Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974 Опции

[AtomInfo.Ru]

Ещё один примечательный старый (1974) отчёт ФЭИ, опубликованный в юбилейном сборнике М.Ф.Троянова.

О воспроизводстве ядерного горючего в быстрых натриевых реакторах.

Авторы отчёта - В.В.Орлов, М.Ф.Троянов, В.И.Матвеев, А.И.Новожилов, С.Б.Бобров, С.А.Субботин.

Как директор и руководитель проблемы подписал О.Д.Казачковский.

[AtomInfo.Ru]

Как же поступить, если реальность окажется не такой благостной, как показывают расчёты? Как в этом случае всё-таки обеспечить нужный высокий КВ?

В другой теме я приводил выдержку из статьи Стумбура о результатах, полученных на ртутном БР-2. На нём был измерен КВ=2,1+-0,3.
Это более чем много.
Например, тепловой реактор с его nu=2,4 физически не сможет обеспечить столь высокое воспроизводство, как бы ни мучались с ним конструктора.

Натрий в быстром реакторе - замедлитель, то есть, вещество, портящее свойства БР. Отказ от натрия в пользу ТЖМТ пошёл бы КВ на пользу. Но этот вариант в отчёте не рассматривается.

Резервным планом в отчёте названа замена топлива.