QUOTE(KTN @ 13.1.2013, 22:28)

Насколько мне известно, темы "Торий" или как-то связанной с ториевым циклом, в Росатоме сейчас не существует.
Значит в целом взгляды Курчатова по-прежнему взяты за основу.
Позиция Росатома не говорит от том, что ториевый ЯТЦ совершенно безнадежен/безперспективен.
Просто она отражает состояние стагнации, при котором не хотят ничего менять в отлаженном, но слабоперспективном на дальнюю перспективу уран-плутониевом ЯТЦ.
Один путь развития ЯТЦ - лезть в область быстрых нейтронов, постоянно опасаться проблем пожароопасных с натривым теплоносителем, страдать от низких КВ не соответствующих ожиданиям, мучаться многие годы с выгоранием и распуханием окидного толива, ломать голову от уровня проблем ожидающихся с металлическим топливом, возится с производством виброМОХа и его таблеток, иметь немалые проблемы переработкой его ОЯТ, недоумевать куда девать гигакюри нарабатываемых траснплутонидов. Это путь быстрых натриевых реакторов с уран-плутониевым ЯТЦ в основе.
Второй путь - спустится в область субтепловых нейтронов на тяжеловодных реакторах, накопить вначале оперативный запас урана- 233, постепенно перейти на гибридный по топливу 233U-235U-Pu цикл, а потом перейти на чисто торий-урановый цикл, оптимизировав характеристики специально сконструированных тяжеловодников для него.
Это путь который выбрала Индия и к которому склоняется Канада.
IMHO, этот путь более перспективный и безопасный в плане технологических и экологических проблем при равитии такого подхода.
QUOTE(KTN @ 13.1.2013, 22:28)

Для военных целей уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием, критмасса примерно такая же, а недостатки есть: в U233 всегда есть U232, цепочка распадов которого приводит к таллию Tl-208, светящего жесткими гамма-квантами. По мере наступления радиоактивного равновесия, когда боезаряд из U233 изготовлен и лежит на хранении или на ракете в боевом дежурстве, с каждым месяцем его радиоактивность возрастает.
Если есть возможность производить плутоний, для военных целей производство U233 не целесообразно.
Неперспективность урана-233 для первых этапов развития ЯОК связана в основном с тем, что его выход с тяжеловодника-наработчика будет в 4-5 раз меньше чем плутония, поскольку в тяжеловоднике-наработчике плутоний оружейного качества нарабатывается и в активной зоне и бланкете, а уран-233 хорошего оружейного качество только в мишенях из бланкета.
*В а.з. ториевые стержни тоже можно вводить в состав топливных кассет, но уже потребуется использование слабообогащенного урана.
В погоне за количеством нарабатываемого ядерного делящегося материала уран-233 конечно сильно уступает плутонию. Однако высокочиcтый оружейный уран-233 с долей изотопа урана-232 менее 2 ppm по затратам чуть легче наработать, чем высокочистый оружейный плутоний с долей плутония-240 менее 2%.
СССР сделал выбор легководных уран-графитовых реакторов-наработчиков для ЯОК, для которых наработка урана-233 не очень подходяща.
Из опыта ядерной оружейной программы США следует, что для этапа создания ядерных боеприпасов на делении ПУГРы более эффективнее тяжеловодников в плане наработке большего количества ядерного материала. С переходом на этап создания бустированных тритием боеприпасов, стало очевидно, что без тяжеловодников уже плохо и для поддержания современного парка термоядерного оружия тяжеловодный наработчик трития крайне желателен. А если его/их нет, то начинается гемор с наработкой трития в литий-содержащих мишенях легководных реакторов, что сейчас и наблюдается в США. Не зря же у нас всегда работали тяжеловодные наработчики изотопов (ОК-180, ОК-190, ОК-190М), поскольку наработка трития в ПУГРах не столь эффективна из-за более жесткого нейтронного спектра.
http://ozmayak.narod.ru/glava_2.htmhttp://www.libozersk.ru/pbd/Mayak60/link/107.htmhttp://www.libozersk.ru/pbd/Mayak60/link/226.htmДаже у Бекмана вопрос наработки трития для ЯОК рассмотрен, но к сожалению главенствующая роль тяжеловодников в его промышленной наработки не отражена.
http://profbeckman.narod.ru/RH0.files/24_6.pdfЗакрывать тяжеловодную "Людмилу" в отличии от ПУГРов никто и не собирался и в ближайшие годы не собирается.
Основное требование к промышленным реакторах-наработчиках военных изотопов - максимальная мощность их нейтронного потока подходящего спектра для облучения мишеней. Для тритиевого производства мишени из среднеобогащенного литием-6 сырья.
Но тритий сам по себе вырабатывается тяжеловодниками и в ходе их работы из-за захвата нейтронов дейтерием и выходом трития в телоноситель из микротрешин твэлов. Т.е. тритивый тяжеловодный наработчик имеет двойной профит.
И наши и американцы на этом этапе поняли, что высокие уровни мощности реактора-наработчика изотопов не сочетаются к требованиям низких уровней мощностей нужных для наработки хорошего оружейного плутония. Т.е. если перейти на выгорания топлива более 1100-1200 МВт*сут/тонну, то прощай оружейный плутоний. Но индусами показано было, что для урана-233 возможна ускоренная наработка хорошего качества (с долей изотопа урана-232 между 5 и 10 ppm) в энергетических тяжеловодных PHWR на повышенных уровнях мощности, соответствующих выгораниям порядка 4000-7000 МВт*сут/тонну.