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.

Изложена методика построения оптимальной схемы перемещения ядерного топлива, позволяющей организовать сверхдлинную компанию энергетического реактора.

Определён баланс актиноидов в торий-плутониевом топливном цикле, образованном 8-летними компаниями реактора ВВЭР-1000 при режиме движения топлива от периферии к центру активной зоны при частичном перемешивании в азимутальном направлении.

Определена оптимальная схема перестановок тепловыделяющих сборок, обеспечивающая рекордное значение выгорания ядерного горючего 94,4 гВт*сут/т при глубине выгорания 239Pu до 93,3%.

Анализируются структуры резонансных областей в зависимостях сечений поглощения нейтронов от их энергии для чётно-чётных ядер 238U и 232Th.

Теоретически обоснованы преимущества использования 232Th в качестве сырьевого нуклида при изготовлении ядерного топлива перспективных реакторов.

В результате анализа установлены причины возрастания значений отрицательного температурного эффекта реактивности и оптимального водно-топливного отношения в тепловых реакторах в случае использования торий-содержащих ядерных топливных композиций.

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.

То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым?

То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым?
Авторы приводят значения 0,672 − 0,346 − 0,210 % для урановой − смешанной − торий/плутониевой загрузок.

Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ?

Вообще, в трёх статьях я нашёл только одно упоминание о доле запаздывающих нейтронов и ни одного слова об управлении реактором с такой загрузкой.

В хвосте первой ссылки http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf - начало статьи, где тема дефицита запаздывающих нейтронов, очевидно, разбирается. Увы, только самое начало этой статьи.

Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ?

0,63 => 0,56

Одна касета реактор не взорвёт.

если взять одни только кассеты с самым глубоким выгоранием...
Например, если имеем в такой кассете поровну 235U и 239Pu, то бету-эфф для неё грубо-прикидочно получим (0,0064+0,0021)/2 = 0,00425.

могут иметь повышенную бету благодаря делению урана-238

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?

Вроде о серийных ВВЭР пишут.

Так а где же там металлические топлива применяться могут?

Так а где же там металлические топлива применяться могут?