерной энергетики. Показано, что:

- во время работы ядерной энергетики основная активность сосредоточена в реакторах, местах, наиболее опасных с точки зрения хранения радиоактивности. Радиоактивность, сосредоточенная в хранилищах РАО составляет менее 2% от общего уровня для варианта функционирования ядерной энергетики по схеме открытого топливного цикла и менее 1% - для замкнутого топливного цикла

- биологическая опасность, при учете допустимых удельных активностей радионуклидов в воде, во время работы ядерной энергетики также сосредоточена в реакторе и любые действия ( как, например, замыкание топливного цикла по младшим актинидам ) по уменьшения биологической опасности в других звеньях ядерного топливного цикла не приведут к сколь-нибудь заметному её уменьшению во всей ядерной энергетике. Однако, замыкание топливного цикла окажет существенное влияние на суммарный уровень биологической опасности после останова ядерной энергетики. Ситуация с биологической опасностью кардинально меняется, если учитывать допустимые объёмные активности радионуклидов в воздухе. В этом случае, замыкание топливного цикла по и и Ри является действенной мерой по уменьшению биологической опасности и приводит к выигрышу даже во период функционирования ядерной энергетики в восемь раз. Выигрыш после останова ядерной энергетики ещё более значителен. Так, к концу тысячелетнего периода выигрыш от замыкания топливного цикла составит не менее 30 раз при эффективности извлечения этих нуклидов 99%.

3. Введено понятие "коэффициент трансмутации", определенного как отношение радиоактивности с учетом трансмутации к радиоактивности без трансмутации, зависящий в общем случае от времени. Для расчёта коэффициента трансмутации разработаны математические модели для ситуации когда ядерная энергетика завершила свою работу и

104

Благодарности.

Автор считает своим приятным долгом выразить сердечную благодарность своему научному руководителю профессору, доктору физико-математических наук Казанскому Юрию Алексеевичу за научное руководство диссертацией. Только благодаря его знаниям и научному чутью; терпению и настойчивости при обсуждениях со своим соискателем всех вопросов, касающихся диссертации, она превратилась в законченный научный труд.

Необходимо отметить помощь коллег и в первую очередь заведующего кафедрой РКР, профессора, доктора технических наук Волкова Юрия Васильевича, доцента кафедры, кандидата физико-математических наук Украинце-ва Владимира Федоровича.

1. Казанский Ю.А., Дудкин А.Н., Клинов Д.А. Временное поведение активности отходов атомной энергетики при различных сценариях использования топлива: Сб. науч.трудов каф.РКР ИАТЭ / под ред. проф., д.ф.-м.н. Ю.А.Казанского Обнинск, 1995 -С. 47-58

2. Адамов Е.О., Орлов В.В. и др Концепция энергетических реакторов высокой безопасности с охлаждением жидким свинцом. Отчёт НИКИЭТ-050-367-3272. 1989.

3. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин A.B., Муратов В.Г., Орлов В.В. Обращение с высокоактивными отходами при развитии, работе и выводе из действия крупномасштабной ЯЭ России. / Препринт НИКИЭТ. М.,НИКИЭТ. ЕТ-97/35. 1997.

4. Слесарев И.С., Субботин С.А., Стукалов В.А. и др. Анализ требований, предъявляемых к новым реакторным концепциям. Отчёт ИАЭ им. И.В. Курчатова 7623. 1996.

5. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл ( технико-экономический анализ ) : // Учебное пособие. Обнинск ЦИПК. -1991.

6. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл. // М. ЦНИИатоминформ. 1977.

7. Справочник по ядерной энерготехнологии : Пер. с англ./ Ран Ф., Адамантиадес А., Кентон Дж., Браун Ч.; Под редакцией В.А. Легасова, М. Энергоатомиздат. 1989.

8. International Atomic Energy Agency, Nuclear Power, The Environment and Man, Report STI/PUB/635 IAEA - Vienna - August 1982.

9. Бабаев H.C., Дёмин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. // М.: Энергоатомиздат. 1984.

10. Коровин Ю.А., Мурогов В.М. Экологически приемлемый и безопасный топливный цикл ядерной энергетики. // Учебное пособие для слушателей спецфакультета и системы повышения квалификации ИАТЭ Обнинск. - 1991.

11. Кесслер Г. Ядерная энергетика.//М.: Энергоатомиздат. 1986.

12. Лейпунский А.И. Избранные труды. Воспоминания. // Наукова думка Киев - 1990.

13. Краткие научные основы рекомендуемых методов обращения с радиоактивными отходами./ Отчет НИИ неорганических материалов им академика A.A. Бочвара, инв 8133. 1989 г.

14. Справка ВНИПИЭТ к парламентским слушаниям "Об обеспечении безопасности атомных электростанций на территории Российской Федерации" исх. N0200-4102 от 14.09.95

15. Энергетика мира и СССР. Справочный материал, 1990.// Центр общественной информации ИАЭ им. И.В. Курчатова. 1990.

16. Watts G. Reprocessing: recycling the past for the future./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.73-78 1995.

17. Bjurstrom S. Disposal of long-lived Spent Fuel A well controlled waste stream in our society./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.88-93 - 1995.

18. Mukaiyama Т., Kubota M., Takizuka Т., Ogawa Т., Mizumoto M. And Yoshida H. Partitioning and transmutation program "OMEGA" at JAERI./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.110-117 1995.

19. Ion S. Fuel cycle strategies for future reactor systems: long term prospects./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.140-148 1995.

20. Baetsle L.H., Raedt Ch. Comparative assessment of actinide- and risk- reduction strategies by P&T versus direct disposal./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.149-157 1995.

21. Devell L., Ignatiev V. Waste management and disposal for present and future nuclear power options comparison of safety features./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.158-170 - 1995.

22. Meneley D.A., Dastur A.R., Fehrenbach P.J., Talbot K.H. Synergistic nuclear fuel cycle of the future./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.190-198 1995.

23. Dong Y. The progress of nuclear fuel cycle in China./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.346-353 1995.

24. Hugon M. Assesment of the benefits of partitioning and transmutation for the safety of nuclear waste management./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 1114, Vol 1 p.361-370 1995.

25. Hippel F. An evolutionary approach to fission power./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.380-387 1995.

26. Woolley K.E.H., Elsden A.D. Why recycle? / International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 1114, Vol 1 p.395-399 1995.

27. Berkhout F. Industrial and environmental rationales for reprocessing. / International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.408-416 1995.

28. Slessarev I., Salvatores M. The potential of nuclear transmutation: "neutron economics" of critical reactors and hybrids./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14,. Vol 1 p.482-488 1995

29. Shiotsuki M., Nakajima I. System studies on the advanced fuel recycle system at PNC./ International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. September 11-14, Vol 1 p.678-685 1995.

30. Справочник. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива.// М., Энергоатомиздат 1983 г.

31. Автореферат диссертации Куликова Г.Г. Трансмутация радиоактивных отходов в ядерных реакторах. Физические решения. МИФИ, Москва 1995.

32. Информационный бюллетень по материалам зарубежной печати. Ядерное топливо и тяжёлая вода.// М., Энергоатомиздат 1983.

33. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах.// Учебное пособие для вузов. Москва: Энергоатомиздат, 1985.

34. Дудкин А.Н., Клинов Д.A. PULSAR программа расчета временного поведения нуклидного состава и интегральных характеристик топлива и материалов ядерных реакторов // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 1996.-№6. - С.103-108

35. Структура данных ППП Сапфир: Отчет НИТИ-ИАЭ N36/843488, 1988 г.

36. Клинов Д. А., Дудкин А.Н. LIBRARY MANAGER , пакет программ для обслуживания библиотек выгорания. Отчет ИАТЭ, инв 7356/91 1991.

37. ORIGEN2 a revised and updated version of the Oak Ridge isotope generation and depletion code./A.G.Groff/ ORNL, Oak Ridge, Tennessee 37830.

38. Н.Г.Гусев, П.П.Дмитриев Цепочки радиоактивных превращений. Справочник/ М., Энергоатомиздат 1994.

39. В.Ф.Козлов Справочник по радиационной безопасности/ М., Энергоатомиздат 1987.

40. R.E.MacFarlane and R.M.Boicourt. NJOY: A Neutron and Photon Cross Section Processing system,// Tran.Am.Nucl.Soc. 22, 720 1975.

41. R.Kinsey, ed. ENDF-102,Data Formats and Procedures for the Nuclear Data File, ENDF, Brookhaven National Laboratory report BNL-NCS-50496 (ENDF-102).

42. Нормы радиационной безопасности НРБ-96./ Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.0540-96 М, Госкомсанэпиднадзор России -1996.

43. Осипов В.К., Чистяков В.А., Юдкевич М.С. ТЕМБР формат текстовой записи библиотек многогрупповых констант для расчета реакторов и защиты. Внутренний отчет ИАЭ 1989.

44. Сарычев В.А., Дудкин А.Н., Клинов Д.А. Библиотека констант для расчета выгорания: Отчет ИАТЭ, N гос.регистрации 02.9.10 028017 1991.

45. Физические величины. Справочник под редакцией И.С. Григорьева, Е.З.Мейлихова/ М., Энергоатомиздат -1991 г.

46. Шмелёв А.Н., Куликов Г.Г. Оценка физических характеристик ЯЭУ для трансмутации радиоактивных отходов и оценка изменения их биологической опасности в топливном цикле в процессе трансмутации. Отчёт МИФИ 1993.

47. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП 72/87. / М., Энергоатомиздат - 1988.

48. Проблемы и перспективы открытого и закрытого топливных циклов ядерной энергетики.// Доклад Заместителя Министра Российской федерации H.H. Егорова на парламентский слушаниях "Об обеспечении безопасности атомных электростанций".

49. Казанский Ю.А., Дудкин А.Н., Клинов Д.А. Временное поведение активности отходов атомной энергетики при различных сценариях использования топлива: Сборник тезисов VII-го всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов, С.256-257. М., 1991

50. Казанский Ю.А., Дудкин А.Н., Клинов Д.А. Трансмутация: мода или необходимость?: Сб. тезисов докладов "VIII-ой Всесоюзном семинар по проблемам физики реакторов". М., 1993 Т. 2, С. 157158.

51. Казанский Ю.А., Дудкин А.Н., Клинов Д.А. Трансмутация: мода или необходимость? // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 1993 - №1 - С.65-69.

52. Д.А.Клинов РАО ядерной энергетики. Что делать?: Сб. тезисов докладов International Scientific Symposium "Nuclear Power Engineering in the Third Millennium", Обнинск - 1996 - T.l - C.30-31.

53. Библиотека констант для расчета выгорания, Отчет, № гос. регистрации 01880049102 по теме "Создание средств программного сопровождения разработки и промышленной эксплуатации реакторов нового поколения", Обнинск 1991.

54. Клинов Д.А., Волков Ю.В., Дудкин А.Н., Казанский Ю.А. Качественное рассмотрение целей и проблем вывода предприятий ядерного топливного цикла из эксплуатации. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 1995. - №3. - С. 6-12.

55. Радиационный баланс высокоактивных отходов и природного сырья в крупномасштабной ядерной энергетике России.// Диссертация на соискание учёной степени доктора технических наук в форме научного доклада Ганева Игоря Христовича.

56. T.Mukaiyama, Y.Gurji, Characteristics of minor actinides transmutation in minor actinide burner reactors and power reactor. First OECD/NEA information exchange meeting on actinide and fission product partitioning and transmutation. November 6-8, 1990.

57. Hill R.N., Wade D.C. et al. Physics Studies of Higher Actinide Consumption in an LMR. In Proc. Int. Conf. On the Physics of Reactor: Operation, Design and Computation. Marseille, France April 1990, vol.l, pl .83.

58. L. Koch, K. Richter, C. Sari. Designing a Minor Actinide Containing fuel for transmutation in fast Reactor. ANS winter meeting, San Francisco, November 10-14-1991.

59. T. Yamaguchi, N. Nacae, M. Matsumoto. Concept of a TRU burner. ANS winter meeting, San Francisco, November 10-14-1991.

60. Н.С.Бабаев и др. Ядерная Энергетика, Человек и Окружающая среда.// М., Энергоатомиздат 1984.

61. Цикунов А.Г. и др. Научно-техническая справка "Трансмутация актинидов Np, Am, Cm в реакторе БН-800", ФЭИ, исх.30-12/37

62. Архангельская Г.А. и др. Научно-техническая справка "Разработка концепции реактора БН для трансмутации актинидов", ФЭИ, исх.30-06/66

63. Цикунов А.Г. и др. Расчётная оценка накопления актинидов (Np, Am, Cm) в смешанном уран-плутониевом оксидном топливе БН при многократном рецикле, Отчёт ФЭИ, N 5420 1988.

64. Бобров С.Б. и др Расчётные исследования изменения радионук-лидного состава отработавшего топлива реакторов БН при условии вовлечения в топливный цикл актинидов (Np, Am, Cm). Отчет ФЭИ, N5971, 1990

65. ДОР ФЭИ. Сообщение №1291, ноябрь 1993.

66. Троянов М.Ф., Каграманян B.C. Топливный цикл с выжиганием и цтилизацией плутония это реалистический выбор сегодня? Препринт ФЭИ, 1998.

67. Казанский Ю.А., Клинов Д.А. Эффективность трансмутации по снижению уровня радиоактивности в зависимости от надёжности хранилища и посто