автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Радиохимические и ядерно-физические параметры технологии рециклирования трансмутационных мишеней

На правах рукописи

КОЗАРЬ Андрей Адольфович

РАДИОХИМИЧЕСКИЕ И ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ ТЕХНОЛОГИИ РЕЦИКЛИРОВАНИЯ ТРАНСМУТАЦИОННЫХ МИШЕНЕЙ

05.17.02 - Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов

05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование,

эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

□ОЗОБ461В

Москва-2007

003064616

На правах рукописи

КОЗАРЬ Андрей Адольфович

РАДИОХИМИЧЕСКИЕ И ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ ТЕХНОЛОГИИ РЕЦИКЛИРОВАНИЯ ТРАНСМУТАЦИОННЫХ МИШЕНЕЙ

05.17.02 - Технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов

05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование,

эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва-2007

Работа выполнена в Ордена Трудового Красного Знамени Институте физической химии и электрохимии имени А. Н. Фрумкина Российской Академии наук

Официальные оппоненты-

доктор технических наук, старший научный сотрудник Алой А С

(ФГУП НПО «Радиевый институт им В Г Хлопина»)

доктор технических наук, профессор Гелис В М

(ИФХЭ им. А Н Фрумкина РАН)

доктор физико-математических наук, профессор Орлов В В

(ФГУПНИКИЭТим НА Доллежаля)

Ведущая организация ФГУП ГНЦ РФ ВНИИНМ им А А Бочвара

Защита состоится « 01 » ноября 2007 г в 11— часов на заседании диссертационного Совета Д 201 007 01 по присуждению ученой степени доктора наук во ФГУП НПО «Радиевый институт им В Г Хлопина» по адресу 194021, г Санкт-Петербург, 2-ой Муринский проспект, 28

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГУП НПО «Радиевый институт им В Г Хлопина»

Автореферат разослан_

с^г— 2007 г

Ученый секретарь диссертационного Совета кандидат химических наук

БутомоС В,

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

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

Основным способом изоляции BAO 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 BAO 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 (МА) Кр, Аш, Ст и долгоживущие продукты деления (ПД) 99Тс, 1291, шСз 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

Дели работы - установить взаимосвязи между радиохимическими и ядерно-физическими параметрами трансмутации, оптимизировать величины

~ ОЦгм-. \0Ят

выгорании для мишенеи Тс, I, Сб, 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 Ыи

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, т1, шСз 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 Тс-Ки для получения драгметалла, пригодного к применению в различных отраслях Достигнуты рекордные значения скорости трансмутации и уровней выгорания "Тс на реакторе СМ-3 Впервые наработан практически моноизотопный нерадиоактивный рутений (!00Ыи), 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 ВАО, 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 "Тс, накопления 98Тс при рециклировании мишеней и пути его удаления, оптимизация выгорания 99Тс, обоснование возможности промышленного производства искусственного стабиль-

ного 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 99Тс и получению искусственного рутения;

- расчеты изменения состава йодной мишени и равновесных концентраций изотопов 1291 и 1271 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 изотопного отделения 137Cs

Апробация работы. Результаты диссертации докладывались на 2— -10й конференциях Ядерного Общества (Москва, 1991, С -Петербург, 1992, Нижний Новгород, 1994, Обнинск, 1999), 1^-3-, 5- Российских конференциях по радиохимии (Дубна, 1994, 2006, Димитровград, 1997, С -Петербург, 2000), Зш Финско-российском симпозиуме по радиохимии (Хельсинки, 1993), 1Ш - 4— Российско-японских семинарах по технецию (Москва, 1996, Shizuoka, Япония, 1999, Дубна, 2002, Oarai, Япония, 2005), 5- 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), 5^ Международной конференции по изотопам (Брюссель, Бельгия, 2005)

Публикации по теме диссертадии. 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

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАКОТЫ

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

Рассмотрено возникновение и развитие концепции трансмутации радиоактивных отходов в стабильные и короткоживущие нуклиды как нового перспективного метода обезвреживания долгоживущей части BAO, позволяющего перейти к замкнутому ядерно-топливному циклу (ЯТЦ)

Обсуждаются критерии оценки результатов трансмутации. Отмечается, что техническое обеспечение достижения целей трансмутации базируется на физических критериях, основанных на ограничении безвозвратных потерь радионуклидов в окружающей среде Констатируется, что в настоящее время отсутствует единый подход к определению указанных потерь, и в разных публикациях приводятся различные расчетные методики и результаты

Представлены основные достижения в области развития метода трансмутации BAO путем облучения различными ядерными частицами, в основном, нейтронами Рассмотрены возможности уничтожения долгоживущих продуктов деления 99Тс, 1291, 135Cs и малых актиноидов в различных типах устройств термоядерных реакторах, ускорителях, тепловых и быстрых энергетических и специализированных реакторах Отмечается, что общий уровень научно-технической готовности к трансмутации BAO выше в тех концепциях, где приоритетной задачей является уничтожение МА При этом трансмутация ПД может стать эффективной только после создания устройств с плотностью потоков тепловых и резонансных нейтронов, близких к уровню 1015 см~2*с~'

Констатируется факт, что для достижения целей трансмутации необходимы достаточно глубокие выгорания мишени. В рамках программы по созданию ядерного топлива с инертной матрицей эту задачу предполагается решить переходом к гетерогенному распределению актиноидных частиц в топливных композициях, для чего разрабатываются различные методы изготовления таких систем. Отмечено, что для процесса создания трансмутационных мишеней путем циклического пропитывания пористых материалов растворами BAO с последующим отжигом отсутствует математический аппарат, позволяющий прогнозировать динамику накопления отходов в матрице

Глава 2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВЗАИМОЗАВИСИМОСТИ ГЛАВНЫХ РАДИОХИМИЧЕСКИХ И ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ 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.

Основным ядерно-физическим параметром трансмутации является выгорание стартового нуклида, радиохимическим - его потери в окружающей среде в процессе переработки мишеней Наиболее удобен для определения результатов трансмутации и ее планирования физический критерий общих безвозвратных потерь радионуклида в биосфере вследствие рециклирования облученной мишени, зависящий от его выгорания за кампанию д, элементарных потерь -п>о при извлечении радионуклида из отработавшего топлива и потерь ч> во время разовой переработки мишени В определении этого соотношения у различных авторов существуют разногласия [ссылки в диссертации 35, 53, 75, 89, 94], поэтому была выведена формула полных нукладных потерь при бесконечном количестве циклов регенерации мишени (и-*») (смысл слагаемых очевиден)

й^х = ш + ^(1 - •и'оХ! - <?) + м>(1 - м>о)(1 - >с)(1 - д)2 + + Ц1-™О)(1--И02(1-4)3+ + м>(1-м?о)(1-м?)п(1-д)п*1 =

= мЦ - *то)(1 - д)У (1 - к0"(1 - д)п = ш + ~ ~ д)-,

или в более удобной форме записи

Г2=1--(1)

При исследовании сжигания МА полагают -по = так как ОЯТ и облученные

актиноидные мишени схожи по химическому составу. Тогда

--- (2)

1-(1-и0(1-?)

На рис 1 приведены кривые потерь МА из различных публикаций и рассчитанные по формуле (2) Здесь не отражены результаты расчетов по формуле из [94] вследствие ее близости к выведенной (2), а также по формуле из [75] в связи с малыми отличиями от выражения из работы [53]

Рис 1 Зависимость общих потерь актиноидов от их выгорания за кампанию облучения из публикаций [89] {—}, [35] {•}, [53] {■} и рассчитанные по формуле (2) {+} при элементарных потерях за цикл радиохимической переработки мишени 1-0 1%, 2-0 2%, 3 - 0 4 %, 4 -1 %, 5 - 2 %, б-4 %

Хотя в отдельных случаях рассматриваемые наборы данных, найденные различными способами, довольно близки, их полного совпадения не наблюдается, что подтверждает необходимость прове-

1 10 100 денного математического обоснования

Выгорание за цикл а, %

расчетов общих нуклидных потерь Формулы потерь (1) и (2) используются для расчета минимального выгорания дтт радионуклида за кампанию при заданных параметрах К:, и м>, что дает возможность планировать в том числе и создание трансмутационных устройств с необходимыми характеристиками

С[тт —

1 +

(3) и дшп = (4)

м> -1

Согласно отраслевой программе Минатома России радиохимическая технология замкнутого ЯТЦ с трансмутацией отходов должна обеспечить выделение в отдельные фракции 95 - 99 % Сб и не менее 95 % Тс и I В этом случае м>0 «ю < 1 - 5 % для Сэ и и>о » И> < 5 % для Тс и I Реальной целью технологий извлечения 99Тс из ОЯТ можно считать сокращение его элементарных потерь до ^ = о 5 - 1 %, а при регенерации мишеней - до у» - 0 3 - 0 5 %, для 1291 -до -н>0~ 2% и ю ~ 1 - 2% <ы0 соответственно Максимальные допустимые безвозвратные потери 99Тс, 1291 и шСэ оцениваются на уровне Wъ = 5 - 10 %, минимальные - как Шъ = 1 - 2 % Заметный разрыв в развитии родственных технологий вряд ли возможен, поэтому уи0 п должны быть близки Вводя параметр 1] = ситуацию можно описать как 1< г} < 2 Аналогично, И7! не

может быть намного выше уи, так как достижения по снижению потерь при переработке ОЯГ приводят к ужесточению природоохранных норм Однако, эти величины не могут быть и слишком близки, иначе потребовалось бы выполнение заведомо бессмысленного условия уу « м>0 {г)» 1) или очень высокие выгорания Границы значений параметра щ а И'ё/и'о можно оценить неравенством 2< щ< 3 В новой терминологии вид уравнения (3) таков

^тш —

1+7(770-1)

(5)

1-Же

Удобство данной записи состоит в том, что из-за соотношения ИЬ « 1 при одинаковых значениях матрицы-строки [гЦ = (щ , ф величина дтт для разных Шъ изменяется незначительно Минимальные выгорания для указанных значений элементов [77] даны в табл 1, где отмечены точки, в которых м> =1¥?.1{щг]) <03%, что в ближайшем для Тс, I и Сб явно нереально Таким образом, для существующей сегодня ситуации минимальное выгорание рассматриваемых нуклидов за цикл облучения должно составлять дтт ~ 30 %

Таблица 1

Минимальное выгорание продуктов деления за кампанию в зависимости от их допустимых безвозвратных потерь.

п , %

ЙГБ = 1 % Шг=2% 1¥х = 5 % Жх = 10%

% = 2 770 = 3 77о = 2 %=з % = 2 ?7о = 3 ?7о = 2 77о = 3

1 2 49 7 33 1* 33 1 19 8* 49 5 32 9 32 9 19 7 48 7 32 2 32 2 192 47 4 31 0 31 0 18 4

* Потери при рециклировании мишени н> < 0.3 %

2.2. Трансмутационный цикл и радиохимические мощности.

Понятие трансмутационного цикла базируется на многократных перезагрузках ранее облученного материала Если одной загрузке ставить в соответствие один цикл облучения, то в этом случае для полного сжигания начального количества стартового нуклида потребуется бесконечное количество облучений Недостаточно полное определение цикла также не позволяет напрямую оценить необходимые перерабатывающие мощности радиохимических производств для различных сценариев развития ядерной энергетики

Проблема решается, если относительной доле стартового материала, невыгоревшего ранее за предшествующие (г - 1) циклов облучения и присутствующего в данной г-той загрузке, поставить в соответствие равную часть этого конкретного г-того цикла облучения Тогда численное выражение затраченного на сжигание указанной части загрузки количества циклов = может принимать дробные значения. Суммарное ко-

личество циклов для сжигания стартовой загрузки с учетом м/«\ составляет1

00

= 2>0)=(1 - (1 - <?)(! - *оГ!*<г' (6)

1=\

Следовательно, реализация ядерного сжигания долгоживущих ПД связана с увеличением дозовой нагрузки на персонал и оборудование перерабатывающих данный вид отходов радиохимических производств в N1, » д'1 раз При годовом производстве в ядерной энергетике направляемого на трансмутацию нуклида Р для рециклирования мишеней необходимы мощности

Р = (1-умо)Рт ъРд'1 (7)

На самом деле величина Р должна быть несколько выше, так как следует утилизировать и уже накопленные в ОЯТ нуклиды. Предположим, что мощность ядерной энергетики равномерно возрастает в течение п лет Увеличивается и наработка Р определенного нуклида от начального значения Рч до конечной величины Рп При этом в облученном топливе уже содержится (2 ранее наработанных тонн этого нуклида Тогда необходимые перерабатывающие мощности для выхода процесса накопления-уничтожения нуклида на равновесный режим для случаев непрерывного роста энергетики и введения новых энергоблоков раз в год есть соответственно

2 ) \п 2 2 п )

2.3. Поведение побочных стартовых нуклидов при рециклировании мишеней.

Предназначенному для сжигания целевому нуклиду сопутствуют его изотопы, а при их облучении образуются дочерние ядра Поэтому неизбежно попадание продуктов трансмутации в новую мишень при переработке

предыдущей Таким образом, следует ожидать постепенного изменения нуклидного состава мишеней, что должно учитываться при планировании кампаний их облучения и создании технологий переработки, а также при оценке радиационной обстановки на соответствующих производствах

В результате облучения к содержащимся в начальной загрузке щ нуклидам, относительные концентрации которых составляют с'0, прибавится п2 продуктов трансмутации, т е при дальнейшем рециклировании мишень будет содержать п = щ + «2 нуклидов. Введем обозначения s' — относительная часть содержания z-того нуклида в облученной мишени, попадающая после ее переработки в новую, У,, - выход г-того дочернего нуклида в момент остановки облучения у-того материнского. В отсутствие циклических переходов Y}t = О при ] > г и У„ =1-д!, где q, - выгорание г-того нуклида за одну кампанию Если г-тый нуклид не выгорает, то q, - О, Y,, = 1, YJt = 0 для всех j Ф г

В общем виде концентрация г-того нуклида в {к + 1)-ой загрузке (к > 1) изменяется в соответствие с рекуррентными формулами

в1 . г . _ N

4 = 40=1, -,«1);14 = 14 = i,4+i = ^ 2>?и» +4 1 -

;=1 г=1 m=l ^ т~\j-1

(9)

/

Величина К, - [гг]-1 представляет собой коэффициент очистки целевого нуклида от г-того продукта трансмутации в процессе регенерации мишени

Кроме отдельных случаев, для простоты считается, что все продукты трансмутации, не относящиеся к химическому элементу основного стартового нуклида, удаляются при рециклировании, и для них е' = 0, а убыль изотопов целевого нуклида мала - для них е' = 1. Тогда соотношения (10) можно записать, исключая в отсутствие циклических переходов нулевые слагаемые (7^, =0 при] > г) и выделяя члены, включающие выгорания (К, = 1 - д,), так

т~ 1 п ( j-I

¡=1 i=l ¡=1 ;=1 V J=i /

4=4>14 = 14 = =4(1-^)+1>4 <1 4 <7,-1^4

Равновесное значение концентрации т-того изотопа в мишени получается, если при оо в соотношении (10') положить с"+1 = с™, что даст

г

\

;=1

1

У

где с^ - равновесная концентрация г-того изотопа Если концентрации нуклидов имеют стационарные или квазистационарные значения, это может учитываться в технологиях радиохимического рециклирования мишеней

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

Одним из критериев для выбора оптимального выгорания радионуклидов при их трансмутации является соотношение затрат нейтронов на различные ядерные реакции в мишени Отличие трансмутационных задач, имеющих целью уничтожение нуклидов, от задач радионуклидного производства, связанного с наработкой полезных изотопов, обуславливает и разницу в подходе к оценке категорий нейтронных затрат При производстве нуклидов к паразитным затратам относят захват нейтронов в цепи побочных стартовых нуклидов, не приводящей к наработке целевого, все остальные затраты нейтронов считаютя неизбежными, включая затраты на реакции выгорания целевого нуклида. Понятие «полезные затраты» в радионуклидном производстве не применяется, однако оно необходимо для оценки эффективности трансмутации, где лишь поглощение нейтронов уничтожаемым ядром должно быть отнесено к полезным реакциям Все остальные реакции при трансмутации являются паразитными, в том числе и те, которые в радионуклидном производстве были бы отнесены к неизбежным

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

Первоочередной задачей трансмутации ВАО является уничтожение малых актиноидов, поэтому перспективы сжигания продуктов деления станут ближе, если нейтронно-физические условия их трансмутации будут близки к необходимым для разрушения МА Основные среди ПД кандидаты на трансмутацию 99Тс, 1291 и шСв выгорают только при облучении тепловыми и

резонансными нейтронами Таким образом, возникает вопрос о возможности достаточно эффективного уничтожения актиноидов именно в тепловом нейтронном спектре, пригодном и для трансмутации долгоживущих ПД

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

Для достижения целей трансмутации необходимы выгорания МА, в основном 237Мр и 241 Ат, выше 50% при наборе мишенью флюенса нейтронов до 1023 см-2, что близко к пределу радиационной стойкости реакторных материалов При плотности потока тепловых нейтронов свыше ~1015 см""2*с'1 возрастает роль выжигания короткоживущих актиноидов, в результате чего эффективность трансмутации увеличивается быстрее роста самой плотности потока Наиболее ярко этот важный для трансмутации эффект непропорционального ускорения сжигания МА наблюдается на примере 238Ыр, образующегося из 237Ыр по реакции (п,у) Изотоп 238Ыр имеет в тепловом нейтронном спектре высокие сечение ег^ и резонансный интеграл I^ деления (2088 и 883 б), поэтому вероятность его сжигания становится больше вероятности ^распада (рис 2) Согласно рис 2 трансмутацию 237Ыр можно проводить достаточно эффективно при плотности потока тепловых нейтронов свыше 2* 1015 см~2*с~', 241 Ат - свыше 5*1015 см~2*с-!, когда вероятность деления дочерних коротко-живущих 238Ыр и 242®Ат соответственно начинает превышать вероятность их радиоактивного распада. Для дочерних членов цепей сжигаемых актиноидов 243Ри, 244гАт и 244тАт рост плотности потока нейтронов также несколько приближает вероятность их деления к величинам, сравнимым с интенсивностью радиоактивного распада (так, при плотности потока ~ 5*1015 см-2*с-1 около 30 % ядер2448Ат успевают разделиться до своего распада)

Таким образом, начиная с плотности потока тепловых нейтронов ~ 1015 см~2*с-1 и с дальнейшим ее ростом интенсивность делений в актиноидной мишени увеличивается заметно быстрее повышения самой этой плотности, т е наблюдается ускорение роста эффективности трансмутации

Эффективность трансмутации в первую очередь определяется затратами нейтронов на достижение заданного выгорания МА Поэтому ее повышение, связанное с непропорциональным ростом количества делений трансурановых элементов (ТУЭ) в мишени при увеличении плотности потока тепловых нейтронов, можно продемонстрировать зависимостью суммарного выгорания всех актиноидов от указанной плотности при фиксированном нейтронном флюенсе для 237Ыр (рис 3) При плотности потока менее 5*1013 см-2*сч выгорание ТУЭ практически от нее не зависит, и представленные на рис. 3 графики представляют собой почти параллельные оси абсцисс прямые Особенно ярко эффект ускорения сжигания В7Ыр проявляется при наборе относительно небольшого флюенса 5*1021 см-2, весьма далекого от пределов радиационной стойкости топливных материалов - при увеличении плотности потока с 5*10!3 см_2*с-1 до 1016 см~2*сч и наборе одинакового вышеуказанного флюенса выгорание актиноидов возрастает с величины ~ 30 % до значения ~55 %,

Рис 2 Относительная вероятность реакций деления (7), радиационного захвата нейтронов (2) и радиоактивного распада (5) для ядер 238Ыр (—) и 242®Ат (- -) в зависимости от плотности потока тепловых нейтронов в спектре с жесткостью 0 1

Рис 3 Зависимость суммарного выгорания ТУЭ в трансмутационной мишени 23^р от плотности потока тепловых нейтронов в спектре жесткостью 01 при наборе нейтронного флюенса, 10мсм"2 7-0 5, 2 —0 7, 3-1,4-1 5

т е примерно в 1 7 раза Согласно рис 3 в тепловом нейтронном потоке величиной немного более 1015 см-2* с-1 сверхвысокого выгорания мишени 237Мр до 90 % можно достичь уже при флюенсе 1 5*1022 см"2, что заметно меньше обычных пределов радиационной стойкости реакторных материалов

Достижение глубоких выгораний малых актиноидов осложняется необходимостью сохранения эксплутационных характеристик мишеней в условиях интенсивного газообразования и значительных радиационных повреждений от самооблучения тяжелыми заряженными частицами, в основном осколками деления Решению этой задачи может способствовать создание мишеней такой структуры, которая снизит степень негативного влияния указанных факторов на их физико-химические свойства

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

3.2.1 Гетерогенность систем, содержащих излучатели короткопро-бежных частиц, как средство снижения дозовой нагрузки на матрицу.

Каждый а-распад или деление МА приводит к повреждению гомогенных трансмутационных мишеней (т е композиций с равномерным распределением актиноидных атомов по объему материала) осколками деления или/и ядрами отдачи и гелия Это является принципиальным ограничением радиационной стабильности мишеней при увеличении концентрации актиноидов в них и выгорания МА Переход к включению актиноидной фракции в виде отдельной фазы, т. е к гетерогенной системе, приводит к поглощению части короткопробежного излучения в объеме самих частиц отходов МА и снижению дозовой нагрузки на матрицу-носитель Вдобавок, гетерогенные системы обладают высокой химической независимостью от характеристик атомов дочерних элементов, возникающих вследствие распада или деления актиноидов

Существуют косвенные доказательства снижения дозовой нагрузки на скелет матрицы в гетерогенных системах с актиноидными включениями, одним из примеров которых могут служить микротопливные элементы (МТ) высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР)

На рис. 4 представлена полученная методом трековых детекторов радиография шлифа МТ. Видно, что плотность треков осколков деления уменьшается в направлении от загрязненных делящимся материалом границ защитных покрытий в их глубину. При достаточной толщине слоев внутренняя их область остается свободной от повреждений. В самом материале защитных слоев сечения областей повреждений по размерам должны быть заметно уже, чем это отражено на радиографии шлифа микро-твэла, поскольку в материале трековых детекторов лавсане пробег продуктов деления примерно в 2 — 3 раза выше, чем в плотных покрытиях МТ.

Таким образом, принципиальное сходство микротвэлов ВТГР с возможными формами мишеней по свойству гетерогенности позволяет предположить. что картина объемного распределения повреждений от бомбардировки тяжелыми заряженными частицами в этих системах должна быть схожа, поэтому рис. 4 может служить иллюстрацией повышения радиационной устойчивости трансмутационио-иммобилизационных композиций при переходе от гомогенного к гетерогенному включению актиноидов в матрицу-носитель.

возможны различные принципы синтеза гетерогенных композиций в зависимости от их дальнейшего назначения. В частности, МА могут вводиться в состав пористых ядер но-инертных материалов из растворов путем циклического пропитывания. Применение пористых мишеней должно снизить влияние разбухания отходов ТУЭ при образовании ПД, в особенности газообразных, на экпдутационные свойства этих композиций при достижении высоких

выгораний актиноидов.

Рис. 4. Радиография шлифа МТ ВТГР, полученная е результате реакторного облучения н гетенке I мин ) I отоком тепловых нейтронов плотностью 1011 см-3*^1 с применением метода трековых детекторов.

3.2.2. Закономерности изменения массы пористой мишени при пропитывании растворами актиноидов.

Одним из способов производства гетерогенных пористых мишеней является неоднократное повторение цикла, пропитывание растворами МА (и/или материалов защитных покрытий), сушка и высокотемпературный отжиг. В этом случае возникает задача определения числа циклов пропитки-отжига, необходимых для достижения требуемой массы иммобилизованных пористой матрицей радиоактивных отходов или иных материалов

Экспериментальная функция динамики накопления осадка в пористом материале зависит только от измеряемых величин - начальной массы матрицы то и массы иммобилизатора после г-той пропитки т,

' то

Для прогнозирования роста массы пористых иммобилизующих материалов в процессе многократного пропитывания растворами радиоактивных отходов была выведена формула

1-/?,)(1-*'), (ПО

то

где р - плотность осадка с химической формулой ЯпОь V- объем матрицы, р - ее начальная открытая пористость, р\ - относительная величина неустранимого остаточного содержания газа в порах (обычно 15 - 40 %,

те /* =015-0.40), е = | 1-| 1 +

п Ar) Nap

Ar и Ао - атомные массы

целевого элемента и остатка соответственно, No - концентрация раствора по элементу R, Na - число Авогадро.

Параметр /5i определяется после первого пропитывания

¡3\ + у1,

Vp ArNo V п Ar J где Ami - массы внесенного осадка за первый цикл пропитки-отжига

С целью экспериментальной проверки возможности создания мишеней для трансмутации или иммобилизационных систем для долговременного хранения малых актиноидов путем циклического пропитывания их

растворами использовался пеиокорунд - пористый А1203 Плотность указанного материала составляла 1 1 г/см3, полная пористость была равной 71 ± 3 %, открытая - 48 ± 2 %. Образцы пенокорунда имели форму куба с размерами ребра 10 мм, характерными для таблеток ядерного топлива Пропитывание осуществлялось нитратными растворами различных редкоземельных элементов, в частности N£1(111), БтЩГ), Еи(Ш), и главного представителя малых актиноидов - нептуния ЫрОО После каждой пропитки пористые образцы высушивались Окончательная фиксация осадка в них производилась путем прокаливания в течение 1 5 часа Температура отжига образцов, содержащих нептуний, составляла 700 °С, всех остальных - 800 °С

Предварительное определение коэффициента р\ было осуществлено путем однократного пропитывания-отжига партии из 10 образцов пенокорунда азотнокислым раствором, содержащим 1 моль/л N(1(111)

~Р\±Ьф]" = 0 15 + 001 Достаточно высокая степень согласия между экспериментальными и полученными модельными кривыми накопления осадка в пенокорунде на примере его циклического пропитывания азотнокислыми растворами Ш и ^ видна на рис. 5 Это свидетельствует об адекватности описания данного реального физического процесса в рамках предложенной расчетной методики.

Таким образом, сегодня существуют реальные возможности создания условий для эффективной трансмутации МА в тепловом нейтронном спектре, пригодном и для уничтожения долгоживущих ПД 99Тс, 1291, 135Сз

1 4 1.2 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0,

Р,, отн. ед.

10 15 20 Номер пропитки, /

Рис 5 Относительная включенная масса осадка ЫсЬОз (/) и ЫрОг (2) в пенокорундовых кубах с размером ребра 10 мм в зависимости от количества их пропиток азотнокислыми растворами с концентрациями соответственно 1 моль/л N(1 (1) и 0 4 моль/л Ир (2) ® - экспериментальные точки, — - расчет по модельной формуле (11')

Глава 4. РАЗРАБОТКА ОСНОВ ТЕХНОЛОГИИ ПОЛУЧЕНИЯ СТАБИЛЬНОГО РУТЕНИЯ ТРАНСМУТАЦИЕЙ 99Тс.

4.1. Динамика и продукты трансмутации "Тс.

Изотоп 99Тс (Туг = 2 14*105 лет) обладает значительным выходом 5.77 -6 25% при делении ядерного топлива тепловыми и быстрыми нейтронами и накапливается в мировой атомной энергетике со скоростью около 8 т/год

Ядро 99Тс имеет высокие сечение захвата тепловых нейтронов аТс= 20 б и

резонансный интеграл 1Тс— 340 б, что позволяет проводить его трансмутацию в тепловом и промежуточном нейтронном спектре по схеме

(п,у) /Г, 15 8 с (п, у) (п(п,г) ^",393 сут "Тс 100Тс-> 100Нп (стаб) "»Ки (стаб) 102Ки (стаб ) -> 10311и-►

короткоживущие и стабильные изотопы родия Ш1 и палладия Рс1

После выделения невыгоревшего "Тс из облученной мишени и некоторой выдержки полученный продукт будет представлять собой стабильный рутений с примесями й и Р<1 Рутений используется в электронной и электротехнической промышленности, его продажа на мировом рынке по цене ~ $10 - 30 за грамм равна ~ 8 т/год и близка к скорости накопления "Тс в ОЯТ Земные запасы рутения составляют всего 3-5 тыс. т, что определяет важность разработки методов его извлечения из продуктов трансмутации "Тс

4.2. Оптимизация выгорания 99Тс на основе оценки нейтронных затрат на его уничтожение.

Эффективность ядерного сжигания отходов определяется скоростью потребления нейтронов мишенью, которая снижается за счет уменьшения концентрации стартового нуклида и захвата нейтронов продуктами трансмутации Лимитирующим фактором выгорания являются допустимые затраты нейтронов на одно уничтоженное ядро Оптимизация выгорания мишени основывается на оценке соотношения между неизбежными реакциями

1 АЛ_| по 99т>

захвата нейтронов ядрами Ли и полезной реакцией захвата ядром Тс

4.2.1. Критерии выбора выгорания "Тс.

Выбор критерия для оптимизации выгорания 99Тс зависит от организации кампании, а также роли потребления нейтронов стартовыми нуклидами и членами их цепочек в общем нейтронном балансе устройства-выжигателя. 1. Вследствие различного энергетического положения резонансов ней-

Ой

тронного поглощения Тс и его продуктов трансмутации захват ядрами рутения нейтронов эпитепловой части спектра мало влияет на скорость выжигания стартового нуклида, и эффективность трансмутации снижается лишь за счет неизбежных потерь тепловых нейтронов С другой стороны, для тепловых реакторов именно эти нейтроны представляют наибольшую ценность Оценка относительной доли неизбежных потерь тепловых нейтронов следующая

8, -,

аТсСтс

где сг,Як - сечение захвата тепловых нейтронов ядрами Ии г-того вида, с? и Сгс - концентрации ядер Ыи г-того вида и ядер 99Тс соответственно

2 В связи с более высокой величиной резонансного интеграла 1Тс

по сравнению с егГс даже при небольшой жесткости спектра 0 1 скорость 00 м сжигания Тс определяется поглощением эпитепловых нейтронов, поэтому

оценка влияния вредных реакций на эффективность трансмутации должна

включать потребление нейтронов ядром 99Тс в резонансной области К тому

же, захват эпитепловых нейтронов ядрами рутения является паразитным, так

как способствует переходу по цепочке к радиоактивному 103Ки Учет влияния

резонансного поглощения нейтронов продуктами трансмутации дает

3 =-!-,

(аТс +Г1Тс)Стс

где /^"-резонансный интеграл захвата нейтронов ядром Ыи г-того вида

99

4.2.2. Выбор величины выгорания Тс.

При выгораниях точечной мишени до 90% влияние жесткости спектра на соотношение между вредными и полезными реакциями незначительно и увеличивается в ряду критериев 3, (рис 6), что означает близость

относительных потерь нейтронов в различных точках объемной мишени Точки перегиба графиков (нули кривизны) функции ^8, (д) или, что то же самое, построенных в полулогарифмическом масштабе графиков ¿>} (д) для жесткости спектра у = 0 05 - 0 5 находятся в интервале выгораний 50 1 - 50 3 %, точки перегиба \%8и (д) лежат в диапазоне д = 48 9 - 49 8 %.

При дальнейшем облучении рост функций & и Зи становится несколько быстрее экспоненциального, что может служить основанием для остановки трансмутации в районе выгораний "Тс около 50% В пользу такого планирования кампании облучения свидетельствует и то, что полезное потребление нейтронов мишенью уменьшается в 2 раза после достижения выгорания д99 ~50%

Область высоких выгораний представляет интерес для кампаний с до" 99т

загрузкой Тс, когда части составной мишени или жидкои в виде раствора или расплава солей по мере их выгорания перемещаются в районы с более высоким потоком Тогда нейтроны, не поглощенные в сильно выгоревшей части мишени, будут использованы в частях с низким выгоранием В мишени с выгоранием 50% доля вредных реакций не велика, а ускорение роста функций 8и/ (д) незначительно, т е при дозагрузке реактора стартовым нуклидом продолжение

4//%)» огн. ед. облучения обоснованно Кривизна

графиков 81 (д) и 8П (д) достигает максимума при выгораниях свыше 90 %, что означает резкое увеличение скорости роста числа вредных реакций В качестве ориентира для выгрузки выгоревшей части твердой мишени или 20 40 60 80 100 достижения выхода из реактора

фронтом жидкой можно принять величину д99 » 95 %

Рис 6 Доля вредных реакций захвата нейтронов в мишени 99Тс в спектре жесткостью 0 05 (—) и 0 5 (•), рассчитанная для критериев % (7) и 5ц (2), в зависимости от выгорания

4.3. Поведение побочного изотопа 98Тс при рециклировании мишеней и возможности его вывода из трансмутационного цикла однократным облучением.

В технеции из ОЯТ атомных электростанций с реакторами на тепловых нейтронах содержится 99 - 99.5 % 99Тс и 0 5 - 1 % более долгоживущего изотопа 98Тс (Т\а = 4 2*106 лет) В быстрых реакторах накопление 98Тс по реакции "Тс(я,2и)98Тс достигает 3 — 5 %, а повышение выгорания их топлива в будущем приведет к еще большей наработке 98Тс Изотоп 98Тс в тепловом спектре не выгорает, и с увеличением номера цикла облучения снижается ядерная плотность 99Тс в мишени и падает эффективность его трансмутации. Пренебрегая потерями технеция при регенерации мишеней, для оценки накопления 98Тс в них используем формулу (9') Поскольку выгорание д98 = О, концентрации изотопов в технециевой мишени изменяются по закону

с?8 =с098,с98 +с099 = с98 +с,99 =1,с» =С?8(1-С0>9) + С98^ (12)

Характер поведения функции с98 удобнее исследовать, выражая ее через начальное значение концентрации с^ изотопа 98Тс Методом математической индукции доказано, что данная функция при к> 2 может быть записана так

сТ = Со98 +(1-с098Ш-1)!+1С,*(с?д»У , С,4 =ЦП(*-*) <12')

Рассмотрим с98 для кампаний облучения 99Тс с одним из рекомендованных значений выгорания 50 % и с минимально допустимым выгоранием 30 % (формула (5), табл 1) Интерес представляют граничные начальные концентрации 98Тс. 1% для технеция из тепловых реакторов и 7% - как оценка для технеция из ОЯТ с повышенным выгоранием из быстрых реакторов (рис 7)

С ростом содержания 98Тс в мишенях реально сжигаемая в ¿-том цикле масса "Тс при постоянном выгорании д99 уменьшается в вк - (1 - с,98 ) /(1 - с98 ) раз, что уже при с98 =20% для с98=1% и с,98= 7% дает соответственно вк = 1 24 и вк =1 16, т е снижение эффективности трансмутации в среднем на 20 % с вытекающей необходимостью создания дополнительных мощностей по радиохими-

ческой переработке мишеней, часть из которых будет задействована на рециклирование вредной примеси. При малых 1 % накопление 98Тс идет медленно, и для кампаний длительностью 3-5 лет проблема выведения этого изотопа из трансмутационного цикла не возникнет в течение нескольких сотен лет. При Сд8 ~ 5 - 7 % концентрация 98Тс в мишени достигнет 20 % после 5-10 циклов облучения через 15 - 50 лет. Удалить 98Тс можно изотопным разделением технеция или облучением обогащенной по 98Тс части мишени после ¿-того цикла трансмутации, в котором его концентрация достигла

по до

предельно допустимого значения с|;° = ск , до некоторого выгорания 99Тс д99, позволяющего захоронить невыгоревший технеций Тогда данная часть 99Тс должна быть отнесена к безвозвратным потерям, и с учетом прекращения рециклирования начальной загрузки формула (1) запишется так

Жъ = м>о +(1--и>о)

с1\ отн. ед.

1-ц, /И ^УС

. А = (1 - ^99 XI - "И'о ) ^^

0 5 10 15 20 25 30

Здесь (1 — -и^о—^ есть потери при за-

хоронении невыгоревшего технеция. Подобно извлечению технеция из ОЯГ удаление 98Тс облучением является однократной операцией, поэтому потери 99Тс в этих процессах должны

быть близки (1-ж>)| —I (1 -дп9) = мй,

и правомерна оценка, найденная из решения последнего уравнения:

Рис 7 Изменение концен-

ов

грации Тс при его начальном

98

содержании в мишени с0 =1%

(7 и Г) и с98 =7% (2 и 2') для кампаний с выгораниями по "Тс ^99 =30% (7, 2) и ?99 =50% (!', 2') в зависимости от цикла облучения

1

099=1-

Значения д99 снижаются с увеличением номера цикла (рис. 8), после которого проводится дожигание остатков основного стартового изотопа "Тс и удаление побочного 98Тс

Рис 8 Необходимое для удаления 98Тс £20% мишени) однократное выгорание "Тс после рециклирования мишеней в кампаниях с выгораниями 30 % (•) и 50 % (—) в зависимости от ограничения его общих потерь для матрицы-строки элементарных потерь [г;], = (щ , ф 1 - М, = (2,1), 2 - [т?]2 =(2,2), 5-[7]з=(3,1),<М7]4=(3,2)

При ограничении допустимого содержания 98Тс в мишени некой

«98 к

величинои с1пп параметр практически не зависит от установленного для кампании выгорания д99 и начальной концентрации 98Тс с,98 Технические трудности по удалению 98Тс возникают лишь начиная с условия 5 2%, а ограничение 2 10% столь мягкое, что при большинстве значений матрицы-строки потерь [77] = (щ, т]) выполняется без дожигания 99Тс при захоронении мишени без переработки

"¿ 3 4 5 6 7 РГх, %

4.4. Требования к параметрам технологии очистки искусственного рутения.

Использование ядерного рутения возможно лишь в случае очистки от радиоактивных примесей - невыгоревшего 99Тс, а также 98Тс и ПД актиноидов (Ап), которыми был загрязнен стартовый технеций, выделенный из ОЯТ

В соответствие с нормами радиационной безопасности любой металл может применяться без ограничений при остаточной удельной активности по ^-нуклидам менее Л'1П.=3.7 Бк/г, в атомной промышленности - при активности от 3 7 до Л2га=18 5 Бк/г Применение металла в ядерной области иногда возможно, когда его поверхностная ^-активность не превышает санитарных норм для поверхности рабочих помещений и оборудования в атомной промышленности (2000 Дчастиц/(см2*мин)). В рассматриваемом случае эти

по

величины соответствуют значениям остаточной концентрации Тс в рутении Сх = 5.88*10"9, Сг = 2 94*10~8, С3 = 10~5 кг 99Тс/кг Ыи

Каждый грамм технеция, полученного из ОЯТ на ФГУП «ПО «Маяк» до 90-х годов XX века содержал до 5* Ю-8 г актиноидов, поэтому через год после облучения радиоактивность ПД в мишени составила бы (3 - 4)*105 Бк/г, через 10 лет — в 7 раз меньше При переработке можно достичь высокой степени удаления ПД, кроме 106Ки (Тш = 371 6 сут), активность которого в мишени спустя год после трансмутации "Тс будет равна (3 - 4)*104 Бк/г, а спустя 10 лет - уменьшится до 60 - 80 Бк/г Общая принципиально неустранимая активность в 2 раза больше, так как 10бКи переходит в стабильный 10бРс1 через короткоживущий 106Шг (Тщ = 29 8 с) В самом рутении после его извлечения из мишени активность пары 10бКи+106И1 будет в раз выше Для получения искусственного рутения с целью неограниченного использования через год после облучения следует предварительно очистить "Тс до уровня содержания актиноидов ~ 2*10~пд9д г/г 99Тс, спустя 10 лет - до величины ~2*10~9д99 г/г даТс Требуемая степень чистоты технеция ~ 10~9 г Ал /г 99Тс была достигнута на ФГУП «ПО «Маяк» при участии ИФХ РАН

В результате выделения Ли из мишени концентрация "Тс в нем составит

сТс = («»- 1Ж (13)

где К = У' - полный фактор очистки, к, - коэффициент разделения эле-

I

ментов для г-того способа очистки, равный отношению весового содержания 99Тс в Яи до и после процесса,/, - кратность его применения (рис. 9, табл 2) Суммарные потери технеция за один цикл регенерации мишени составят ч> - + -и>,+1 /

¡=1V / Ш=1 ,

где и>, - относительные потери "Тс в г-том цикле очистки Яи (возможно, что к,+] = к„ так как г - номер цикла, а не способа разделения) По порядку величины £,>102 и и>,<Ю~2, и с погрешностью около 10"2 % можно считать, что ю = те суммарные потери за один цикл регенерации мишени определяются потерями первого цикла очистки Яи Следовательно, если первый из применяемых в разделении Ил и 99Тс способов будет основываться на различной летучести соединений этих элементов, необходимо обратить особое внимание на предотвращение высоких потерь чрезвычайно летучего Тс20?

Рис 9 Необходимая величина коэффициента очистки в зависимости от выгорания 99Тс для случаев использования рутения 1 - без ограничений (СО,

2 - в ядерной области (Сг),

3 - по принципу 01раничения поверхностной ^-активности нормами для оборудования в атомной промышленности (Сз)

Таблица 2.

Коэффициенты очистки Ки от 99Тс для разных областей применения рутения при минимальном и рекомендованных выгораниях мишени qg9.

Предельная концентрация "Тс сТс, кг/кг Яи Фактор очистки К

<799 = 30 % <799 = 50 % <799 = 95 %

Сг=5 88*10"9 С2=2 94*10~* Сз=10-5 4 0*108 7 9*107 2 3*105 1 7*108 3 4*107 1 0*105 9 0*106 1 8*106 5 З*103

Возникающие при трансмутации и дальнейшей выдержке мишеней изотопы Ш1 и Рс1 имеют близкие с Тс и Ил химические свойства и могут связывать их в составе тройных сплавов Тс-Ки-Р<1 и Тс-Яи-ЯЬ При высоких выгораниях концентрация примесей МиРй превосходит допустимое остаточное содержание "Тс в Ки, поэтому количество связанного в сплавах 99Тс может превысить приемлемый уровень Платиноиды ИЬ и Рс1 по физико-химическим свойствам ближе к Яи, чем к Тс, и в разделяющихся потоках продуктов трансмутации тройные сплавы будут сопутствовать Яи В зависимости от выгорания, условий облучения, а также степени вхождения Ш1 и Рс1 в состав тройных сплавов необходимые факторы очистки Яи от них могут доходить до 10б

4.5. Оценка накопления долгоживущего 107Рс1 при производстве трансмутационного рутения.

оо_

При длительном облучении и высоких выгораниях Тс станет заметным образование дальнего продукта трансмутации 1071М (Г1/2 = 6 5*106 лет) и его накопление в процессе многократного рециклирования мишени Наработка И1 и Рс2 лимитирована количеством распавшегося за время кампании 10311и (рис 10) Для установленной величины выгорания 99Тс из области

50%<<7э9<95% зависимости выхода 107Р<1 7э->7 от плотности потока нейтронов / при постоянной жесткости спектра у и от у при постоянной / на отрезках 1013 </[см~2*с~'] < 1015 и0 05<^<05 могут быть представлены так:

1^7(<799,/,г) = Г(д99)Г(/)Г(у)« У(д99)/ауь, где а « -1, Ь « -1 6 Поэтому, с уменьшением/и / растет время кампании и выход 107Р<1 Источник наработки 107Р<1 - следовые количества Ей, Шт и Р4 попадающие в свежую мишень 99Тс после рециклирования, что можно учесть формулой (9)

Технеций содержит два изотопа эдТс и 98Тс с концентрациями с^ да 99% и Сд8 = 1 - Сд9 »1%, примесями можно пренебречь, т. е «1 = 2 После распада 103Ки в 103Ш1 новая мишень не будет содержать ядер-изобар, что дает возможность пронумеровать стартовые и дочерние нуклиды в порядке возрастания атомной массы, т е считать п = 10. Таким образом, для двух нуклидов первой загрузки с\ = с98 = с98, с,2 = с99 = сИзотоп 98Тс в тепловом спектре не выгорает и не является материнским для продуктов трансмутации, поэтому выходы Уи «1, Уи = 0 при г Ф 1 Выход 103Ш1 (г = 6) из у-того материнского нуклида

будет суммой выхода его самого и вы-

хода изотопа 103Ки на конец кампании

^03+^103=^103=7,6 При переработке мишени в выделенный Тс попадет относительная часть Ян £Ка (еКи = е' при г = 3 - 5), в И.и — часть Тс 1-ггТс (еТс = е' при г = 1, 2) Целевым продуктом является Яи, поэтому £Ки »1 - еТс Концентрация Тс в выделенном

50 60 70 80 90 из мишени с выгоранием д99 рутении после д,%

очистки последнего с коэффициентом к\ равна сТс = {д9\- \укх При кх = (0 5—1)*103, остаточное содержание технеция в Ли составит 0 1-0 2% для д99 = 50 % и (0 5 - 1)*10~2 % для д99 = 95 %, т е убылью стартового материала можно пренебречь 1-£Тс «0 Родий и палладий близки по химическим свойствам к Ли,

Рис 10 Зависимость выхода дальних продуктов трансмутации 99Тс от его выгорания при облучении потоком тепловых нейтронов плотностью 1014 (—) и 1015 см-2*с-1 (•) с жесткостью спектра 0.3

1 - 2 - 103Р<1, 5 - 104Рс1, 4_1»5р45-106ра,б-107ра

1<Г

«Г

10"

|ю-

а к

о «

10"

•1«

___1

3

4

5

6

7

ГГ.. 1 8

9 . к

Рис 11 Содержание Р<1 в Яи после ¿-того цикла облучения мишени (•) и ее состав в ¿-той загрузке (—) при концентрации платиноидов в Тс г=5% для кампании с 999=80% в потоке тепловых нейтронов плотностью 'с4 при у-

101* см"2*сч при у= 0 3 1 - 98Тс, 2 - '""Яи,

"Ии,

8 -

■ - яи, 5 - 'ШРЛ, 6 - "чм,

-16ра р_107рЙ

значит и коэффициенты их разделения с технецием должны быть близки, т е

(а™ =£6,

при г = 7 - 10) Присутствие в мишени остатков продуктов трансмутации не влияет на эффективность сжигания "Тс Исходя из этого, часть недоизв-леченных из технеция платиноидов

5

что соответствует фактору очистки технеция от рутения = ё~х = 20-100 Данное соотношение технологических параметров К^ «кх = (1-£Тс)~' как раз и отвечает цели получения товарного рутения

В рассматриваемом случае соотношения (9) имеют следующий вид. с{ = с098 = 4, А = с0" = с2; с' +с1 = 1, с{ = 0 (г= 3 - 10),

I

= с\ + с\тк; с2к+1 = с\Уг1 + с\т>., с'ш = 0 = 3-10),

т=2

10 т

где г к =1-с1к- с%¥22 - £^Тас1¥1т Концентрация Рс1 в выделенном после

т= 3 ]=1

¿-того цикла облучения мишени рутении составит

10 т

8 Тк

(14)

т=2 / и=3;=2 8 Гк

Спустя несколько циклов концентрации изотопов благородных металлов в мишени принимают квазистационарные значения, медленно убывающие вследствие роста изотопного отношения 98Тс/"Тс (рис 11) Содержание рутения в ¿-той загрузке £к становится близким к постоянному уже после первого облучения и оценивается как £к ~£ш *£{\-с9*)ц99<£ Концентрации 99Тс,

98Тс и суммы платиноидов в ¿-той выгрузке составят с499 = (1 - е"" - с98 )(1 — <799), с'к ~СТ и +(\-еш соответственно, а изотопное отношение

98

98Тс/"Тс. «98/99 = % «---(15)

с99 (1 — £ — с9 )(1 - #99)

Величина «98/99 для отрезков Цщ = 70 - 95 %, с98= 5 - 20 %, г= 1 - 5 % изменяется в диапазоне 0 18 - 5 24 Концентрации |07Рс1 и других платиноидов в рутении быстро становятся строго постоянными Общее содержание Ш1 и Р<1 в рутении из мишеней с #99 = 70 -95 % для 8 = 1- 5 % будет составлять (0 1 - 2)*10~' % после облучения нейтронным потоком /= 1014 см~2*с~' при у = 0.1 и (0 4 - 9 4)* Ю-2 % при у =03 Пренебрегая массой Ш1 и Рс1 по сравнению с Яи, начальное содержание Тс в Яи перед переработкой мишени

1—99 :

Активность Ru состоит из парциальных активностей 107Pd, 99Тс, 98Тс

1Д

Llim *

„Тс _ ~

cfin -- Г- ; ' v1'-'

и должна быть не выше соответствующих норм Ав.и = А99 + Аэа +Ат< А] Максимально допустимая конечная концентрация "Тс в Ли (с учетом (15))

4'.'ш - Л'ОТ л99 + «98/99 ^98

где Я99, Д98 - постоянные распада изотопов 99Тс и 98Тс соответственно

Для е=5% при д99 < 80 % и для е = 1 % при д99 < 90 % вклад 107Рс1 в ^активность Яи (рис 12) ниже максимально допустимой ( Ат « А1Ьт ) Кроме случая предельных выгораний при е = 5%, наработка 107Р<1 может не учитываться при использовании 11и в ядерной отрасли Для случая рециклирования мишени с учетом выражений (16) и (17) по определению фактора очистки

К

*» - Ст (1 +«98/99 )cf

(18)

тс 4„с ff"* + (^ - о"' с 99 [>9+ «98/99/198 _

Эта формула переходит в (13) для одного облучения при «98/99=0, £= 0 (г'0' =0), /4ш7 = 0 В отсутствие высоких выгораний и накопления 107Pd формулу (18) можно упростить (s— 0) с учетом накопления 98Тс (с98 ^ 0) при рециклировании

Яа9 +«98/99 ^98 ^ ^

Для высокой степени удаления Ыи из Тс (в = 1%, КЦ = 100) даже при д99 > 90 % достаточно повысить К^ на величину ~ 7 — 10 % (рис 13) Если остаток платиноидов в Тс значителен (е = 5 %, К11 = 20), то аналогично проблема 107Р(1 решается при = 80-90 %, однако при дд9 > 90 % требуется увеличение К^" в 2 — 2.5 раза. Впрочем, в этом случае коэффициент очистки станет близким к требуемому для д99 = 70-80 %, т.е будет находиться в рамках параметров технологии переработки мишеней с немного более низкими выгораниями. С другой стороны, для области дд9 > 90% проще несколько сократить содержание платиноидов е в мишени перед облучением по сравне-

нию с необходимостью последующего увеличения фактора очистки Ли К-Таким образом, в схеме очистки Ыи удаления 107Р<1 не требуется

Ли Тс

Л107> КИ/кг Ли

Ст, ат/атКи 2-Ю!

80 85

<7,%

80 85

Рис 12 Зависимость концентрации Сю7 и стационарной величины относительной /¿-активности 107Рс1 Ат

99гг _

в рутении от выгорания Тс за цикл облучения потоком тепловых нейтронов / = 1014 см~2*с~' в спектре жесткостью 0 1 (1) и 0 3 (2) при остаточном содержании примесей платиноидов в технеши е = 1 % С—1 и е = 5 % (—)

Рис 13 Зависимость необходимого фактора очистки Яи от технеция Къ для использования рутения без ограничений от выгорания 99Тс за цикл облучения потоком тепловых нейтронов/= 1014 см~2*с~' в спектре с у=0 1 при остаточном содержании примесей платиноидов в технеции е= 0 % (•),

£= 1 % (—) и £ = 5 % (--) для мишеней

с содержанием 5 % (7) и 20 % (2) 98Тс

4.6. Облучение металлического "Те в высокопоточном реакторе СМ-3.

Для экспериментов по быстрой трансмутации 99Тс был выбран один из наиболее высокопоточных в мире реактор СМ-3 (Димитровград, Россия).

Из фольги металлического технеция толщиной 0 3 ± 0 02 мм были нарезаны диски диаметром 6 0 ± 0.3 мм общей массой около 10 г, тремя партиями помещены в алюминиевые капсулы по 7 в каждую и облучены в геометрии тонкой пластины на двух позициях реактора СМ-3 - в нейтронной ловушке центрального блока трансурановых мишеней (ЦБТМ) и в отражателе, где невозмущенные плотности потока тепловых нейтронов равны 1 8*1015 и 1 1*1015 см-2*с-1, резонансных - 1 65*10и и 3 5*1014 см-2*с""1 соответственно Первая партия находилась в нейтронной ловушке ЦБТМ в течение 72 7 эфф сут в пересчете на тепловую мощность реактора 100 МВт Вторая и третья партии образцов после 79 8 эфф сут облучения в отражателе были переставлены в нейтронную ловушку на 182 9 и 345 эфф сут соответственно Средняя плотность потока после загрузки ампул с погрешностью около 10 % дана в табл 3 С ростом выгорания "Тс плотность потока тепловых нейтронов медленно возросла примерно на 15 %, резонансных - практически не изменилась

Гамма-спектрометрический анализ (блоки детектирования БДЕР-7К и Се(1л)-80А) обнаружил в облученных мишенях через 3 месяца после выгрузки ряд относительно короткоживущих радионуклидов-примесей !85"№, Ш\У, 188Ле, 51Сг, 60Со, 468с, 59Ре, 652п, 54Мп Загрязнение технеция компонентами нержавеющей стали произошло на стадии прокатки фольги, а во время литья и отжига - вольфрамом из состава нагревателя Кроме того, в составе мишени ^■спектрометрией по линиям 497, 557, 611 кэВ был зафиксирован 103Ыи

Таблица 3

Средняя плотность потока тепловых и резонансных нейтронов в образцах 99Тс и алюминиевой оболочке в начале облучения, см"г*с_1.

ЦБТМ Отражатель

тепловые резонансные Тепловые резонансные

Оболочка 1 3*1015 1 4*1014 8 8*1014 5 1*10и

Мишени "Тс 1 14*1015 1 1*1014 6 8*1014 4*10и

Растворение облученных мишеней, представляющих собой сплавы Тс-Ли, производилось при температуре 70 - 80 °С в щелочи КОН в присутствие избытка периодата калия Концентрация рутения в растворах определялась на спектрофотометре СФ-46М по величине поглощения перрутената Ки(У11) при а = 370 нм с молярным коэффициентом поглощения в 1М КОН е= 2200

Полученные экспериментальные значения выгорания 99Тс совпадают в пределах погрешности с расчетными, а экспериментальные эффективные

периоды полусжигания 99Тс = -Г,,-для времени облучения Т1Г

1п(1 -д99)

хотя и несколько отличаются из-за разной истории трансмутации мишеней из трех партий, но существенно ниже, чем в иных аналогичных экспериментах (Ту" »2160 эфф сут на реакторе НЖ в Петтене) (табл 4, рис 14)

Далее Яи был химически отделен от технеция, после чего повторно очищен. Коэффициент двукратной очистки Яи в этих операциях превысил 1012, что примерно на четыре порядка больше необходимого для неограниченного его применения Одновременно удалось избавиться от большей части ^излучающих примесей Остаточная активность изотопа 103Ш1 в рутении из мишеней с различным выгоранием, а также вычисленная для одного и трех лет выдержки после облучения, приведена в табл 5 Из нее следует, что в отсутствие в мишенях продукта деления 10611и рутений из образцов с выгоранием около 20 % мог бы применяться без ограничений менее чем через три года после облучения, с выгораниями 45 и 70 % - примерно через 3 5 года

Таблица 4

Измеренные и расчетные выгорания и соответствующие им эффективные периоды полусжигания 99Тс в реакторе СМ-3.

Номер партии Выгорание, % Время облучения, эфф сут Период полусжигания, эфф сут

измеренное расчетное

1 19±2 20±2 72 7 240

2 45±3 50±5 262 7 305

3 70±5 70+7 424 8 245

-ПЕРЕЗАГРУЗКА МИШЕНЕЙ

-ОТРАЖАТЕЛЬ

Рис 14 Расчетная зависимость выгорания 99Тс от времени облучения (—) на двух позициях реактора СМ-3 (ЦБТМ и бериллиевый отражатель) и полученные его экспериментальные значения (•) для трех партий технециевых мишеней

Измерения активности чистого излучателя 106Ru в выделенном из мишеней с выгоранием "Тс ~ 20 % и предварительно очищенном ру-

100 200 300 400 500 тении проводились путем регист-

Время облучения, сут

рации спектра находящегося с ним

в равновесии дочернего ^излучателя 1C6Rh по линиям с энергиями 5118 кэВ и 621 8 кэВ при помощи полупроводникового детектора ДГДК-150 В с комбинированной защитой от внешнего фонового ^-излучения из Pb, Си и Cd Активность 106Rh в искусственном рутении через 6 лет 9 мес после облучения мишеней оказалась равной 15 ± 2 Бк/r Ru, т е полная активность пары 105Ru + I06Rh составила ~ 30 Бк/г Ru Через 10 лет после трансмутации 99Тс эта величина упадет до 3 2 ± 0.4 Бк/г Ru, активность 103Ru станет пренебрежимо малой, т е полученный искусственный рутений сможет применяться без ограничений Дня рутения, выделенного из мишеней с выгораниями 99Тс 45 % и 70 %, этот срок будет несколько меньше - около 9 и 8 лет соответственно

Активность raRu в искусственном рутении,

Таблица 5 полученном

u до _

из мишенеи Тс с различными выгораниями.

№ Выгорание, % Время выдержки до измерения, эфф сут Активность WiRu, Бк/г Ru

Измеренная Расчетная после выдержки

1 год 3 года

1 19±2 92 1 36*10* 1 1*106 28

2 45±3 239 1 32*10* 1 43*107 36 6

3 70+5 122 1 41 * 109 1 94*107 49 7

В Природный Ru ■ Искусственный Ru

^ 103

* 90

¡ 80

0

5 та

g 60

ф 50

1 40 3 30 g- 20 5 10 " о

И—:___

Рис. 15. Изотопный состав природного рутения и искусственного, полученного трансмутащшй 99Тс.

96

99 100 101 Атомньй вес

102 104

Изотопный состав трансмутационного рутения был определен с помощью энергомасс-анализатора лазерного ЭМАЛ-2 с максимальной относительной погрешностью ~ 2 %. Несмотря на различные степени выгорания мишеней, полученный продукт почти полностью, а именно на 97.5 - 99.7 % состоит из '00Ru, т. е. практически моноизотопен в отличие от состоящего из 1 изотопов природного рутения; содержание других изотопов Ru незначительно: |01Ru - в пределах 0.2 - 1.8 %, l02Ru - в пределах 0.006 - 0.77 % (рис, 15). Трансмутационный рутений значительно слабее рудного активируется нейтронами, поэтому имеет перспективы применения в атомной промышленности.

Глава 5. ОПТИМИЗАЦИЯ РЕЖИМА ТРАНСМУТАЦИИ I.

Ежегодно в мире нарабатывается ~2т долгоживущего 1291 {Тш = 1,57*10' лет) - одного из основных кандидатов на трансмутацию. Йодная мишень, кроме ,2®1, будет содержать 12 - 25% стабильного ,271. Основной продут трансмутации изотопов йода - газ ксенон (рис. 16) имеет рыночную цену $20 за литр. Скорости сжигания т1 и |271 становятся раднымн при жесткости нейтронного спектра у0 ~ 0,2 (рис. 17). Динамика изменения содержания Ш1 в мишени в процессе многократного рециклирования согласно рекуррентным формулам (9') описывается с учетом я = 2, с]0 = с'д29, = с'027 , q] = дт, цг = цпп соотношениями:

с,127 = с'27; с^ - +с}и(9ш-?.10М17<1 ■ (20)

шг

-*129/пТе

33,6 сут|

128TeJ2£LH29Te

ß+, 6,9%Т

25 нин I 69,6 мин! 127|128| 129]Jii2_130| 131| ,132ту

ВТ, 93,1% 25

25 МИН

1,57-187лвт

U83%t ,2 мии| 13вда|

ß-, 17%[ 9,2 мин|

п

И I I »<»/»

12,36 ч 8,01 сут 8Щ

83,d мин

ЭЭ,91%1

128Хо (п'у> ■ 129Хо(п,у)»13ВХс "1'у1'13'|Хс

Те,89 суг 129mXe

11,97 cyrf

££Ll31in

Хе

1,09%

>Г, 14%

2,3 ч|

£ЙЦ132Хе

Рис 16 Схема трансмутации изотопов I и I

Функцию с>27 удобнее выражать при /с > 2 через начальную концентрацию 1271 с^27, (аналогично формуле (12') для 98Тс, коэффициенты С* те же)

ш

1=1

сГ = 427 + с™ (1 - ci27 Ш-1)' С* [(1 - с'27 Г1 (qm у-{сГТ\дту]+

к-2

+ I (-1 y+JCUc™C?;+l -СГ)(1-с1027У(427У(т7У(дп9У

(20')

и=1, i+j<k

По формуле (10) равновесное значение концентрации изотопа ,271 в мишени, фактически достигаемое уже после нескольких циклов облучения (рис 18)-

elf = c27qm /(gm - cl027(gm-gm)) (21)

При сохранении вида знака неравенства между qm и qni концентрация с™ слабо зависит от выгорания 1291. Повышение доли резонансных нейтронов позволяет сократить необходимые для регенерации мишеней радиохимические мощности на 5 - 10 %, однако увеличение жесткости спектра для снижения концентрации 1271 в йодной мишени за счет дш < ограничивается при глубоком выгорании накоплением дочерних шХе и 129Хе, резонансные интегралы которых имеют высокие значения 900 и 250 барн соответственно

Ксеноновое отравление йодной мишени является лимитирующим фактором для достижения высокого выгорания 1291 Выбор выгорания может основываться на соотношении между расходом нейтронов на полезную реакцию 1291(и, ?)1301 и остальные реакции только в тепловой части спектра

10'

•г.

§" «Г4 -1

о

1-6

^ 10" а

С 10°

I

х

|ю-1

3 со

10

г2

10"

10

1

3__

б/

г/ /8 /9 а

5

в^

7/ /8 /9 6

)21 ю22 см"2 10

5 10 15 20 25 30

,23

Рис 18 Зависимость концентрации 1271 в йодных мишенях от цикла облучения при его начальном содержании 15% для кампаний с выгораниями !291 и 1271 соответственно дш=50% и 4,27=70% (1), #129 -50% и #127 =30% (2), #129 =30% и д127=40% (3), 29 =30% и #127 =20% (4)

Рис 17 Динамика трансмутации 1271 (а) и в зависимости от флю-

енса тепловых нейтронов Р в спектре

127

— 129 129 а с

жесткостью 0 2 1

■% 2 - Хе,

5 _ 128Хе, 4 - 129Хе, 5 - 1291, 6 ~ 130Хе,

где о"9, о-7 - сечения захвата тепловых

7 - 131Хе, 5 - '"Хе, 9 - остальные нук-

лиды (133Хе, 133"133Сз и др)

нейтронов ядрами продуктов трансмутации ,291 и 1271 г-ого вида, с129, с127,с>7-концентрации 1291 и 1271 и их дочерних нуклидов /-ого вида соответственно При облучении мишени происходит не только выжигание, но и наработка 1291

197 129т

из I, поэтому реакции захвата нейтронов дочерним I следует считать

129т

условно полезными, равноправными с захватами на ядрах стартового 1,

129 « - 129г

и в приведенном соотношении с является полной концентрацией 1

в мишени, включая 1291, образующийся в цепи 1271, а соответствующее дочер-

нему 1291 слагаемое в числителе отсутствует При учете резонансного погло-

+(сг127 + у1т)с121 щения нейтронов 8п = —-(<т129 +^129)с!29-

где /?, /,7 - резонансные интегралы членов цепей !291 и 1271 соответственно. d(S„-S,) п

Поскольку -> 0, то с ростом у увеличивается и степень разли-

оу

чия между потерями тепловых нейтронов и полными потерями (рис 19) Повышение жесткости спектра у для ускорения сжигания 1291 приводит к значительному росту поглощения резонансных нейтронов продуктами его трансмутации шХе и 129Хе, что может служить основанием для остановки облучения при выгораниях йодной мишени 35-40 %.

Если начальный относительный свободный объем в мишени составляет So, объем соединения йода вида Mel (Me - металл) равен е, то давление ксенона под оболочкой в зависимости от общего выгорания 1291 и 127I q (рис 20)

Р = RT TJVma - (VMa - FMe)] -1, (22)

где R - универсальная газовая постоянная, Т - температура (К), FMeь Уш -мольные объемы Mel и Me соответственно, Т} = /е Для Me s К, Na вследствие низких температур плавления следует использовать мольные объемы жидких металлов В отсутствие разбавителя &, = \ - е, и r/= e~l -I

Рис 19 Доля вредных реакций захвата нейтронов в йодной мишени с начальным изотопным составом 85 % 1291 + 15 % 1271 в спектре жесткостью 0 05 (—) и 0 5 (—) для критериев д[ (1) и дп (2), в зави-

129х

симости от выгорания I

Рис 20 Зависимость давления ксенона под оболочкой мишеней Nal (—) и KI (—) от полного выгорания изотопов йода при 400 °С и параметре Т] 04 (7), 1 33 (2), б(3)

Таким образом, желательно, чтобы мишени 1291 были пористыми для удаления ксенона по петлевому каналу во время трансмутации Это снизит нейтронные затраты, повысит выгорание, а также уменыненит давление газа

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

Скорость наработки 135Сб (Г1/2 = 2 3*106 лет) в мировой ядерной энергетике составляет ~3 т/год. Примерный состав фракции цезия 41 % 133С8 (стаб), 1 5 % шСэ (Ту2 = 2.062 лет), 14 5 % 135Сз, 43 % 137Сз (Тш = 30 17 лет), поэтому трансмутация 135Сб станет возможной только после изотопного разделения

Упрощенная схема трансмутации изотопов цезия, не включающая очень медленные процессы и короткоживущие метастабильные состояния

(п,у) (п,у) (п,у) р~, 13 16 сут (п,у) !33Сз-> 134Сз-> 135с8-> тСз-> 136Ва (стаб )-► 137Ва (стаб )

Критерии выбора выгорания мишени шСз на основе расчета нейтронных затрат по принципу своего построения аналогичны 81 и 8и для 1291 Верхний предел выгорания 135Сз практически не лимитирован (рис 21), и глубокая очистка мишени от 133Сэ и 134Сб не требуется Обоснованным можно считать прекращение облучения при выгорании 135Сз около 50 % > дтт ~ 30 % (табл 1)

Динамика изменения содержания изотопов цезия в мишени при рециклировании согласно рекуррентным формулам (9') с учетом п = 4, д137 ~ 0 такова

„133 _ 133 134 134 137 137 135 133 , 134 137 у , ,

С\ -Со , С, — с0 , С1 — Сд , с0 -ГС0 ТС0 1-С.0 — 1 ,

¡=1

133 „133л _ 133 о

„134_.134П Ч . ^133 -у -134 о 137 _ 137 _ 137«

Ск+\~Ск К1~Яш) + Ск *34 С0 ~ Ск с0

# * сг(<7135 ~ я133 + г34 + Г35) + сГ(Чп5 ~ <?134 + ~ 9,35 с1 " л (23> где 745, Узз - выходы 135Сб на конец кампании из начальной загрузки 134Сз и из 133Сз через 134Сз соответственно; У34 - выход 134Сз из 133Сз

Строка параметров вида [я,У] = [(д,33, дт, д135), (7з4, Г35, У45)], выраженных в процентах, для кампании с выгоранием ди5= 50 % при жесткости нейтронного спектра у = 0 3 принимает значение [(98, 98, 50), (8, 62, 57)]

Рис 21 Доля вредных реакций захвата нейтронов в мишенях с начальным изотопным составом по 0 1% "'Се, 134Сз + 99 8% 135Сб (7, 2) и по 1% 133Св, 134Сз + 98 % 135Св (Г, 2') в спектре жесткостью 0 05 (—) и 0 5 (- -), рассчитанная для критериев 31 О, Г) и 5ц (2,2'), в зависимости от выгорания 135Сз

Вследствие близости выходов 137Сз и 133Св в тепловых реакторах (6.3 и 6 7%) а 434/с135 через 10 и 30 лет после выгрузки составит ~ 0 5 и ~ 10~3 % соответственно При очистке "'Се от примесей до уровня, равного концентрации 134Сэ спустя 10 лет после выгрузки, матрица-строка [с0], = (с"3,с«34,с"7) процентной концентрации 133Сз, 134Сб и |37Сз в мишени для топлива с выдержкой ~10 и ~30 лет имеет значения [с0]! = (0 5, 0 5, 0 5) и [с0]2 = (0 5, Ю-3, 0,5) соответственно Для различных степеней глубокого изотопного разделения цезия из выдержанного топлива после заметного распада

134Сз [с0] з = (Ю"2,

10~3, Ю-2),

[с0]4 = (ЮЛ 10 3, 10 3) После ~ 5-го цикла с133, с1к34 принимают квазистационарные значения (рис. 22), т е переработку мишеней можно ориентировать

пНО"

е

к

5

П

§10-

т

о

с

о

н

I

Я1 . £

§ * Б

О10"6 ЬЙ

к А

1 - -------

г- > "........I"

к

на постоянную концентрацию 133Сэ, 134Сб

133 _ „133„135 ?135

сет -с,

0

#133

„134 _ 135 Ф35 Сет — Ср

#134

134 . „133 Гз4

'+С,

q\ъъJ ,134

(24)

Если С™ = 433, то сст3 и сст4 близки и при высоких <7135 почти сравниваются

10 15 20 25

Рис 22 Изменение концентрации 133Ся (•), 134Сз (—) и 137Сз (—) в зависимости от цикла облучения мишени 13 Се для кампании с выгоранием д)35 — 50 % при значениях строки их начальной концентрации [с01,=(с>33,434,437) — [с0] 1 = (0 5,0 5,0 5), Нс0 Ь =(0 5,Ю-3,0 5), 3- [с0 ]3 =(Ю-2,10-3,10-2), 4-[е0]^ = (10"3, Ю-3,10~3)

Рис 23 Отношение /^активности мищени 135Сз к начальной в зависимости от цикла облучения для кампаний выгоранием

= 20 % (—) и <?135 = 50 % (*) при начальной концентрации побочных стартовых нуклидов 133Сб, ,34Сб и 137Сб

[соЬ = (со >со >со )

^-[с0]1 = (0 5,05,05),

¿-|>оЪ = (0 5,10-\0 5),

3-[с0]3 = (1О-2,Ю-3,1О-2),

4- [с0}4 = (10-\ Ю-\ Ю-3)

15 20 25

Для рассмотренного набора концентраций изотопов цезия в мишени ее начальная активность Ад на 92 26 - 99 98 % обусловлена 134Сб и П1Съ После

выхода сIй на стационарный режим увеличение активности Ак определяется исключительно повышением содержания 137Сз в мишени (рис 23) При периоде перезагрузки мишени в реактор 3-5 лет ее активность в течение ~ 100 лет увеличивается не более чем в 10 — 12 раз, т е долгое время не возникает необходимости в изотопном разделении облученного цезия, а процессы радиохимического рециклирования должны учитывать лишь незначительный рост активности мишени Достаточной глубиной изотопного разделения цезия для сжигания 135Сэ можно считать уменьшение содержания 137Сз до ~ 1 %

ВЫВОДЫ

1. Доказана основная формула трансмутации, устанавливающая математические взаимосвязи между полньми 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 долгоживу-щих 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 шХе 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

до

в качестве цели трансмутации Тс 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 Ли 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 Выделенный рутений может применяться без ограничений через 8-10 лет, необходимых для распада 10611и Показано, что при создании мощных нейтронных источников производство искусственного рутения путем трансмутации "Тс может быть организовано в масштабах, сравнимых с его получением из руд

6 Проведенные исследования устанавливают основные параметры технических заданий для трансмутационного обезвреживания радиоактивных отходов ядерного топливного цикла и для организации ресурсосберегающей технологии производства искусственного стабильного рутения из радиоактивного отхода технеция

Основное содержание диссертации опубликовано в следующих работах:

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

2. 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

3 Никифоров А С , Захаров M А, Козарь А А Перспективы трансмутационного обезвреживания 237Np и 241Ат при облучении их тепловыми нейтронами внутри пористых иммобилизаторов // Атомная энергия. — 1991. — Т 70 -Вып 3 -С 188-191

4 Никифоров А С, Захаров M А, Козарь А А Снижение радиохимической опасности актинидов при облучении их тепловыми нейтронами // 2-ая ежегодная конференция Ядерного Общества -Москва, 24 - 28 июня 1991 г. -Доклады и выступления -Часть2 -Москва, 1992 -С 473-478.

5. Козарь А А, Захаров M А Теплофизические характеристики иммобилизаторов на основе пенокорунда и пенодиоксида циркония // 2-ая ежегодная конференция Ядерного Общества - Москва, 24 - 28 июня 1991 г - Доклады и выступления. - Часть 2 - Москва, 1992 - С. 337 - 346

6 Захаров MA, Козарь А А Формирование трансмутационной части ядерно-энергетического цикла с использованием пористых иммобилизаторов И 2-ая ежегодная конференция Ядерного Общества — Москва, 24 - 28 июня 1991 г. - Доклады и выступления -Часть 2 -Москва, 1992 -С 479 - 481

7 Захаров M А, Потемкина Т И, Козарь А А Физико-химическое взаимодействие композиции на основе А1203 для хранения долгоживущих радионуклидов //Неорганические материалы -1993 — Т 29 -№3 -С 379-380

8 Козарь А А Повышение экологической безопасности отходов после облучения актиноидов тепловыми нейтронами // Атомная энергия. — 1993. -Т 75 -Вып 3 -С 188-194

9 Kozar А А, Peretroukhm V F, Silm VI Development of some techniques for immobihzation and transmutation of long-lived neptumum and technetium. // Proceedings of the 3-rd Finmsh-Russian Symposium on Radiochemistry - Helsinki, Fmland, October 19 - 20, 1993 - Helsinky University, 1994 -P 133-144

10 Козарь A A, Перетрухин В Ф, Силин В И Иммобилизация Np-237 пенокорундом // 1-ая Российская конференция по радиохимии - Дубна, 17- 19 мая 1994 - Тезисы докладов -Москва, 1994 - С 107

11 Козарь А А. Динамика роста массы пористых иммобилизаторов при их пропитывании растворами РАО // 1-ая Российская конференция по радиохимии - Дубна, 17 - 19 мая 1994. - Тезисы докладов - Москва, 1994 -С 122

12. Козарь А А Оптимизация размеров пор при иммобилизации актинидов пористыми материалами // 1-ая Российская конференция по радиохимии - Дуб на, 17-19 мая 1994. - Тезисы докладов - Москва, 1994 -С 123

13 Kozar А А, Peretroukhin V F Тс-99 transmutation as the new source of stable ruthénium // Russian-Japanese Seminar on Technetium - Moscow, Russia, July 1 - 5,1996 - Abstracts - Moscow, 1996 - P. 56 - 58

14 Козарь A A, Перетрухин В Ф Возможность получения искусственного рутения из продуктов трансмутации "Тс // Атомная энергия - 1996 -Т 80 -Выл 4 -С 274-279

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

16 Козарь А А Некоторые радиохимические особенности способов трансмутации малых актинидов // 2-ая Российская конференция по радиохимии. - Димитровград, 27-31 октября 1997 г - Тезисы докладов. -С 114-115

17 Козарь А А Преимущества иммобилизации актиноидных отходов в пористых материалах на основе оценки дозовой нагрузки // 5-ый Всероссийский симпозиум "Современные теоретические модели адсорбции в пористых средах". - Москва, 24 - 28 мая 1999 г. - Материалы симпозиума - С 138.

18 Козарь А А, Плотникова Т Э Рост массы пористых материалов при циклической пропитке растворами имитаторов радиоактивных отходов // 5-ыЙ Всероссийский симпозиум "Современные теоретические модели адсорбции в пористых средах" - Москва, 24 - 28 мая 1999 г - Материалы симпозиума. - С 139

19 A A Kozar, VF Peretroukhine, BF Gulev. Estimation of necessary separation factor of "Tc and Ru after 99Tc transmutation for use of nuclear ruthenium in industry // Second Japanese-Russian Seminar on Technetium -Shizuoka, Japan, November 29 - December 2, 1999 - Abstracts -P 75-76

20 Козарь А А Гетерогенная иммобилизация для повышения безопасности хранения актиноидных отходов. // 10-ая ежегодная конференция ЯО России. - Обнинск, 28 июня - 2 июля 1999 г - Сборник докладов - С 136.

21 Козарь А А., Перетрухин В.Ф Рутений как продукт трансмутации 99Тс: степень очистки, необходимая для применения II Известия вузов Ядерная энергетика - 1999 - № 4. - С 61-16

22. Козарь А А , Перетрухин В Ф Ядерное сжигание 99Тс — перспективный метод получения товарного рутения. // Конференция "Институт физической химии на рубеже веков" - Москва, 21-23 марта 2000 г - Тезисы докладов -С 129

23 Козарь А А Пористые мишени для хранения и трансмутации актиноидов и 1291. // Конференция "Институт физической химии на рубеже веков" -Москва, 21-23 марта2000 г - Тезисы докладов -С 128

24 Афонин М М, Горохов В А, Козарь А А, Кузнецов Д.Г, Минаев А А., Николаев ГН Пористый карбид циркония - матрица для иммобилизации и трансмутации актиноидных отходов // 6-ой Всероссийский симпозиум "Актуальные проблемы теории адсорбции и синтеза сорбентов" с участием иностранных ученых - Москва - Клязьма, 24 - 28 апреля 2000 г. Материалы симпозиума -С 125

25 Козарь А А, Широкова И Б, Плотникова Т Э , Гулев Б Ф Пористость как необходимое свойство структуры мишеней для трансмутации 1291 // 6-ой Всероссийский симпозиум "Актуальные проблемы теории адсорбции и синтеза сорбентов" с участием иностранных ученых - Москва - Клязьма, 24 - 28 апреля 2000 г. - Материалы симпозиума. - С 195.

26 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 -

T.42 - №6 -С 502-508.

27 Козарь А А Повышение эффективности трансмутации 1291 // Атомная энергия -2001.-Т 91 -Вып 2 - С 139-146

28 Козарь А А Гетерогенная иммобилизация для повышения концентрации актиноидных отходов в материалах их длительного хранения // Известия вузов Ядерная энергетика -2001 -№4 -С 61-70

29 Козарь А А Проблема рециклирования трансмутационных мишеней при наличии побочных стартовых нуклидов // Радиохимия - 2002 - Т 44 -№3 -С 265-272

30 Козарь А А, Перетрухин В Ф, Карелин ЕА, Радченко ВМ, Тарасов В А, Романов Е Г Исследование трансмутации металлического 99Тс в рутений при облучении в высокопоточном реакторе СМ // Радиохимия -2002 -Т 44 -№3 -С 262-264

31 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

32 Козарь А А Изменение изотопного состава трансмутационных мишеней 135Cs при радиохимическом рециклировании // Атомная энергия -2002 -Т 92 -Вып 1 -С 62-67

33 Kozar А А, Tarasov V А , Toporov Yu G, Peretroukhine V F , Radchenko V M, Karelin E A., Romanov E G. 99Tc transmutation m 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

34 Козарь А А Оценка накопления долгоживущего 107Pd при производстве рутения трансмутацией "Тс // Радиохимия - 2003 - Т 45 -№ 1 -С 72-77

35 V Peretroukhine, V Radchenko, A Kozar', V Tarasov, lu Toporov, К Rotmanov, L Lebedeva, S Rovny, V Ershov Technetium transmutation and production of artifical stable ruthenium. // Comptes Rendus Acad Se Pans -Ser Chimie -2004 -Tome7 -№12 -P 1215-1218

36. Перетрухин В Ф, Герман К.Э., Масленников А Г, Козарь А А Исследование химии технеция для развития ядерного топливного цикла // Международная конференция, посвященная 60-летию ИФХ РАН «Физико-химические основы новейших технологий XXI века» - Москва, Россия, 30 мая - 4 июня 2005 - Сборник тезисов - Том 1 - Часть 2 -Москва, 2005 - С 13

37. Rotmanov КV, Lebedeva LS, Radchenko VM, Tarasov VA, Romanov EG, Toporov YuG., Reretroukhin VF, Kozar A.A Separation of metal ruthenium out of irradiated technetium // International Symposium on Technetium Science and Utilization - Oarai, Japan, May 24 - 27, 2005 -Abstracts -P 91

38 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.

39. Rotmanov KV, Lebedeva LS., Radchenko VM., Tarasov VA, Romanov YeG, Toporov YuG, Kozar A A, Peretrukhin VF Production of Rutenium Metal from Irradiated Technetium // The 5th Intern Conf on Isotopes (5ICI) - Brussels, Belgium, April, 2005 - Proceedings - Publ House Medimond, Bologna (Italy), 2005. - P. 239 - 245

40. Ротманов К В, Лебедева Л С., Радченко В М, Тарасов В.А., Романов Е Г, Топоров Ю Г, Перетрухин В.Ф, Козарь А А Получение металлического рутения из облученного технеция // 5-ая Российская конференция по радиохимии "Радиохимия - 2006" - Дубна, 23 - 27 октября 2006 г. - Тезисы докладов - С 178-179

41 Тарасов В А., Романов ЕГ, Топоров ЮГ, Радченко ВМ, Ротманов К.В , Лебедева Л.С, Козарь А А, Перетрухин В.Ф. Трансмутация 99Тс и получение искусственного стабильного рутения I Трансмутация металлического "Тс в высокопоточном реакторе СМ // Радиохимия - 2007. -Т 49 -№3 -С 255-257

Подписано в печать 19 07 2007 г Исполнено 20 07 2007 Печать трафаретная

Заказ № 597 Тираж 100 экз

Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш, 36 (495)975-78-56 www autoreferat ш

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.

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.

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

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.