С применением методов численного моделирования определены необходимые для расчёта накопления изотопов трансплутониевых элементов нейтронно-физические характеристики новых облучательных объёмов реактора СМ в топливной зоне и центральной нейтронной ловушке. Представлен сравнительный анализ их эффективности при реализации многоэтапной программы производства калифорния-252.
Neutronic parameters of added irradiation capacities in the SM core and central neutron flux-trap region were calculated with the use of computational modeling as they are necessary for computing accumulation of isotopes of transplutonium elements. This paper presents a comparative analysis of their operational efficiency with the focus on the multi-step production of californium-252.
Key words: transplutonium elements; the SM reactor; reactor core; neutron trap.