Возник вопрос такого рода.
Если некое государство, не обладающее ЯО, начинает производить литий-6 и предполагает его конвертировать в тритий, то насколько это законно по различным международным договорам?
Ведь и литий-6 и тритий относятся к контролируемым материалам (непонятно кем контролируемыми - то ли странами подписавшими договора о нераспространениия ЯО и оружейных материалов или МАГАТЭ?).

Сомневаюсь про конвертацию в тритий.
Слишком короткий его век.

Тут дело не в сомнениях, а в том, что "официально не обладающая ЯО" страна говорит, что им нужен тритий (якобы для экспериментов с реакторами типа деление-синтез) и они его будут делать. Насколько я понимаю, ГЯП жестко контролируются продажи и поставки заметных количеств лития-6 и трития. Литий-6 не является первичным оружейным материалом (primary nuclear weapon material), но как известно является одним из основных компонентов для бустерных зарядов повышенной мощности и термоядерных зарядов.
Смысл моего вопроса - насколько законно с точки зрения договоров о нераспространении производство безъядерным государством ощутимых количеств лития-6 якобы для последующего его конвертации в тритий для исследовательских целей?

Несколько лет подряд американцы проводят промышленную наработку трития для своих ядерных боезарядов из стержней с алюминатом лития-6 на АЭС Watts Bar (Unit 1) компании TVA. Производство трития планируется расширять далее на АЭС принадлежащих TVA.
В печати несколько раз появлялась информация, что TVA подавала заявки на использование будущего МОХ-топлива из избыточного американского оружейного плутония для своих АЭС.
Интересная ситуация получиться может, утилизируя один действительно избыточный ядерный оружейный материал (плутоний), будут одновременно нарабатывать крайне необходимый и расходуемый (5% распад ежегодно) другой оружейный материал (тритий).

Во-первых, почему, оружейный плутоний нужно утилизировать, учитывая доминантное положение страны и трансатлантического блока? Во-вторых, всегда оправдания у них найдется, для ITER нарабатывали, не покладая рук. А так они за мир во всем мире. D+T, оно же хорошо.

т.е. вы намекаете на то, что америкосы скоро в одностороннем порядке выйдут из СОУП?

Нет. США, как государство, не выполняло международных и межправительственных договоров, которые не были им выгодны, или выполняло, если, были нулевыми или выгодны по результатам. Это из близких мне сфер деятельности.К конкретным людям из простого американского населения отношусь хорошо. ;)

Если верить И-нету , то в термоядерных зарядах тритий получают непосредственно в "устройстве" в реакции нейтронов (от ядерного запала) с литием.
То же наблюдается и в термояде для ТОКАМАКов.

Не разбираюсь я в этой химии. Но, изотопа литий-6, 7-7,5% или по массе, или по объему. И как его проконтролировать?

Утилизиоваться будет низкокачественный плутоний из мобилизационного запаса с долей Pu-239 между 91-93% и низкого качества оружейный с содержанием Pu-239 порядка 93-94% из устаревшего списанного тактического оружия, принадлежавшего ВВС и сухопутным войскам.
В МБР "Минитмен" в боеголовках более чистый плутоний, как и в хранимых боезарядах от MX .
У флота для МБР "Трайдент" и особенно тактических КР "Томахоук" плутоний сверхчистый "supergrade" с долей Pu-239>97% для МБР и Pu-239>98% для КР. Чтобы дозовые нагрузки на экипажи подлодок меньше были и обслуживание боеголовок в арсенале легче производить.
Поэтому очевидно, что американцы списали и будут утилизировать низкокачественный и относительно высокорадиотоксичный оружейный материал, который затрудняет обслуживание и эксплуатацию их парка ЯО.
Если этот вопрос будут муссировать, то не исключено и такое возможное объяснение, почему энергетический реактор гражданского назначения явно работает на ядерную оружейную программу.
Ориентировочно для запуска термоядерного реактора ITER-типа мощностью под 1000М Вт(эл) (соответствующей тепловой мощностью ~2700 Мвт) первоначально нужно не менее 7 кг чистого трития.
Американцы сейчас стремятся выйти на ежегодный уровень производства в 3 кг.

Для БН рассматривался вариант перевода в тепловики с теплоносителем из Li-7.
Небольшая часть нейтронов >2МЭв также даст тритий и тепловой нейтрон, и для БН-600/800 его в ровень укладывается с уже упоминавшимся проектом ТРОЛ, на котором в свою очередь литиевый бланкет заменялся бы на ториевый.

Выходить из СУОП им смысла особого нет. Поскольку они с определенным трудом нас в это соглашение втянули.
Просто налицо хитрый размен. В случае успешной реализации СУОП расклады следующие.

Американцы практически с выработкой приличного количества электроэнергии на коммерческих станциях утилизируют действительно избыточный для них плутоний невысокого оружейного качества и возможно одновременно производят на этих же АЭС наработку трития для оружейного комплекса.
34 тонны утилизируемого плутония это около 690 тонн 4.9% плутониевого МОХа из списываемого американского оружейного плутония (эквивалент топлива с 4.25% 235U). Т.е. этого топлива хватит почти на 20 лет работы гигаватной электрической мощности PWR (при годовом расходе топлива около 33.5-34 тонн [http://www.irpa.net/irpa10/cdrom/00820.pdf]).
Учитывая, что MOX-топливо будет продаваться лишь немного дешевле уранового, америкаский DOE еще и не малый профит поимеет в ходе реализации СУОП.

Россияне, выполняя СУОП, также утилизируют плутоний неудовлетворяющего качества, однако одновременно занимают на долгие годы свои БН-600 и БН-800 в дурацком варианте без наработки бланкетного хорошего качества плутония. Т.е. имеющиеся БНы заведомо убираются из нашего комплекса наработки ядерных материалов, да и еще работать будут с низким КВ в районе 0.85-0.88 в таком варианте. На выходе после выработки будет МОХ с содержанием плутония-239 около 86-87% или даже хуже. Вылеживаться такой материал будет до переработки лет 12-15. Из такого качества MOXа таблетки массово не попроизводишь (в отличии от реальной возможности производства сейчас таблеточного МОХа из качественного относительно низкорадиотоксичного плутония с содержанием Pu-239 в районе 94-95%, допускающего большое время производственных операций).
Т.е. вместо того, чтобы идти по направлению утилизации вылежавшегося топливного качества плутония от первых зон ВВЭ-440, т.е. к реальному закрытию комбиниванного ЯТЦ на основе тепловых и быстрых реакторов, нас направляют по изоляционному направлению - жечь тупо качественный энергетический метериал ничего аналогичного не вырабатывая взамен. Т.е. полная дискредитация идеи быстрых реакторов.
Даже критикуемый всеми топливный цикл БНов на урановом топливе более осмысленный, чем предлагаемый нам американцами вариант СУОП.

Эта фраза вполне объясняет вышеописанную ситуацию.

Как всегда забыл автора темы, он мне и сообщил про процентное соотношение изотопов.

Месторождения лития известны в России, где более 50 % запасов страны сосредоточено в месторождениях Мурманской области, Боливии (крупнейшее месторождение в мире), Аргентине, Мексике, Афганистане, Чили, США, Канаде, Бразилии, Китае, Австралии, Зимбабве, Конго.
Кстати, если уж речь зашла о месторождениях лития, нет ли у кого примерного процентного содержания по странам?
Все экономически выгодное, думается, уже добыли на аккумуляторы.

Добавлю. Свежего сообщения от Вас, VBVB не видел. К стоимости плутония, можно смело добавить труд и здоровье наших граждан. Про объекты наработки - тоже.

а разве именно от америкосов изначально исходила идея, чтобы мы утилизировали плутоний в БН-ах, а не в тепловых, как они?..

asv363
Собственно по изотапам разница не велика, для ЯТЦ все равно лучше использовать Li-7.

Смысл инжекции дейтерий-тритиевой смеси в полость плутониевого/уранового заряда состоит в общем в следующем.
Простыми словами.
При ядерном делении по действием сверхвысоких температур в дейтерий-тритиевой плазме происходит реакция:
T + D -> 4He + n + 17,6 МэВ.
Энерговыход этой реакции, относительно энерговыхода реакции деления небольшой (энергия деления для урана-235 и плутония-239 грубо 200 МЭв), однако появляется добавочное количество нейтронов, которые могут успешно утилизоваться в оболочке боезаряда из обогащенного/обедненного урана и усиливать общее энерговыделение. Кроме того увеличенный нейтронный баланс системы за счет дейтерий-тритиевого бустирования позволяет увеличить процент деления первичного ядерного материала. Особенно это полезно для боезарядов на уране-235, у которых малый избыток нейтронов деления.
Без бустирования к примеру простой ядерный заряд с 5 кг плутония дает 25 килотонн, тогда как при полном ядерном делении должен дать около 95 кт. С бустированием становится возможным снять до 45-50 кт.
Боезаряд с 18 кг ВОУ урана-235 даст 12-15 кт, тогда как с бустированием до 35-45 кт.
Однако вклад термоядерной составляющей в общее энерговыделение не высок (2-3%), около 1,2-1,5 кт для использования впрыска 5-6 граммов трития, и бомба все таки ядерная. Сложно увеличить большое количество термоядерного вклада, по причине ограниченного размера полости в металлическом ядре боезаряда.
Меняя количество впрыскаваемой тритий-дейтериевой смеси, можно заранее регулировать мощность энерговыделения изделия, и в современных дизайнах уровень изменения мощности варьруется в десяток раз.

Другой вариант использовать для бустирования дейтерид лития-6, что СССР в свое время сделал.
Нейтрон от деления заряда-праймера, попадая в ядро Li-6, вызывает реакцию: n + Li6 -> Не4 + Т + 4,8 МэВ.
Образовавшийся тритий взаимодействует с ядром дейтерия по схеме: T + D -> 4He + n + 17,6 МэВ.
Т.о. в итоге нейтрон возвращается в среду реагирующих частиц.
Это уже более мощный вариант с энерговыделением на уровне 400-500 кт, и является термоядерным боезарядом, поскольку доля термоядерного вклада в общее энерговыделение уже достигает 20-30%. Однако мощность таких боезарядов за счет дальнейшего увеличения количества дейтерид лития-6 и и массы обогащенного урана в оболочке меняется слабо, тогда как общая масса и размеры резко возрастают.
Переход к водородным бомбам (по сути тоже термоядерным большой мощности), в которых ядерный боезаряд с дейтерий-тритиевым бустированием является праймером поджига термоядерной реакции позволил в итоге прийти к современным малогабаритными легковесным боезарядам.
В них контроль степени впрыска дейтерий-тритиевой смеси позволяет менять уровень общего энерговыделение до сотни раз, что крайне важно для военных.

Т.е. тритий крайне ценный, постоянно расходуемый из-за естественного распада, компонент современного парка ЯО развитых стран. И возможность ядерной державы осуществлять промышленную наработку трития позволяет говорить о том, что страна может иметь как термоядерные, так и водородные боезаряды (те же Индия и Пакистан).

Отвечу тов. KTN в этой теме, как профильной.

На одном дейтериде лития-6 мощность термоядерных устройств сильно не разгонишь.
Многослойная слойка по Лавриненко/Сахарову (которая тоже имеет вклад процессов с участим генерирующегося in situ трития) имеет верхний предел мощности под 900-950 кт, ограниченный ее резким возрастанием геометрических размеров. Для современных образцов термоядерных боеголовок ракет и бомб малого диаметра этот схема непригодна.
Увеличение энерговыхода термоядерного заряда за счет увеличения слоевых ступеней - пройденная тупиковая ветка развития ЯО.
Переход на схему Улама-Теллера и ее советские разновидности, где тритиевое бустирование праймера определяет ступенчатое увеличение энерговыхода, позволил сделать прорывной скачок как в мощности термоядерных устройств так и заметном уменьшении их размеров. Двухступенчатая схема Теллера-Улама позволяет создавать настолько мощные термоядерные заряды, на сколько хватит мощности и абляционно/разогревающих возможностей праймера для сверхбыстрого обжатия и разогрева термоядерного горючего дейтерида лития-6.

На простых аналогиях роль прямого тритиевого бустирования термоядерного заряда можно пояснить так.
Тритий в современном ЯО, если его представить в виде аналогии системы бикфордов шнур+капсюль-детонатор+тротил, играет образную роль капсюля детонатора.
Просто горящий бикфордов шнур максимум подожжет тротил и никакого мощного взрыва не будет, но капсюль-детонатор создат мощную высокоростную горячую волну детонации в тротиле.

Тритиевое бустирование дейтерий-тритиевой газовой смеси в полый плутониевый пит-инициатор приводит к следующим термоядерным реакциям в дейтерий-тритий содержащей плазме, образующейся в момент процесса интенсивного ядерного деления праймера:
D + D -> T(1.01 МэВ) + p(3.02 МэВ)
D + D -> 3He(0.817 МэВ) + n(2.45 МэВ)
D + 3He -> 4He(3.67 МэВ) + p(14.68 МэВ)
T + D -> 4He(3.52 МэВ) + n(14.06 МэВ)
T + T -> 4He(2.13 МэВ) + 2n(4.6 МэВ)
T + 3He -> 6Li + gamma + 15.796 МэВ
T + 3He -> 4He(4.77 МэВ) + D(9.55 МэВ)
T + 3He -> 4He(0.5 МэВ) + p(11.9 МэВ) + n(1.9 МэВ)
T + 4He -> 7Li + gamma + 2.468 МэВ

Именно реакции синтеза с участием трития дают резкое увеличения потока нейтронов, причем очень высокоэнергетичных, и выход высокоэнергетичного гамма-излучения.
Поток рентгеновского излучения, обгоняющий нейтроны, через коллимирующую линзу из борированного изотопом бора-10 полиэтилена попадает на термоядерное горючее из дейтерида лития-6, заключенного в оболочку из природного/обедненного урана вокруг второй так называемой "горячей" ядерной ступени из плутония или ВОУ.
Линза с изотоп бора-10, пропускает ренгеновское излучение, которое производит прогрев дейтерида лития-6, многократно отражаяясь от оболочки из природного/обедненного урана и эффективно прогревая плазму из дейтерида лития-6.
Изотоп бора-10 также конвертирует часть потока быстрых нейтронов в нужное для прогрева рентгеновское излучение за счет реакции:
10B + n -> 7Li(0.84 МэВ) + 4He(1.47 МэВ) + gamma(0.48 МэВ)
Соответственно, когда к дейтериду лития-6 доходит основной поток нейтронов от праймера, то детонирует и ядерный материал второй "горячей" ступени, поджигая уже хорошо прогретую горячую и эффективно сжатую плазму из дейтерида лития-6. Плюс эта плазма выжигается за счет как реакций синтеза, так и нейтронного разбития легких ядер.

Такие системы принципиально могут работать и без инжекции дейтерий-тритиевой смеси, но с заметно сниженным энерговыходом.

Наличие в боезаряде двух ядерных ступеней, инжектора D-T смеси для них, линзы для рентгеновского излучения позволяет эффективно управлять уровнями мощности боезаряда для конкретных задач с оптимизацией эффекта (нейтронный поток, ЭМИ-импульс, тепловой поток, мощность давления ударной волны).

Какова роль тритий-дейтериевого газового бустирования в современных боезарядах?
Например, известная термоядерная бомба B61 в некоторых вариантах имела/имеет следующие уровни переключения мощности 0.3, 1.5, 5, 10, 60, 80, 170 или 340 кт.
Переключение мощности могло достигаться следующими операциями: ограничение/отключение подачи бустирующей D-T смеси во вторую и/или первую ядерную ступень, удалением/оставлением кадмиевого стержня из праймера, механическим смещением/перекрыванием рентгеновской линзы, отключением импульcного нейтронного источника (ИНИ), ассиметричной имплозией ядерного праймера.
Как могло бы управляться переключение мощности в B61?
При всех максимально выключенных устройствах оптимизации энерговыхода с ассиметричной имплозией будет только 300-тонный "пшик" праймера.
Без подачи D-T смеси в праймер при невытащенном Cd-стержне и с отключенным ИНИ и полностью "выключенной " второй термоядерной ступенью с дейтеридом лития-6 - энерговыход 1.5 кт.
С вытащенным стержнем - 5 кт.
С включенным ИНИ - 10 кт.
С бустированием D-T смеси в праймер - 60 кт и немалый нейтронный и рентгеновский поток.
Все предудущие механизмы + открытая рентгеновская линза (т.е. с включением второй ядерной и термоядерной ступени) -170 кт.
Полный выход в 340 кт будет при всех включенных устройствах оптимизации и инжекции D-T смеси во вторую ядерную ступень.

а чем первые испытания ТЯ устройств занимались? американцы только сараи без трития строили?

попутно вопрос.

в какую единицу времени?

Не понял. Ватт = Дж/с.

угу пора мне в школу,

Для бустирования ядра-праймера не нужны килограммы трития.
Да и представьте гемор с хранением таких объемов газа радиоактивного и стоимость его. По разным данным сейчас стоимость наработки и выделения 1 кг трития составляет от 30 до 150 млн. долларов в зависимости от методов и подходов.
Кроме того, в конструкции плутониевого инициатора большую полость для инжекции тритий-дейтериевой смеси не создашь, поскольку масса инициатора тогда резко возрастает, и проблемы с устойчивой имплозией появляются. Да и диаметральный размер устройства сильно возрастает, даже в случае более сложных в изготовлении эллиптических инициаторов.

Разные данные и оценки по количествам используемой тритий-дейтериевой бустирующей смеси говорят о числах в интервале между 5 и 10 граммами. Т.е. об использовании всего 3-6 граммов трития на одну ступень первичного термоядерного усиления.
Учитывая период полураспада для трития 12,36 лет, удельное тепловыделение трития составляет около 0.318 Вт/грамм. Следовательно 3-6 граммов свежего трития дают тепловыделение 0.95-1.91 Вт. Эта величина мала по сравнению с тепловыделением от 4 кг плутониевого инициатора, дающего около 15 Вт для суперчистого плутония (с долей Pu-239 около 97%) или около 24 Вт для плутония обычного оружейного состава (с долей Pu-239 около 94%).

Не стоит доверять древним справочникам.
Посмотрел современные американские данные для трития:
http://www.hss.doe.gov/nuclearsafety/techs...ok/hdbk1079.pdf
- период полураспада для трития 12,43 года
- удельное тепловыделение 0.328 Вт/грамм.
- удельная активность 9545 Ки/грамм
В общем, тепловыделение от трития в капсуле для хранения D-T газовой смеси будет ерундовое на уровне 1-2 Ватта.

"6 ноября 1955 года прошло испытание одноступенчатого термоядерного заряда РДС–27 (в виде авиационной бомбы), это была модификация устройства РДС–6с. Его главным отличием было отсутствие в его конструкции трития. 22 ноября 1955 года прошло успешное испытание двухступенчатого термоядерного заряда РДС–37 мощностью в 1,6 Мт (также в виде авиабомбы). Бомбу сбросили на Семипалатинском полигоне с бомбардировщика Ту-16. В конструкции РДС–37 тритий также не применялся. Советские учёные добились поразительных результатов и весьма сжатые сроки."
тут: http://topwar.ru/23070-50-let-nazad-nikita...dnoy-bomby.html

В СССР, в начале развития ЯОК, тритий в качестве компонента узла усиления термоядерных боезарядов применялся мало по причине малой мощности производственных реакторов для него (малый реактор АИ и чуть позже АВ-3). Т.е. трития нарабатываемого банально хватало на поддержания малого ограниченного количества термоядерных боезарядов.
http://www.libozersk.ru/pbd/Mayak60/link/222.htm
Тяжеловодники (ОК-180 и последователь ОК-190) позволили чуть больше нарабатывать трития, но его все равно не хватало.
К концу 80-х с вводом в эксплуатацию тяжеловодной Людмилы и легководного Руслана производство трития на Маяке достигало уже нормальных величин для поддержания приличного парка термоядерных боезарядов с D-T усилением первичного узла (до 4-4,5 кг в год максимально). Но страна вскоре рухнула и такого количества трития стало не нужно производить.
Производится ли сейчас на ПО Маяк тритий? Судя по всему да, но в небольших количествах, может около килограмма в год.
Во всяком случае пишут, что еще производится.
http://www.tribuna.ru/interview/main_secti...dernoe_oruzhie/
Следовательно, в некоторых конструкциях отечественного ЯО,имеющегося на вооружении тритий еще применятся.

Современные американские боеголовки на МБР Trident II, МБР Minuteman III, ЯГЧ крылатых ракет (AGM-86 ALCM и UGM-109A Tomahawk), термоядерные бомбы B-61 и B-83 содержат в конструкции тритий-дейтериевую ступень усиления первичного ядерного узла.

Если анализировать историю ядерных программ разных стран, то можно прийти к выводу, что большинство наиболее развитых ядерных стран используют сейчас схему деление-синтез-деление. И энерговыход устройства определяется прогрессией определенного вида.
Т.е. если, например, ядерный праймер-инициатор имеет мощность 25 кт, то ступень синтеза даст в среднем 6*25= 150 кт, деление среднеобогащенного ВОУ в третьей ступени даст еще грубо половину от энерговыхода ступени синтеза т.е. порядок 80-90 кт. Тогда суммарный энерговыход около 260-270 кт.
Замена среднеобогащенного ВОУ (50-60% по U-235) на высококачественный ВОУ (>90% по U-235) увеличит энерговыход от конечной ступени деления до 130-140 кт. Т.е. суммарный энерговыход увеличится до 290-310 кт.
Из-за увеличения габаритных размеров боезаряда, нет особого удобства увеличивать отдачу от ступени синтеза.
Поэтому можно разогнать энергомощность устройства путем форсирования первичной ступени деления за счет газового бустирования D-T смесью.
Тогда имеем накопление энерговыхода: праймер около 40 кт, ступень синтеза около 220-230 кт, ступень деления около 200-210 кт. Соответственно суммарно набирается энерговыход в 460-480 кт.

Т.е. помимо возможности эффективного переключения мощности боезаряда, газовое бустирование D-T смесью позволяет увеличить суммарный энерговыход термоядерного боезаряда почти 1,5-1,6 раза без особо заметного увеличения количества ядерных материалов (плутония, дейтерида лития, урана-235). Однако за увеличение мощности и возможность более эффективно контролировать энерговыход (в тактических боезарядах) приходится расплачиваться появлением проблем с наработкой трития, его выделением и хранением, и периодической (раз в 3-4 года) заменой газового баллона с D-T смесью в боевом блоке.

Не являясь специалистом по военному атому, не берусь утверждать о правильности тех или иных утверждений.
Просто на уровне идей некоторые комментарии.

Во-первых, предположим, в современных военных изделиях нет нужды сильно экономить делящиеся материалы, особенно уран-235. Их используется столько, сколько нужно для высоких характеристик в соответствии с замыслом схемы действия изделия.

Предположим, в изделии 60 кг U235 делится с КПД 40%, при eta=2.6 если все избыточные нейтроны поглотить с образованием трития, к моменту начала реакции синтеза будет полкилограмма трития. В десяток раз больше, чем изначально может храниться в центре схождения.
Значит если тритий в центр некоторых типов изделий складывают, то в основном для другой цели.
А именно, как доп.источник нейтронов синхронизированный с максимальным сжатием урана-235.

Экспериментально было обнаружено, что в центре схождения ударной волны, полученной даже от обычной взрывчатки /при давлениях на фронте волны уровня 4 Мегабар/ появляются нейтроны в количестве порядка 1e10. Засчёт того, что хвост функции распределения ионов дейтерия по энергии, полученный при распаде гидродинамических микронеустойчивостей, уже даёт термоядерные реакции.
Но этот эффект есть и на дейтерии, просто в 100 раз меньше нейтронов. Тритий для этого не обязателен, хоть с ним и лучше.



Не совсем понятно, почему должно быть именно 5 кг? Взорвать можно и меньшее количество: опыты со сжатием плутония магнитным потоком вместо взрывчатки, при импульсном магнитном поле до 2500 Тэсла, подтвердили принципиальную возможность 4-кратного сжатия по адиабате Гюгонио. И критмасса уменьшается с 16 кг до 1 кг. Однако военного значения это не имеет, слишком громоздкая и капризная конструкция получается.

Поэтому вторая идея.
Вот разрабатываем указанный Вами вариант, характеристики неважные, и доходим до мысли: второй околокритический кусок плутония, килограмм 10, около этой бомбы просто лежит. Вокруг радиационно-доминированное вещество с высокой изотропностью давления, т.к. рентгеновским излучнием это определяется.
Пусть он экранирован от внешних нейтронов, а в центре имеет дейтерированный полиэтилен или LiD в качестве синхронного сжатию источника нейтронов.
В момент срабатывания первого изделия, в этом куске плутония или урана-235 сжатие приблизится к четырехкратному, далее эффективная цепная реакция.



Нет нужды регулировать мегатоннаж стратегических зарядов. Они же работают по заранее составленному списку неподвижных целей, НП и т.п.



Это относится только к Сахаровской "слойке", которая была испытана дважды и не пошла в серию.
Классические три идеи таковы:
первая идея = имплозия. Вторая идея = дейтерид лития. Третья идея = схема Улама-Теллера, она же "радиационная имплозия", заключается в том что для сжатия LiD в 10000 раз по отношению к нормальной плотности требуется только 1% той энергии, которая нужна, чтобы нагреть весь этот LiD до температуры зажигания.
А при равной массе и температуре, процент прореагировавшего LiD пропорционален плотности в степени (2/3). Если плотность увеличить в 1000 раз, энерговыход увеличится 100 раз.
Для эффективного сжатия LiD должен оставаться холодным.

Слойка всё это не использовала. Впервые двухступенчатая схема на основе третьей идеи опробована в виде изделия РДС-37 в 1955 году.

Тритий в СССР начали производить на тяжеловодном "АИ" /50 МВт?/для усиления Сахаровской слойки. Первые 25 лет после этого, его производство не увеличивали.
В 1980-е он стал нужен для нейтронных бомб: это тактическое противотанковое оружие. В боеголовках зенитных ракет, таких как С-200, и в боеголовках ракет ПРО нейтронные бомбы тоже полезны благодаря малой плотности воздуха на высотах основного применения. Кстати, если США тритий нарабатывать начали, может быть что и для ПРО. Ведь администрация президента Картера именно для боеголовок ракет ПРО "Спринт" нейтронные бомбы изначально разрабатывала.

В 1977 году в США стартовала программа нейтронных боеголовок W-70. Тогда и в СССР было налажено производство трития для аналогичных нужд.
А мощные мегатонные отлично получаются и без трития.

Пять килограмм взято как пример числа даваемого МАГАТЭ, как достаточного для создание боезаряда по древним схемам середины 50-х годов.
Довольно просто реализуется степень сжатия около 2,2-2,3. Т.е. масса плутониевого боезаряда на уровне 2,6-2,9 кг для относительно современных схем (Франция, Китай, Индия).
Квадратичная зависимость критмассы от сжатия работает только для систем без отражателя. Поэтому в системах на топливном плутонии с берилиевым отражателем реальные критмассы цилиндрического праймера не менее 9-12 кг.

Я ничего не разрабатываю.
Описанный мною вариант стадийного накопления энерговыхода относится лишь к конструкциям подобных американским из далеких 70-х годов.
То что вы описали это похоже на описание отечественных схем боезарядов типа деление-синтез-деление.

Тритий - для бустирования первичного узла, а не для переключения мощности боезарядов Трайдентов и Минитменов.
Для всех тактических боезарядов США, официально имеющихся на вооружении, роль трития в основном состоит в контроле и оптимизации мощности пропорционально каждой конкретной задаче.
Чисто IMHO, томагавки с ЯГЧ для РФ не менее опасны, чем МБР и БРПЛ.

Может и для нужд ПРО американцы частично тритий нарабатывают.
Трех килограмм нарабатываемого ежегодно трития явно хватает для обновления 800-1000 боезарядов ежегодно. Т.е. с учетом трехлетнего срока РТО боезарядов - 3 кг трития должно хватать на поддержание парка из 2400-3000 боезарядов. С учетом боезарядов МБР, БРПЛ, КР и тактических бомб США в принципе такое число и получим. Однако хотят они сократить часть тактического оружия и РФ ведут в этом направлении.
Кажется мне, что ЯГЧ противоракет ПРО скорее будут оптимизированы под создание мощного потока жесткого рентгена, чем под мощный нейтронный поток.

Далеко за примером попыток максимального снижения боезаряда плутониевого в СССР ходить не надо.
http://pn64.livejournal.com/9333.html
Предполагается товарищами, что боезаряд с 0,8 кг плутония дал 1,6 кт...

У американцев похожие работы тоже долго велись и вроде как на испытаниях выходили они на достаточный уровень в 0,5-0,6 кг плутония в дейтерополиэтилене с субкилотонным энерговыходом.
Чисто эксперименты без особых перспектив практического использования на тот момент, однако для разработки компонента ПРО нынешнего вполне интересные эти результаты могут быть.
Причем за счет использования в боезарядах ПРО трития и конверсии большой части быстрого нейтроного потока в жесткий рентген, интересные малые по мощности и размеру, но зверские по уровням выжигания микроэлектроники девайсы могут получиться.

По поводу использования трития в отечественных боезарядах ЯГЧ ракет системы ПРО A-135.
http://rbase.new-factoria.ru/missile/wobb/53t6/53t6.shtml

Вообще расход трития для боезарядов системы ПРО должен быть немалым. По разным данным для нейтронной боеголовки мощностью 2-4 кт потребное количество D-T смеси около 25-30 граммов, т.е. 15-18 граммов трития. Узлы с D-T смесью потребуется менять раз в 3-3.5 года, поскольку через 6-6.5 года из-за распада трития и отрицательного эффекта гелия-3 мощность энерговыхода от D-T узла снижается почти в 4 раза.
Пишут, что на вооружении системы ПРО A-135 было 68 противоракет 53Т6.
http://rbase.new-factoria.ru/missile/wobb/53t6/53t6.shtml
.
Следовательно для обеспечения D-T узлов 68 противоракет 53Т требуется 1020-1224 грамма, в итоге давая годовую потребность в 350-450 граммов трития.

С использованием трития в ЯГЧ противоракеты 51Т6 не ясно, но он также мог входить в бустирующий узел первичного ула в количестве 3-5 граммов. Т.е. еще 100-160 граммов трития.
http://militaryrussia.ru/blog/topic-345.html

В теме "КНДР" гражданин armadillo задал вопрос.

Отвечу на него здесь. В самом кратком варианте.
Тритий в качестве компонента D-T смеси принципиально позволяет для ЯО:
1) кардинально снизить массово-габаритные характеристики боезаряда путем перехода от схемы с массивным питом (с малой полостью для нейтронного инициатора) в оболочке их толстого отражателя/тампера к безотражательной схеме с полым ядром с легким тампером.
2) при этом малый энерговыход от более быстрой критсборки заметно возрастает (в разы) за счет повышенной утилизации/выгорания делящегося ядерного материала под действием быстрых термоядерных нейтронов с энергией около 14 МэВ.
3) заметно снижается вероятность преддетонации для плутония низкого оружейного или топливного качества.
4) при использовании ВОУ недостаточного уровня обогащения (75-80% по урану-235) достигается энерговыделение, как для ВОУ с обогащением 90-94%.
5) за счет высокой вероятности деления термоядерными нейтронами достигается более высокая утилизация балластного урана-238 или плутония-240 в делящемся ядерном материале.
6) достигается более высокая температура детонации около 10-12 кэВ, по сравнению с 4-5 кэВ для ядерного взрыва. Рентгеновское излучение от D-T бустированного модуля может иметь температуру до 10 кэВ.

Использование интенсивного теплового рентгеновского излучения от D-T бустированного модуля позволяет производить приемлемое обжатие и поджиг с невысокой эффективностью малых капсул с дейтерием или обжимать в центре полого пита небольшой шар из дейтерида лития-6 с эффективным поджигом и автокаталитическим горением. Для второго случая возможно иметь энерговыход гибридного устройства на уровне 150-200 кт.
Т.е. даже не доходя до практической разработки и испытания двухстадийных термоядерных боезарядов со значительными проблемами их оптимизации, с использованием технически несложного D-T бустирования можно иметь энерговыход боезарядов близкий к современным термоядерным боевым блокам.

Продаем тритий на всякие лампочки, только наливай