
Вам бы только пули лить!Ответить девушке не могут!
Использование в реакторе 242mAm имеет преимущества по сравнению с урано-
вым топливом, поскольку отношение F/W для америция превышает аналогичное
отношение для урана, и кроме того, количество использумого 242mAm в сотни раз
меньше количества необходимого урана.
242mAm может быть получен при облучении нейтронами 241Am, который, в свою
очередь, появляется в результате β-распада ядер Pu241 (период полураспада 13.2
года). В отработавшем топливе тепловых реакторов всегда есть плутоний, в кото-
ром доля изотопа Pu241 на уровне 10%.
Получение чистого 242mAm в количествах десятков грамм пока только обсужда-
ется, но поскольку 241Am доступен в больших количествах (в одной тонне отрабо-
тавшего топлива реактора ВВЭР-1000 через 10 лет после выгрузки содержится
около 0.5 кг 241Am), то получение 242mAm возможно при организации специально-
го производства по облучению 241Am в реакторе. Надо отметить, что в любом ре-
акторе и при любом времени облучения отношение концентраций 242mAm /241Am
намного меньше единицы. Так при облучении 241Am в тепловом реакторе отноше-
ние 242mAm /241Am может достигать 0.01, а при облучении в быстром реакторе это
отношение вырастает до 0.09. Для реактора малого объема с америциевым топли-
вом, отношение 242mAm /241Am должно быть не менее 0.5. Для достижения такого высокого содержания изотопа 242mAm необходимо применять технологию изотопного обогащения. Для получения одного грамма америция с 50% содержанием 242mAm потребуется 100 г облученного в тепловом реакторе 241Am. Для выделения такого количества 241Am необходимо переработать 200 кг выдержанного в течение 10 лет отработавшего топлива.
Очевидно,что технология получения топливной смеси будет не быстрой и затратной,но для некоторых применений,в том числе и для межпланетных перелётов, 242mAm оптимален.
Его можно использовать в корабельном реакторе для получения энергии, как для ионного двигателя,так и для работоспособности инерционного термоядерного двигателя.