Вопрос про литий. Для лодок литий когда-нибудь предполагался?

Известно, что литий в качестве теплоносителя для быстрого или суббыстрого реактора требует высокой степени обогащения по изотопу лития-7, поскольку при использовании природного лития в теплоносителе будет генерится усиленно тритий.
Очевидно, что выход трития из теплоносителя в реакторный отсек это совсем нехорошо. Плюс дополнительные проблемы с перезарядкой активной зоны.
Ну это вы и сами понимаете.

А чем литий так интересен в качестве теплоносителя для лодочных ЯЭУ?

Для лодок нет, только для космических реакторов рассматривался.

В случае лодок:
* по взаимодействию с водой литий аналогичен натрию;
* температура плавления высокая, выше чем у натрия и свинца-висмута;
* замедляющие свойства сравнимые с бериллием и даже тяжёлой водой;
* требуется в многотонных количествах разделённый изотоп литий-7, по доступности не сравнимый с моно-изотопом натрием получаемым из поваренной соли NaCl;

1) Ну по опыту, литий чуть менее активнее натрия по взаимодействию с водой, но это чисто химически. Практически же капли/куски и лития и натрия в морской воде гореть и взрываться будут почти одинаково эффективно.

2) Более высокая температура плавления лития (около 181С), чем эвтектики свинец-висмут (около 125С), однозначно говорит, что практических проблем с разогревом остановленного реактора с литиевым теплоносителем можно иметь немало.

3) Малая плотность лития по сравнению с водой или натрием и его сильные замедляющие свойства, по сравнению с тем же натрием, однозначно говорят, что компоновка активной зоны ЯЭУ с литиевым теплоносителем будет относительно неплотной с большим шагом решетки. Однако, при правильном подборе уровня обогащения топлива на ЯЭУ с высокообогащенным по литию-7 литиевым теплоносителем на МОХ-топливе принципиально можно иметь на промежуточном нейтронном спектре, по сути эпитепловом резонансном спектре, относительно длинную топливную компанию в режиме КВа чуть менее единицы. Т.е. на высокообогащенном литии-7 и низкофоновом МОХ-топливе среднего обогащения можно попытаться создать ЯЭУ типа "почти самоеда" с длиной практической топливной компании в пару десятков лет.

4) Получение высокообогащенного изотопа лития-7 в тоннажных количествах реально дорогой и геморный процесс. Однако, вполне можно надеятся на практическое применение высокоэффективного лазерного обогащения природного лития для этой цели.

Т.е. в принципе, у лития в качестве теплоносителя есть перспективы для создания ЯЭУ, но скорее корабельных, а не лодочных.

Да.

Техзадание на тему В-5, подписано Лейпунским в феврале 1959 года.
Альтернатива свинцу-висмуту.
Тема В-5 - из её продолжений потом и появились свинцово-висмутовые лодки.

Работы были прекращены в том же году.
Основная причина - сверхжёсткие сроки (тему заканчивали в том же году, результатом должен был быть эскизный проект).
Слишком неизученный теплоноситель, и уверенности в успехе в заданные сроки не было.

По опыту применения лития, как горючего в ЖРД - он гораздо агрессивнее ко многим конструкционным материалам, чем натрий.
Практически любой химик знает, что расплавленный литий проедает почти любое стекло ЗА СЕКУНДЫ!
Расплавленный литий разъедает многие металлы, хуже него только галлий.
С обычной керамикой на основе Al2O3 литий при +300 тоже взаимодействует весьма активно.
Хорошо против лития стоит стеклоуглерод, но это и экзотика, и хрупкий он, и в окислительной атмосфере стоек только до 300 градусов.
Можно почитать про конструкции электролизёров по получению лития - это не закрытая информация. Там много интересного.

Так свинец-висмут тоже ведь не подарок.

Тема, про которую я упомянул, была поисковая - Pb-Bi и что-то иное. На роль чего-то иного уже не мог подходить натрий, к этому моменту Сивольф уже крупно ..лся. Видимо, поэтому возникла кандидатура лития (это предположение).
Но перестали по нему работать очень быстро, в решениях по теме уже рекомендации были только по свинцу-висмуту.

Так что формально ответ на вопрос топикстартера - да, литий для лодок когда-то предполагался.
А практически, можно ответить - нет, не было такого.

Да, натрий-калий тоже не мог. Думаю, что у нас уже к тому моменту знали, что Сивульф погубил натрий-калий второго контура, а не натрий первого

Так что, видимо, кандидатур для поисковых было не так много.

А литий потом ещё для атомных самолётов собирались рассматривать.

Я тут где-то приводил что в одном из вариантов гибридного реактора для наработки трития предполагалось использовать именно литий, причем был вариант и добавки в натрий с постепенной его заменой, так и обедненный легким изотопом с добавкой по необходимости природного, но основная наработка трития от тяжелого лития.

Микросечение реакции 6LI(n,t)
от ~1000 барн при 0,025 eV
до ~ 1 барн при 100 кeV (с "резонансом" до 10 барн при 250 keV)
при 1 МeV - 0,25 барн
при 10 MeV - 0,03 барн
Микросечение реакции 7LI(n,t)
пороговая реакция Епорог - 2,84 MeV
максимальное сечение за порогом до 0,4 барн при 6 - 10 MeV
при 14 MeV - 0,3 барн
Если верить таким данным, то "наработка" трития будет на 7Li больше только в термоядерном бланкете и только для (d,t) - реакции
Во всех других "спектрах и реакторах" наработка трития будет больше на 6Li.
Повтор: В любом ядерном реакторе "вкл. быстрый " наработка трития будет выше на 6Li.

Тут концептуальная ошибка. Потому что лития-7 в реактор на тепловых нейтронах можно напихать в тысячи-миллионы раз бОльшем количестве и получить в разы и на порядки бОльшую выработку трития с реактора той же мощности.
Li7 не тратит нейтрон, он его "переизлучает" с меньшей энергией. Либо нейтрон теряет энергию на соударениях, либо с малой вероятностью участвует в ядерной реакции с получением трития, в результате которой - опять же нейтрон. Чистый литий-7 почти не влияет на критичность.

А в том же бланкете для ТЯ для наработки трития было бы сочетание обоих изотопов (какое именно надо считать, но скорее всего - "почти всё литий-7 + проценты-доли процента лития-6", потому что тепловой нейтрон литий-6 находит по любому).

Поясните . . . пока не увидел за счет чего в тепловом реакторе литий-7 увеличивает выработку трития . . .

Потому что сечения - это не то, что ограничивает выработку трития в реакторе. Выработка ограничена количеством нейтронов.

Каждый атом трития, полученный из лития-6 требует безвозвратно потраченного нейтрона. Нейтронов в реакторе - ровно на поддержание реакции + некоторый, совсем небольшой излишек, проценты-десятки процентов.
Если мы хотим увеличить выработку трития из лития-6, нам нужно увеличивать количество нейтронов и мощность реактора. Иначе литий сожрёт слишком много нейтронов и реактор тупо потеряет критичность и заглохнет. Плюс, на каждый атом трития мы должны поделить 7-20 атомов урана.

Тритий, полученный из лития-7 не требует на себя нейтрона; идёт размен быстрого на медленный, что для реактора на тепловых нейтронов не просто не существенно, но даже желательно. Реактору на тепловых нейтронах совершенно всё равно, сколько нейтронов попадут в литий-7 (с выработкой лития), потому что выделившийся медленный нейтрон этой реакции точно так же поделит уран. Поэтому в выработке трития мы ограничены только сечениями реакции и физической возможностью натолкать в активную зону лития-7.
А лишние нейтроны мы можем потратить как угодно (например, поглотить их тем же литием-6).

В быстром реакторе это будет не так, потому что замедление нейтронов литием-7 тоже сказывается на нейтронном балансе, и тут ограничения гораздо сильнее, чем в тепловом.
Натолкаем много лития-7 - смягчим спектр - опять же безвозвратно потеряем нейтроны (только уже "нерождёнными" при делении, но результат - один).

А как влияет тот факт, что литий-7 пороговый и порог довольно высокий 2,8 МэВ ? И есть ли в реакторе "лишние" места, куда можно поместить литий-7, и чтобы он мало на что влиял.
В "хорошем реакторе", который экономит нейтроны - должен быть оптимум в отношении замедлитель/топливо, не ограничивает ли это - диапазон в миллионы раз по литию-7.
И еще . . ., если увеличить концентрацию лития-7 в миллионы раз, то . . . он имеет сечение радиационного захвата, хоть и маленькое - 1Е-4 барн в тепловой точке, и это тоже должно приводить к потере нейтронов.

Отрицательно, ессно. В общем-то, малая доля нейтронов может прореагировать с литием-7, и на реакцию только один-два шанса, дальше энергия нейтрона будет потеряна.
Но зато это все нейтроны, а не только те, которые мы можем потратить без ущерба для реактивности. И опять же: в смысле нейтронного баланса это "халява". А лишние нейтроны мы можем потратить по своему усмотрению и в реакторе с литиевым замедлителем.

"В миллион раз" по сравнению с литием-6, конечно.
Литий-7 может быть замедлителем. И да, конечно, его количество в зоне тоже чем-то ограничено.

10Е-4 барна для тепловых? Ну так что ж, у кислорода-16 - на два порядка больше, а тяжёлая вода - один из лучших, "экономных" по отношению к нейтронам замедлителей.
А у лёгкого водорода - вообще единицы барн. И ничего - как-то оно и на лёгкой воде работает. Теряет нейтроны, конечно. Но работает. А литий-7 - и этого бы попусту не терял.

Понятное дело, что и литий-7 не абсолютный идеал. Но он хорош. А тритий при этом получается "как бы бесплатным".

Планировалось освоение реактора со средним спектром и литием-7 в качестве теплоносителя, в котором попутно нарабатывать тритий, которым питать гибрид, где в основном нарабатывать делящиеся материалы для тепловиков.
Из преимуществ такого подходи в связывании трития литием и легкости вывода гидрида лития в холодных ловушках.

Более 10% нейтронного потока имеет такие энергии, и их вполне достаточно для питания гибрида, который в свою очередь обеспечивает десяток тепловиков делящимися.

Уточнения:
1. у кислорода-16 микросечение радиационного захвата в тепловой точке - 2,7Е-4 барна (у лития-4 - 1,0Е-4 барна) разница не на "порядки"
2. у легкого водорода микросечение радиационного захвата в тепловой точке - 0,33 барна (меньше "единицы" барн), что и дает для воды Н2О - 0,66 барн

Думаю, что не все так "очевидно":
Например у 238U порог деления 1,01 МэВ, а в спектре деления более 75 % нейтронов имеют большую энергию - однако делить 238U почему-то не успевают.
Доля делений 238U в "тепловом" реакторе составляет ~2%. В основном за счет неупругого рассеяния нейтроны быстро уходят за порог 1 МэВ, тем более за 2,8 МэВ
И это для случая, когда быстрый нейтрон рождается в уране и очень вероятно, что первым встретит на своем пути уран а не замедлитель, в т.ч. и литий-7,
и соответственно его энергия будет ниже порога - и для трития такой нейтрон не интересен . . .

Попробуем оценить сколько можно наработать в "идеале":
Для тепловой мощности 3000 МВт надо 1Е20 дел/сек, для которых надо - 1Е20 нейтр/с
микросечение деления урана-8 ~ 1 барн и он дает дополнительно 1% нейтронов - 1Е18нейтр/с
литий-7 при микросечении (n,n-t) 1Е-4 барн в "лучшем" случае даст 1Е14 реакций (в "реальности" еще меньше).
за год работы получим 1Е14 * 3,15Е7 = 3Е21 ядер трития - это "ровно" 0,015 г
Это много или "нормально" . . .
Оценка приведена из предположения что ядерные плотности урана и лития "сравнимы"