В случае использования ЭЛЯУ с генерацией в мишени ~ 0,8 нейтрона в расчете на одно деление, энергия которого используется для питания ускорителя ЭЛЯУ, можно будет трансмутировать 99Тс, накапливающийся в результате ~ 14 делений, т.е. ЭЛЯУ, питаемые энергией от одного реактора типа ВВЭР-1000, были бы способны трансмутировать 99Тс от 13 таких реакторов.
П.1.2. Трансмутация 129!
В продуктах деления йод присутствует в виде смеси двух изото-
127 129 7
пов: стабильный I и радиоактивный I (Т1/2 = 1,6 -10 лет). Выход этих изотопов йода при делении 239Ри тепловыми нейтронами равен 0,5% и 1,4% соответственно. Учитывая, что стабильный изотоп 1271 составляет только 25% смеси, считается, что проводить потенциально опасную операцию изотопного выделения радиоактивного изотопа 1291 перед трансмутацией нецелесообразно.
127 129
Цепочка изотопных превращений при облучении смеси I и I в нейтронном поле представлена на рис. П.1.3.
Рис. П.1.3. Цепочка нуклидных превращений при трансмутации 1291 (в смеси изотопов осколочного йода) в нейтронном поле
127 129
Изотопы I и I характеризуются достаточно большими сечениями захвата тепловых нейтронов (рис. П.1.4), сопоставимыми с сечением захвата нейтронов Тс.
197 190
Рис. П.1.4. Сечение захвата I и I в зависимости от энергии нейтронов
Поэтому облучение смеси изотопов йода в спектре нейтронов легководного реактора или в смягченном спектре экрана быстрого реактора позволит эффективно трансмутировать смесь этих изотопов в стабильные изотопы ксенона. Учитывая высокую летучесть йода и то, что дочерним продуктом является инертный газ ксенон, предпочтительно трансмутационный процесс осуществлять при невысоких температурах, предусмотрев в облучаемых сборках газовую полость для сбора накапливающегося ксенона.
Так же, как и 99Tc смесь изотопов йода может трансмутировать-ся в смягченном спектре нейтронов и в экране быстрого реактора, и в бланкете ЭЛЯУ. Так, например, если предполагать, что энергия от одного деления, будучи использована для питания ускорителя, позволит получить в ЭЛЯУ ~ 0,8 нейтрона для трансмутации, тогда в бланкете можно будет трансмутировать смесь изотопов йода (выход при делении - 1,9%) от 42 делений в энергетических реакторах (максимальная оценка). Иными словами, ЭЛЯУ, питающиеся от одного реактора ВВЭР-1000, будут способны трансмутировать смесь изотопов йода, который нарабатывает 41 реактор типа ВВЭР-1000.
В перспективе возможно будет использовать и термоядерные установки для трансмутации йода. Если предположить, что от одной (Л)-реакции для трансмутации можно использовать ~ 0,3 нейтрона (раздел 3.2.2.1), то эти нейтроны позволят обеспечить трансмутацию смеси изотопов йода от 15 делений (максимальная оценка), а один термоядерный реактор типа ITER будет способен трансмутировать 129I без изотопного разделения от реакторов типа ВВЭР-1000 суммарной мощностью около 60 ГВт(эл.).
П.1.3. Трансмутация 135Cs
Долгоживущий радионуклид 135Cs (Ту2 = 2,3-106 лет) в составе продуктов деления находится в смеси с изотопами 133Cs (стабильный), 134Cs (77i/2 = 2,06 года) и 137Cs (Ti/2 = 30 лет). Основной канал накопления изотопа 135Cs связан с Р-распадом нуклида 135Xe. Этот нуклид в спектре нейтронов тепловых реакторов успевает заметно выгорать, и поэтому содержание 135Cs в облученном топливе тепловых реакторов меньше, чем в топливе быстрых реакторов. Выход изотопов цезия в расчёте на одно деление в тепловых реакторах (с учетом выгорания и послереакторной выдержки - 5 лет) составляет