加速器驅(qū)動熱中子反應(yīng)堆-科技論文翻譯-汪鍵-SA14214058

1、加速器驅(qū)動熱中子反應(yīng)堆摘要在本片文章中，我們將來討論用加速器驅(qū)動熱核反應(yīng)堆來同時生產(chǎn)能量和同位素的可行性。我們討論的是加速器驅(qū)動的熱釷反應(yīng)堆。本研究表明，這樣的系統(tǒng)可以在加速結(jié)束后產(chǎn)生2-15倍的能量。它所獲得的能量取決于燃料燃燒的速度。例如，一個每年燃燒9%的釷燃料的慢中子反應(yīng)堆，中子損失為4%，具有70%-79%的發(fā)電效率。中子損失更多的是在反應(yīng)堆本身而不是反應(yīng)堆材料。反應(yīng)堆效率取決于每Gev加速器能量所產(chǎn)生的中子，目前并未準(zhǔn)確給出。在日常的生產(chǎn)使用中，這種類型的反應(yīng)堆也應(yīng)該是相對安全的。1、背景介紹令人感覺奇怪的是，大自然中的天然反應(yīng)堆的出現(xiàn)比人類制造出第一座反應(yīng)堆要早的多(Cowan,

2、1976)。他們通常發(fā)生在具有豐富的存儲鈾能源的地方。在這些反應(yīng)堆里，會一直產(chǎn)生自持的鏈?zhǔn)胶朔磻?yīng)知道U-235不足以滿足當(dāng)前反應(yīng)所需要的自持條件時才會結(jié)束。在非洲Oklo地區(qū)發(fā)現(xiàn)了15座這樣的反應(yīng)堆，它們持續(xù)了50-100萬年。在燃料消耗完之前，有一半的U-235被燃燒殆盡。在第二次世界大戰(zhàn)期間，第一座人工反應(yīng)堆出現(xiàn)。20世紀(jì)下半葉快中子反應(yīng)堆發(fā)展極為迅速。而加速器驅(qū)動反應(yīng)堆(ADNR)是最新出現(xiàn)的概念，是一種在未來在核能源的發(fā)展上具有革命性的一種堆型。核裂變反應(yīng)堆是一種填充了了核燃料和中子誘發(fā)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的一種裝置，如果有一個外部中子源，反應(yīng)堆會一直保持穩(wěn)態(tài)運(yùn)行，知道產(chǎn)生的中子少于消耗的中子。在

3、當(dāng)前反應(yīng)堆中，有一個參數(shù)我們稱之為臨界參數(shù)必須等于1。在本文中，我們定義了臨界中子的數(shù)量的比率產(chǎn)生的裂變核內(nèi)組件數(shù)量多的中子吸收。有些作者把臨界值定義為這一代在反應(yīng)堆中產(chǎn)生的中子數(shù)除以上一代中子產(chǎn)生數(shù)。根據(jù)我們的定義，如果一個反應(yīng)堆的臨界值小于1，該反應(yīng)堆將停堆。如果反應(yīng)堆臨界值大于1，反應(yīng)堆中的中子通量將開始增長，并且在反應(yīng)堆中的中子通量將會一直增長知道其變?yōu)閬喤R界狀態(tài)，隨著反應(yīng)堆進(jìn)入次臨界狀態(tài)，中子通量在短時間內(nèi)會迅速減少。根據(jù)反應(yīng)堆的類型和參數(shù)，以及臨界峰值，這一事件可能是一個沒有明顯故障、核事故或者爆炸。如果反應(yīng)堆有中子源，那么反應(yīng)堆的臨界值應(yīng)該小于1。在熱中子或者慢中子反應(yīng)堆中，中子

4、在誘發(fā)核裂變反應(yīng)之前應(yīng)該要經(jīng)過慢化劑的慢化。另一方面，在快中子反應(yīng)堆中，中子無需經(jīng)過慢化過程。盡管產(chǎn)生熱量是反應(yīng)堆的主要功能，反應(yīng)堆也可以將不易裂變的材料例如Th-232和U-238轉(zhuǎn)換成易裂變材料比如U-233和Pu-239。這種可以產(chǎn)生更多易裂變核素的反應(yīng)堆被稱為增殖堆。這個聽起來很好?？於阎姓糜信c此相反的特性。在快堆中，有效工作通過保持臨界因子為1來保持自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，但是這樣會降低他的安全系數(shù)，這也是快堆的缺點(diǎn)之一。另一方面，ADNR反應(yīng)堆是次臨界反應(yīng)堆，臨界值小于1。它隨著加速器的關(guān)閉也會跟著停堆，相對于快中子堆具有更高的安全系數(shù)。截至2006年，核電已經(jīng)占據(jù)了美國所有電力的20.7

5、%。2006年美國已經(jīng)擁有104座商用反應(yīng)堆，總發(fā)電功率98.1GW。與此同時，全世界共有438座商用反應(yīng)堆總發(fā)電功率358GW。第一座熱工反應(yīng)堆是天然鈾反應(yīng)堆，是在芝加哥大學(xué)建立的。在1950年到1960年，反應(yīng)堆的數(shù)量和發(fā)電量有一個非常迅速的增長。在70年代繼續(xù)增長知道80年代才開始慢下來。不幸的是，在人們對于放射性安全的擔(dān)憂越來越多的時候，反應(yīng)堆的發(fā)展更多的牽涉到了政治政策問題。一些公眾開始擔(dān)憂同位素會持續(xù)數(shù)百萬年放射威脅。80年代以來，由于對核安全，核廢料儲存和核武器的擔(dān)憂，越來越受到政治的阻撓。1983年的核事故也助長了這種擔(dān)憂，這些擔(dān)憂，再加上當(dāng)時嚴(yán)峻的經(jīng)濟(jì)形勢，給核電的發(fā)展帶來了

6、一個短期的停滯。應(yīng)該寄希望于開發(fā)出更讓公眾接受的反應(yīng)堆型?，F(xiàn)在，人來已經(jīng)可以建造具有46%效率的質(zhì)子加速器。當(dāng)時花費(fèi)了2億五千萬美元建造了6MW的加速器。LosAlamos國家實(shí)驗室已經(jīng)開始計劃建立270MW直線質(zhì)子加速器。這些加速器都可以用來驅(qū)動反應(yīng)堆。截至2007年，還沒有加速器驅(qū)動熱核反應(yīng)堆被建造出來，讓門我們接下來討論一些ADNR的熱能系統(tǒng)。Table1NumbersofneutronsproducedbyaIGeVprotonstrikinguraniumandthoriumtargetspresentedindifferentsourcesRelerencesSourceneutr

7、onsfromUtargetSourceneutronsfromThtargetVanTuylecial.32(1993)BoldemanScriber402?(1996)VanTuyle,19963391997年，建立一個170MW的質(zhì)子加速器的工程被提出來了，可以產(chǎn)生100mA和1.7Gev的質(zhì)子束流。加速器運(yùn)行與散裂中子源上，中子源每秒鐘產(chǎn)生3.65*1019的中子通量，然而這可能是被高估的了數(shù)據(jù)，那可能估計過高,因為范Tuyle(1998)使用非常大值生成的數(shù)量的中子散裂,正如我們所見,當(dāng)我們比較散裂他的值中子生產(chǎn)其他來源所給定值在表格1中。我們可以看到，對于大多數(shù)的目標(biāo),他的值大于這

8、些預(yù)測在其他的研究中。有一種反應(yīng)堆的概念叫做PHOENIX，可以把輕水堆錒系燃料的廢料當(dāng)作燃料。日本有個相似的概念叫做OMEGA。早PHOENIX概念中，反應(yīng)堆會有3600MW的功率并且燃料來源于錒系廢料。它的臨界值是0.9-0.95之間。它是由1.6Gev,104mA的質(zhì)子加速器產(chǎn)生的能量源來驅(qū)動，效率在41%。反應(yīng)堆會產(chǎn)生850MW來增殖并且產(chǎn)生410MW電能來供加速器使用。PHOENIX反應(yīng)堆每年會燃燒1.05噸的錒燃料并且把1.55噸的鈾和镎轉(zhuǎn)換成钚元素。經(jīng)過此反應(yīng)堆的再加工，核廢料的放射性會減小500倍，在本文中我們參考放射性的定義水平，是定義在可以將致命的水平，經(jīng)過25年的儲存，它

9、的毒性水平會降低到天然鈾的水平。目前一種加速器驅(qū)動熱核反應(yīng)堆已經(jīng)由Olsonetal設(shè)計。它使用加速器中子源來驅(qū)動次臨界熱中子反應(yīng)堆。它即不使用重水，也不使用熔鹽來作為慢化劑，它用來燃燒2.5的輕水堆的核廢料。2、目前現(xiàn)狀目前有兩種類型的反應(yīng)堆正在應(yīng)用，分別是熱中子反應(yīng)堆和快中子反應(yīng)堆。熱中子反應(yīng)堆將快中子慢化到低能狀態(tài)并且消耗易裂變同位素，比如U-235或者Pu-239。唯一的天然放射性核素，U-235在地球中的儲存中僅有0.1%。在大部分的裂變反應(yīng)堆中，U-235的富集度至少要達(dá)到250因此如果僅使用熱中子反應(yīng)堆,大約有99.6%的可裂變核素將會被浪費(fèi)。目前，U-238確實(shí)無法直接用于熱中

10、子反應(yīng)堆中。另一種是快中子增殖堆，它是被用來提供核燃料的的提供。這種反應(yīng)對需要大量的可裂變核素來進(jìn)行啟動操作。最少在10年內(nèi)需要兩倍的燃料材料。當(dāng)前的快中子增值堆并不是完全安全的，因為他們每單位體積產(chǎn)生大量的能量以一定的速率來生產(chǎn)钚。他們會因為達(dá)到超臨界變得危險，（超臨界值大于1）正如我們前面小節(jié)中解釋道如果一個反應(yīng)堆成為超臨界,它可能導(dǎo)致核事故。由于許多政治、經(jīng)濟(jì)、和工程考慮,快中子增殖反應(yīng)堆的發(fā)展很緩慢，他們并不像能源那樣廣泛使用。3、發(fā)展需求根據(jù)2004年的估計，世界對各種渠道的熱能的消費(fèi)需求4.71*101J/year其中只有6.4%來源于核電。這意味著，我們必須跟依賴于核裂變的發(fā)展。

11、很快他們將會減少。在未來似乎很需要核能。之前描述的具有各種不足的堆型，對未來的大量應(yīng)用是不適用的。首先，如果繼續(xù)使用當(dāng)前的熱中子反應(yīng)堆，在數(shù)十年內(nèi)廉價易得的錒系元素將會被耗盡。之后，鈾燃料必須以更高的價格從其他途徑獲得，比如從低富集度的礦石或者海水中獲得。根據(jù)電能即將越來越貴，未來不久熱中子反應(yīng)堆將會導(dǎo)致越來越多的放射性廢物危險。但我們依舊有其他選擇，我們必須在鈾之后尋找其他能源。目前已經(jīng)有其它的燃料正在被關(guān)注，而他們幾乎是無限的。一噸巖石中平均含有18g的釷和3g鈾，那里面包含的能量幾乎相當(dāng)于45噸的化石燃料。如果這些能量都能被更好的在裂變反應(yīng)堆中運(yùn)用，會有數(shù)十倍于其他的能源釋放出來。我們可

12、以考慮在ADNR中使用釷代替鈾來進(jìn)行產(chǎn)熱。4、加速器驅(qū)動熱核能量系統(tǒng)（ADNES）有一些反應(yīng)堆被稱為混合反應(yīng)堆系統(tǒng)，它包含著釷反應(yīng)堆和散裂中子源，被稱作加速器驅(qū)動熱中子釷反應(yīng)堆。我們會在下一部分來討論它。目前一個重要但是尚未解決的問題是由1Gev質(zhì)子流所能提供的中子通量。不同的中子源在估算中都是U:32-62,Th：22-38。目前，我們只有三個源，數(shù)據(jù)在表1中給出。我們可能會舉得奇怪，在不同的源內(nèi)每個質(zhì)子生產(chǎn)的中子數(shù)量會因為兩個因素的不同會變得不一樣。只是主要因為每質(zhì)子產(chǎn)生中子量同樣取決于靶的大小。如果靶核很小，加速器質(zhì)子可能從靶核的尾部和外部逃逸從而不生產(chǎn)中子。如果靶核很大，它可能吸收部分

13、中子。另外一個可能使結(jié)果不明確的的因素是中子流的測量難度。能量高的的中子貌似更容易逃逸出去。并且為了中子通量的測量更為準(zhǔn)確，我們必須測量在每個方向逃逸出去的中子。平均能量為1Gev的質(zhì)子流具有2Gev的能量造價。由已知的生產(chǎn)出32-63中子，我們可以得知每個散裂中子的能量造價是（2GeV/63=）32MeVto（2GeV/32=）63MeV，釷元素靶會有更高的能量代價，所以一般不選做源。本研究的主要目的是展現(xiàn)加速器驅(qū)動熱中子反應(yīng)堆是具有科學(xué)可行性的，并且達(dá)到四倍的能量增益。然而除開ADNR產(chǎn)生的能量遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于加速器的消耗，一個更重要的的發(fā)展理由是它可以生產(chǎn)裂變?nèi)剂媳热缯f是Pu-239和U-233

14、，這些事從輸入原料比如U-238和Th-232比U-235更常見。另外一個主題是可利用同位素的生產(chǎn)，展現(xiàn)出在反應(yīng)堆中這些同位素的生產(chǎn)更有效率。5、加速器驅(qū)動熱中子釷反應(yīng)堆（ADTTR）ADNES是能量增益可信性，有著以希望傳統(tǒng)反應(yīng)堆無法比擬的重要優(yōu)點(diǎn)。而ADTTR是一種使用釷作為燃料來代替鈾的特殊反應(yīng)堆型。這一切概念的基本理論都是這個反應(yīng)堆的中子源是由外來的中子源來提供的，同時臨界值K是小于1的自持反應(yīng)。一個此類反應(yīng)堆的一個明顯優(yōu)點(diǎn)是不需要任何易裂變核素的輸入。它只是用U-238來運(yùn)用于散裂中子源，通過吸收和beta衰變。為了反應(yīng)堆運(yùn)行，必須生產(chǎn)出比加速器所消耗的能量更多的能量。Table2C

15、rilicalily,electricaletficiency,andfuelconsuinplionloralasl-wokingthoriumADTTRovraperiodof550daysDayThoriumburned(%)kE&(miniirLal)(%)上cff(iAxnrial(%)100I.0.7210491502.17().79633662003.4SOSID的2504.拓37MH)62433663507.620.7S6四644009.010.776256245010.380.766215950011.740.7571757首先我們來計算由中子源產(chǎn)生的進(jìn)入到工作區(qū)的中子所產(chǎn)生

16、的能量，臨界值為k。入射中子會產(chǎn)生k/(1-k)個裂變中子。因為是在釷堆中，每次裂變反應(yīng)中會產(chǎn)生2.50個種子。所以每個入射中子會引發(fā)(k/(1-k)/2.5次裂變反應(yīng)。如果k=0.9，它即將產(chǎn)生3.6次裂變反應(yīng)。Table2Criiicalily,electricalefficiency,andfuelconsuinpiinnloralast-workingthoriumADTTRoveraperiodof550daysDayThoriumburned(%)AE點(diǎn)(minimal)(%)Ec(f(maximal(%)1001.020.7210491500.79633662003.480.81

17、039692504.850.80637683006.240.79633663507.6205X629644009.010576256245010.380566215950011.7405571757每次裂變反應(yīng)的所產(chǎn)生的熱量為180Mev，所以一個入射中子即將產(chǎn)生180MeV-=72MeV(1)1jt1jfc的熱量。大部分電站的熱效率都是大于33%，所以最小估計單個入射中子所產(chǎn)生的熱量為：&=33%療72MeV-一-=24MeV讓我們回憶一下，單個中子的能量消耗是32Mev-63Mev。因此，能量增益的上下邊界M,或者產(chǎn)生和消耗的能量之比，可以簡單的在種子能量消耗中獲得。rciLniinalv

18、alue:W-minmaximalvalue:財咖乂24MeVk63MeVI-A24MeV32MeV(4)通過3式，如果要保證這個反應(yīng)堆是可以運(yùn)行的，一個需要條件時k0.72，否則他將會消耗比生產(chǎn)出的能量更多的電能。舉個例子ADTTR：個超高能量快中子反應(yīng)堆一般具有以下兩個特性:每年燃燒8.6%的釷燃料和擁有L=11%的中子損失。使用ORIGEN2軟件我們可以得到釷燃料的消耗，臨界系數(shù)和最大最小的反應(yīng)堆有效系數(shù)，數(shù)據(jù)在表2中給出。Table4Criticality,electricalefficiency、andfuelconsumptionforaslow-workingihuiiumADT

19、TRoveraperiodof3000daysDayThoiiumburnedk(%)cff(niininial)(%)Eeff(maximal)(%)6000.790.S1742709()()1.530.967012002.340.9217KH915000.9267918004.050.924798921004.920.91S7724(K)5.790.91275S7270()6.650,90573跖30007.520.S987()S5慢中子反應(yīng)堆有以下兩個特性：每年燃燒0.9%的釷燃料和擁有L=4%的中子損失。由ORIGEN2計算出的相應(yīng)的變量數(shù)據(jù)在表4中給出。6、同位素雖然電能是ADNES

20、反應(yīng)堆的主要產(chǎn)物，同位素也是一種非常有用的副產(chǎn)物，Th-228同位素是由U-232進(jìn)行alpha衰變得來的，具有72年的半衰期。Pa-231在熱中子反應(yīng)堆中吸收一個中子產(chǎn)生U-232.Th-228有著1.9年的半衰期，通過alpha和beta衰變成Pb-208.一個原子產(chǎn)生36.5Mev的能量，釋放能量178W/kg，這對于在許多領(lǐng)域的應(yīng)用都是一個良好的電能供應(yīng)，比如說空間飛船的電池，地下探索設(shè)備。它應(yīng)該會很昂貴，無論是對于同位素的生產(chǎn)還是電能的生產(chǎn)。不幸的是，Th-228因為其具有極強(qiáng)的放射性活度從未具有很強(qiáng)的毒性。根據(jù)Pu-239的最小致死量我們可以確定Th-238的最小懈怠致死量，Pu-

21、239的最小致死量為2-4mg,而Tu-238的放射性是Pu-239的84000倍，所以其致死量是25-50nanograms。通過對比，最大的致死量為100nanograms。7、結(jié)論之前我們展示了總的效率和電能效率的定義。ADNES的總效率是需要提供的增殖能量和產(chǎn)生的能量的比值。ADNES的電效率是相對應(yīng)的電力輸出和輸入的比值。熱能效率是總電能產(chǎn)生和反應(yīng)堆產(chǎn)生熱能的比值。我們也定義相應(yīng)的ADTTRS的臨界值和電效率之間的關(guān)系式：nlitliinaLvQliJC：=3-632.63/kmaximaLvalue;上丁=2331.33/片我們也計算了一些反應(yīng)堆的電效率系數(shù)，詳見表2-4。為了AD

22、TTRs具有合理的電效率，必須燃燒低富集度釷燃料。8、討論和總結(jié)在超高能量快中子反應(yīng)堆中，在達(dá)到平衡之前，臨界值首先是增加因為更多消耗的是U-235。然后，臨界值減小由于裂變產(chǎn)物的積累，它吸收中子。大多數(shù)時候，當(dāng)反應(yīng)堆在平衡（200天后）,據(jù)估計其效率減少：根據(jù)最小效率從33%降低到17%，最大效率估計從66%降低到57%。因為這是一個讓人難以接受的低價值,應(yīng)該尋找其他一些方法,也許是相對緩慢的反應(yīng)堆。在一個中等的快中子堆，在達(dá)到平衡之后，反應(yīng)堆的電效率性從：最小估計65%下降到49%，最大估計從82%降到74%。這樣的電效率是合理的，并且每年消耗3.6%的釷燃料。在一個慢中子反應(yīng)堆，在達(dá)到平

23、衡之后，反應(yīng)堆的電效率性從：最小估計79%下降到70%，最大估計從89%降到85%。這是個非常理想的電效率，這樣的反應(yīng)堆只燃燒0.9%的釷燃料，現(xiàn)在還不清楚這樣的反應(yīng)堆是否具有經(jīng)濟(jì)潛力。目前好像中等的快中子反應(yīng)堆相比之下是最好的選擇。ADTTRs可以生產(chǎn)出相對于加速器輸如至少2-5倍的能量，取決于他們工作的速度，裂變產(chǎn)物的數(shù)量。工作效率最快，電效率會越小。另一方面反應(yīng)堆中子能量越低，反應(yīng)堆電效率越高。因為地球上的鈾和釷儲備幾乎無限，反應(yīng)堆未來的能源可以是一個偉大的對策。ADTTRs以來有一個相對簡單的結(jié)構(gòu),只需要天然釷、鈾等啟動，即便是在發(fā)展中國家也沒有太大的困難。本文中系統(tǒng)討論的內(nèi)容在很多的

24、先前研究中已經(jīng)開展了。與本研究不同，之前的研究更多的專注于燃燒輕水堆中所產(chǎn)生的核廢料，而并非天然鈾和釷。一些科學(xué)家彈雨放射性廢物會在一百萬年以內(nèi)變的不安全。參考文獻(xiàn)Barshall,H.H.,Bartholomew,G.A.,1983.NeutronSourcesforBasicPhysics,andApplications.PergamonPress,NewYork.Bartis,JamesT.,2007.USDepartmentofEnergy.InternationalEnergyOutlook2007.May2007,EnergyInformationDivisionReportDOE

25、/EIA-0484(2007),USDOE,Washington,DC.Bartis,JamesT.,2007.USDepartmentofEnergy,MonthlyEnergyReview,September2007,EnergyInformationDivisionReportDOE/EIA-0035(2007/09),USDOE,Washington,DC.Bossew,P.,1992.TheTruePriceofNuclearPower,TheEconomic,EnvironmentalandSocialImpactsofTheNuclearFuelCycle,PoisonFire,

26、SacredEarth,Testimonies,Lectures,Conclusions,WorldUraniumHearing,Salzburg,Austria,pp.88一93.Browne,J.C.,Anderson,J.L.,Cappiello,M.W.,Lawrence,J.L.,Lisowski,P.W.,1996.Statusoftheacceleratorproductionoftritium(APT)project.In:ProceedingsofsecondInternationalConferenceonAccelerator-DrivenTransmutationTec

27、hnologiesandApplications,vol.1,Kalmar,Sweden,p.101.Cowan,G.A.,1976.Anaturalfissionreactor.ScientificAmerican235,36.Croff,A.G.,1980.AUsersManualfortheORIGEN2ComputerCode.ORNL/TM-7175(CCC-371).Croff,A.G.,1983.ORIGEN2:Aversatilecomputercodeforcalculatingthenuclidecompositionsandcharacteristicsofnuclear

28、materials.NuclearTechnology62,335.GordonEdwards,1992.KnownFactsandHiddenDangersofUraniumMining.PoisonFire,SacredEarth,Testimonies,Lectures,Conclusions,WorldUraniumHearing,Salzburg,pp.19-20.Fink,U.,1992.TheNuclearGuardianship,ConceptforaRadioactiveFuture.PoisonFire,SacredEarth,Testimonies,Lectures,Co

29、nclusions,WorldUraniumHearing,Salzburg,Austria,pp.135-138.Funk,Wagnalls,2000.NuclearEnergy.Funk&WagnallsMultimediaEncyclopedia.VersawareTechnologies,NewYork,NY.Ga,U.,Engel,J.R.,Dodds,H.L.,1992.Moltensaltreactorsforburningdismantledweaponsfuel.NuclearTechnology100,390.Harry,Bradley,2007.Worldlistofnu

30、clearpowerplants,operable,underconstructionoronorderasofDecember1,2006.NuclearNews50,35-37.Kuroda,Paul,1973.Aprehistoricnuclearreactor.Chemistry24(January),23.Lane,J.A.,MacPherson,H.G.,Maslan,F.,1958.FluidFuelReactors.Addison-Wesley,Reading,Massachusetts.Mandrillon,P.,Fietier,N.,Rubbia,C.,1996.Ahigh

31、intensitycyclotroncomplexfordrivingtheenergyamplifier.In:ProceedingsoftheSecondInternationalConferenceonAccelerator-DrivenTransmutationTechnologiesandApplications,vol.2,Kalmar,Sweden,p.984.Murley,T.E.,1990.Developmentsinnuclearsafety.NuclearSafety31,9.NuclearWastes,1996.TechnologiesforSeparationandTransmutation,NationalResearchCouncil,Nat.AcademyPress,WashingtonDC.Olson,K.R.,Henderson,D.L.,WoosleyJr.,M.L.,Sailor,W.C.,1995.Preliminaryinvestigationofactinideandxenonreactivityeffectsinacceleratortransmutationofwastehigh-fluxsystems.NuclearT