Вопрос по лития-6 и тритию Опции

[VBVB]

Возник вопрос такого рода.
Если некое государство, не обладающее ЯО, начинает производить литий-6 и предполагает его конвертировать в тритий, то насколько это законно по различным международным договорам?
Ведь и литий-6 и тритий относятся к контролируемым материалам (непонятно кем контролируемыми - то ли странами подписавшими договора о нераспространениия ЯО и оружейных материалов или МАГАТЭ?).

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2011, 16:57

[VBVB]

Килограмм трития выделяет на хранении, от бетараспада с временем жизни 17 лет, 300 Ватт тепла. Учитывая всё это, ни в стратегических ни в тактических современных зарядах уровня выше 100 Кт, тритий не применяется.

Для бустирования ядра-праймера не нужны килограммы трития.
Да и представьте гемор с хранением таких объемов газа радиоактивного и стоимость его. По разным данным сейчас стоимость наработки и выделения 1 кг трития составляет от 30 до 150 млн. долларов в зависимости от методов и подходов.
Кроме того, в конструкции плутониевого инициатора большую полость для инжекции тритий-дейтериевой смеси не создашь, поскольку масса инициатора тогда резко возрастает, и проблемы с устойчивой имплозией появляются. Да и диаметральный размер устройства сильно возрастает, даже в случае более сложных в изготовлении эллиптических инициаторов.

Разные данные и оценки по количествам используемой тритий-дейтериевой бустирующей смеси говорят о числах в интервале между 5 и 10 граммами. Т.е. об использовании всего 3-6 граммов трития на одну ступень первичного термоядерного усиления.
Учитывая период полураспада для трития 12,36 лет, удельное тепловыделение трития составляет около 0.318 Вт/грамм. Следовательно 3-6 граммов свежего трития дают тепловыделение 0.95-1.91 Вт. Эта величина мала по сравнению с тепловыделением от 4 кг плутониевого инициатора, дающего около 15 Вт для суперчистого плутония (с долей Pu-239 около 97%) или около 24 Вт для плутония обычного оружейного состава (с долей Pu-239 около 94%).

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 1.2.2013, 9:50

Причина редактирования: Исправил по просьбе автора. - Модератор

[VBVB]

Учитывая период полураспада для трития 12,36 лет, удельное тепловыделение трития составляет около 0.318 Вт/грамм.

Не стоит доверять древним справочникам.
Посмотрел современные американские данные для трития:
http://www.hss.doe.gov/nuclearsafety/techs...ok/hdbk1079.pdf
- период полураспада для трития 12,43 года
- удельное тепловыделение 0.328 Вт/грамм.
- удельная активность 9545 Ки/грамм
В общем, тепловыделение от трития в капсуле для хранения D-T газовой смеси будет ерундовое на уровне 1-2 Ватта.

Сообщение отредактировал VBVB - 31.1.2013, 23:57