ВВЭР и торий Опции

[AtomInfo.Ru]

Несколько интересных статей из Томска прислал один из участников форума, за что ему большое спасибо!

http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf

Известия Томского политехнического университета. 2004. Т. 307. No 7
В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян
Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торий-плутониевым и торий-урановым оксидным топливом

Рассматривается вариант реализации открытого ториевого ядерного топливного цикла как альтернатива замкнутому уран-ториевому и дополнение к успешно реализованному уран-плутониевому циклам.

Вариант не требует принципиальных изменений конструкции серийных легководных реакторов последнего поколения при переходе на торийсодержащее топливо и обеспечивает возможность организации открытого топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний.

Плутоний и высокообогащённый уран вовлекаются в открытый ториевый цикл как "запальные" нуклиды, инициирующие наработку урана-233.

Наработка и параллельно протекающее выгорание урана-233 организованы так, что достигаются предельные значения выгорания урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний.

[AtomInfo.Ru]

http://atominfo.ru/files/th/Pu-U-Th-parameters.pdf

Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1
В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров
Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов

Анализируется возможность безопасного хранения сплавов сырьевого нуклида Th-232 с основными нечётно-чётными нуклидами U-235 и Pu-239.

Получены соотношения для определения предельно допустимых значений концентрации ядер урана и плутония в сплавах, приведены результаты нейтронно-физических расчётов.

[VBVB]

Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1
В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров
Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов

Какая довольно странная статья.
Идет речь о топливных сплавах 235U-232Th 239 и Pu-232Th. Но в каких же реакторах такие сплавы предполагается использовать?
В ВВЭРах, БНах, РБМК? Так ни в одном из этих типов энергетических реакторов металлическое топливо не используется и в ближайшее время не предполагается к использованию.
Или обсуждаемые сплавы с содержанием делящихся нуклидов до 18% - это основа для перспективных топливных сплавов для транспортных ЯЭУ?