Коробейников В.В.1, Колесов В.В.2, Терехова А.М.2, Каражелевская Ю.Е.2
Проведены исследования по трансмутации америция и нептуния-237 в реакторе, в котором вместо традиционных видов ядерного топлива – урана или/и плутония – используется америций или нептуний-237. Преимущества реализации такого подхода к трансмутации МА состоят в том, что в этом случае вероятности деления МА более чем в два раза превышают вероятности деления МА в традиционных быстрых реакторах с оксидным или МОКС-топливом.
Кроме того, если использовать, например, реактор с урановым или МОХ-топливом для трансмутации, то кроме выжигания «чужих» минорных актинидов, он дополнительно наработает «свои». В случае топлива из одних минорных актинидов он будет выжигать только «свои». Исследования показали, что такой реактор может быть только на быстрых нейтронах, что связано с особыми свойствами нейтронных сечений захвата и деления минор-
ных актинидов по сравнению с традиционными топливными нуклидами. Результаты расчетов показали достаточно высокую скорость трансмутации нептуния-237 и америция в реакторе с топливом из минорных актинидов.
1. Use of Fast Reactors for Actinide Transmutation. Proceedings of a Specialists Meeting. Obninsk, 1992,
p. 125. IAEA-TECDOC-693.
2. Matveev V.I., Ivanov A.P., Efimenko E.M. Concept of Specialized Fast Reactor for Minor Actinide
Burning. Obninsk, 1992, p. 114. IAEA-TECDOC-693.
3. Гай Е.В., Игнатюк А.В., Работнов Н.С., Шубин Ю.Н. Концепция обращения с долгоживущими
ядерными отходами. Известия вузов. Ядерная энергетика, 1994, № 1, с. 17-21.
4. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне
реактора типа БРЕСТ. Атомная энергия, 2000, т. 89, вып. 5, с. 362-365.
5. Герасимов А.С., Киселев Г.В. Научно-технические проблемы создания электроядерных устано-
вок для трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов и одновременного производства
энергии (российский опыт). Физика элементарных частиц и атомного ядра, 2001, т. 32, вып. 1,
с. 188.
6. Попов В.Е., Стребков Ю.С., Сысоев А.Г., Кутеев Б.В., Шпанский Ю.С. Гибридный бланкет тер-
моядерного источника нейтронов и его нейтронно-физические характеристики. Инновационные
проекты и технологии ядерной энергетики. Труды V Международной научно-технической конференции. Москва, 2018, с. 215-217.
7. Коробейников В.В., Колесов В.В., Терехова А.М., Каражелевская Ю.Е. Исследования возможно-
сти выжигания и трансмутации Am-241 в реакторе с америциевым топливом. Препринт ФЭИ –
3284. Обнинск, 2018. 14 с.
8. OECD Nuclear Energy Agemcy, Accelerator-driven System (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced
Nuclear Fuel Cycles. Paris, France, 2002.
9. Fabienne Delage et al. Advanced fuel developments for an industrial Accelerator Driven System Prototype.
Proc. Global 2009. Paris, France, 2009.
10. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. М.: ГУП НИКИЕТ, 1999, c. 273.
11. Rene Sanchez, David Loaiza, Robert Kimpland, David Hayes, Charlene Cappiello, Mark Chadwick.
Criticality of a 237Np Sphere 2. Nuclear Science and Engineering, 2008, vol. 158, no. 1, pp. 1-14.
12. Kazuo Minato et al. Recent Research and Development on Partitioning and Transmutation by “Doublestrata
Fuel Cycle Concept” in JAEA. Proc. Global 2009. Paris, France, 2009.
13. Kiefhaber E., Garnier J.C. Transmutation of Minor Actinides in CAPRA 4/94 Core. Proc. 2nd International
CAPRA Seminar. Karlsruhe, 1994.
14. Takanori Sugawara et al. Recent Activities for Accelerator Driven System in JAEA. Proc. Global 2009.
Paris, France, 2009.
15. Fabienne Delage et al. Advanced fuel developments for an industrial Accelerator Driven System Prototype.
Proc. Global 2009. Paris, France, 2009.
16. Merle-Lucotte E. Optimizing the Burning Efficiency and the Deployment Capacities of the Molten Salt
Fast Reactor. Proc. Global 2009. Paris, France, 2009.
17. Ayodeji B. Alajo et al. Utilization of Transuranics as Fuel Component in VHTR Systems: The Back-end
Considerations. Proc. Global 2009. Paris, France, 2009.
18. Technical features to enhance proliferation resistance of nuclear energy systems, IAEA, Vienna,
2010. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1464_web.pdf (accessed
12.09.2019).
19. IAEA Advisory material for the IAEA regulations for the safe transport of radioactive material,
safety Guide no. TS-G-1.1, IAEA, Vienna, 2008. Available at: https://wwwpub.
iaea.org/mtcd/publications/pdf/pub1325_web.pdf (accessed 12.09.2019).
20. Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Лова-
чев С.С., Адамов Е.О., Лопаткин А.В. Сравнительный анализ уровней «радиотоксичности» отдельных радионуклидов. ОЯТ реакторов БРЕСТ и ВВЭР при различных временах выдержки на
основе современных моделей «доза-эффект» МКРЗ. Радиация и риск (Бюллетень Национального
радиационно-эпидемиологического регистра), 2018, т. 27, № 4, с. 8–27.
21. Казанский Ю.А., Романов М.И. Трансмутация малых актинидов в спектре нейтронов реактора на
тепловых нейтронах. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 2, с. 140–146.
22. Alekseev P., Vasiliev А., Mikityuk К., Subbotin S., Fomichenko P., Schepetina Т. Lead-bismuth reactor
RBEC: optimization of conceptual decisions. Preprint IAE-6229/4. Moscow, 2001.
23. Jaakko Leppanen, PSG2/SERPENT – A Continious Energy Monte-Carlo Reactor Physics Burnup
Calculation Code, – Helsinki: VTT Technical Research Centre of Finland, 2015. Available at:
http://montecarlo.vtt.fi/download/Serpent_manual.pdf (accessed 12.09.2019).
24. X-5 Monte Carlo Team, "MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code", version 5, volume
II: user’s guide, appendix B, April 2003. Available at: https://mcnp.lanl.gov/pdf_files/la-ur-03-
1987.pdf (accessed 12.09.2019).
