Стратегия выбора типа ЖСР для ядерной энергетики в РФ практически публично мало обсуждалось.
В основном в РФ рассматривают только проекты ЖСР средней и большой мощности на быстрых нейтронах.

Типов ЖСР установок немало имеется описанных и их можно систематизировать следующим образом:
1) тип жидкосолевой смеси: фторидные и хлоридные эвтектики.
2) по топливным материалам ЯТЦ: уран-плутонивый или торий-урановый (на основе урана-233)
3) по нейтронному спектру: тепловые с массивным отражателем/замедлителем из тяжелой воды или гидридов металлов, эпитепловые с графитовым остовом, быстрые.
4) по организации остова: канальные или полостные.
5) по организации ЯТЦ: наработчики (с развитым бланкетом), выжигатели (с оптимизацией спектра и организации зоны деления)

Фторидые топливные смеси более лучше изучены хлоридных, и коррозия во вторидных расплавах основных конструкционных матриалов ЖСР ниже. Однако, для пироэлектрохимического репроцессинга в реалиях РФ гораздо более предпочтителен ЖСР на хлоридных эвтектиках, которые еще более легкоплавкие.

По видимому, отечественные ЖСР будут ориентированы на уран-плутонивый топливный цикл.

Если интересует наработка делящихся материалов в ЖСР, то нужно идти к тепловому или к быстрому спектру.
ЖСР с тепловым спектром более сложны конструкционно, но позволяют эффективно нарабатывать и плутоний и уран-233, также могут выступать как эффективные реакторы для трансмутации.
Быстрые же ЖСР наиболее эффективны как выжигатели высокофонового некондиционного плутония и минорных актинидов.

Канальные ЖСР реакторы более просты в конструкции полостных, но возникают проблемы с временным распуханием остова и сужением каналов. В полостных ЖСР коррозия корпуса и ВКУ более значительная.

В первую очередь для РФ имеет интерес создание среднемощного ЖСР-выжигателя быстрого типа на хлоридных жидкосолевых топливных смесях. Это позволит рассчитывать на энергоэффективную утилизацию накапливаемого америция и малоценного высокофонового плутония.
Позднее, есть смысл озаботиться развитием быстрого ЖСР наработчика урана-233 из ториевого сырья в плутоний-ториевых фторидных жидкосолевых смесях на основе малоценного высокофонового плутония с высокой долей четных изотопов. Это позволит произвести конвертацию ненужного проблемного плутония в уран-233, пригодный для питания ВВЭРов и для поставки смешанного уранового топлива из СОУ или уранового регенерата и урана-233 на экспорт.
Оба типа предложенных ЖСР скорее промышленные реакторы-утилизаторы для размещения на предприятиях переработки ОЯТ и в качестве компонента пристанционного цикла переработки ОЯТ, чем замена обычных энергетических реакторов.

Я бы их рассматривал как альтернативу БН и БРЕСТ.
Собственно из-за лоббирования этих, ЖСР решили вновь отложить.

Скорее, БРЕСТ. Вот он конкурирует напрямую.
Такие же большие технические риски, тот же концепт ЗЯТЦ с КВ~1 (большого на ЖСР не достигнуть), тоже пристанционная переработка - уран-238/торий на входе и осколки на выходе.

БН стоИт особняком: это уже имеющаяся, отработанная технология. С недостатками, но зато реальными. С известной стоимостью и т.п.

Согласен.

При рассмотрении возможностей ЖСРов технически сложный и дорогой проект БРЕСТ-1200 как утилизатор низкокачественного плутония и актинидных миноров становится избыточным.


Согласен.

Перспектиные ЖСР на ближайшие 20-25 лет точно не конкуренты БНам ни по единичной мощности, ни по циклу топливному, ни по технологичности. Быстрым ЖСРам до уровня нынешней БН-технологии минимум лет 25-30 идти придется.

Однако, как неоднократно прелагал Didro, возможно объединение технологий БН и ЖСР в лице мощной промышленной ЯЭУ с многофункциональным жидкосолевым бланкетом с различной целевой нагрузкой. Хотим в бланкете жидкосолевом такого БНа плутоний энергетического качества нарабатываем, хотим уран-233, или если очень припечет то тритий для разных термоядерных экспериментов в будущем.

Из здешнего цирка новости

The DOE will fund cost-shared research and development activities with industry to support X-energy's Xe-100 Pebble Bed Advanced Reactor and Southern Company Services' Molten Chloride Fast Reactor (MCFR).

...

Southern Company Services, a subsidiary of Southern Company, is developing the MCFR in partnership with TerraPower, Electric Power Research Institute, Vanderbilt University, and Oak Ridge National Laboratory.

тут два примечательных момента:

1. Southern Company (Services) есть чистые эксплуатационщики, никогда разработкой не занимались

2. Я бы ожидал проект на фторидах, он хотя бы есть в Gen IV, и раньше по мелочам поддержиивался. Кто и зачем откопал хлориды?

КВ~1 - у БРЕСТа в АЗ, у ЖСР только при очень небольшой мощности, когда утечка велика.


Получим очень универсальную систему, попутно уменьшится на порядок количество отходов конструкционных материалов, в сравнении с обычным бланкетом.



Хлориды менее агрессивны, проще в обращении и переработке, температура плавления также ниже.

Хлор же относительно хорошо захватывает нейтроны... будем брать изотопно-чистый 37?

быстрый реактор

и от, в некотором смысле, отца-основателя

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCol...48/13648304.pdf

Они на высокий КВ и не претендовали.

Ну разделить 35 и 37 изотопы хлора куда проще чем разделять уран, как в силу большего соотношения масс (37/35 против 238/235), так и содержания (24,2% против 0,7%).
Затраты на разделение окупятся снижением расходов на эксплуатации и упрощению оборудования.

Согласен.

Разделение изотопов хлора принципиально несложное дело методами жидкофазной тепловой диффузии, центрифужным методом или селективным лазерным возбуждением.

Поэтому если уж очень нужно будет построить эпитепловой жидкосолевик на расплавах NaCl/KCl-UCl3/PuCl3/ThCl4 или NaCl-BeCl2-UCl3/PuCl3/ThCl4, то разделить несколько тонн изотопов хлора не составит большой сложности.

Уж очень интересна для жидкосолевиков с мягким нейтронным спектром низкотемпературная эвтектика BeCl2(50% мол.)–NaCl(50% мол.) с точкой плавления около 215С. Гораздо лучше альтернативных хлоридных эвтектик BeCl2-2KCl (точка плавления около 550C) или BeCl2-3KCl (точка плавления около 400C).
Псевдоэвтектика LiCl-NaCl-2AlCl3 с точкой плавления 105С тоже не менее интересна для специальных проектов ЖСР, но температура кипения её невысока.

Да и по стоимости хлор даже с учетом разделения врятли окажется дороже фтора.

И фтор и хлор используются в промышленных масштабах очень давно, не думаю, что их стоимость может как-то влиять на выбор проекта.

Ошибаетесь, фтор значительно агрессивнее, обращение с ним требует значительно больших затрат, как капитальных, так и на эксплуатацию.

ну, с чистым же фтором никто иметь дела не собирается. А соли-фториды по обращению одного порядка с хлоридами. Например, классический процесс получения алюминия - электролиз раствора оксида алюминия в расплаве фторалюмината натрия (криолита).

Опередили. Бывал в травильном отделении, для соляной и плавиковой кислот одинаковые рабочие зоны. Да и на сколько помню химию, разница в активности этих веществ не на столько большая. Хотя химические свойства с конструкционными материалами весьма заметно отличаются.

Все население в прилегающих на сотни км от люминиевых заводов имеет флюороз.
Кроме всего, переход от фтора к хлору снижает затраты электроэнергии на треть.

В ЖСР жесткий радиолиз, много свободного галогена будет.
А это коррозия, безопасность, плюс затраты при переработке.

При выборе теплоносителя для проекта отечественного ЖСР нужно ориентироваться на имеющийся задел по технике пиропеработке ОЯТ.

Регенерацию жидкосолевых фторидных топливных смесей можно осуществлять пирохимически трифторидом азота с отгонкой легкокипящих гексафторидов делящихся урана, нептуния и плутония. Но практический опыт фторидной пирохимии в РФ небольшой.

У нас в стране хорошо проработаны аспекты пироэлектрохимического репроцессинга ОЯТ в хлоридных эвтектиках типа 3LiCl-2KCl.
Соответственно, ориентация на хлоридный быстрый ЖСР, работающий на топливных смесях типа (3Li,2K)Cl-UCl3-PuCl3 или (3Li,2K)Cl-ThCl4-PuCl3 для РФ будет предпочтительна.
Для эпитеплового ЖСР потребуется использования обогащенного лития-7, чтобы тритий усиленно не генерировался из лития-6 в процессе работы ЯЭУ.

Если же ориентироваться сразу на отечественный проект теплового ЖСР с хорошими величинами КВ, то тройная низкотемпературная эвтектика BeCl2(50% мол.)–NaCl(25% мол.)-KCl(25% мол.) с точкой плавления около 200С очень интересна в качестве основы жидкосолевой топливной смеси с хорошими НФХ.

А он будет быстрым, при таком количестве лития в расплаве? Литий же не натрий, будет замедлять весьма интенсивно.


Наверно, у военных химиков найдётся , как отход от производства лития-6


а что будет у такого реактора с реакцией n, 2n? Вообще, с какой скоростью будет расходоваться бериллий в реакторе промышленного масштаба? Он ведь недёшев. Одно дело - что-нибудь околонулевой мощности, да, хоть, 1 МВт, другое - 1000 МВт.

В классическом сравнении с БНом или свинцовым реактором такой ЖСР будет не сильно быстрым. Но тот же СВБР относят к быстрым реакторам, хотя на промежуточном спектре нейтронов.
Так и в этом случае. Скорее быстрый спектр нейтронов будет, чем эпитепловой.

Так литий-7 как отходы обогащения в СССР в народное хозяйство выбрасывали. Вроде его в СССР специально не складировали, поскольку в отличии от буржуев потребностей в литии-7 для регулирования ВХР ВВЭРов не было.

Непростой вопрос.
Сколько попадалось литературы по бериллий-содержащим топливным смесям для ЖСРа, так этот вопрос там обходили в основном стороной декларируя, что распад бериллия на тепловом спектре ожидается незначительным и трития от 9Be+n->7Li+T ожидается незначительно почти на уровне трития от тройных распадов урана/плутония. Хотя понятно, что интенсивность вышеупомянутой реакции и размножающей нейтроны реакции 9Be+n->2(4He)+2n' сильно отлична (по крайней мере, реакция 9Be(n,2n)4He интенсивнее в разы протекает).

500$/кг, 0.5$ за грамм? Дорого. Но не то чтоб ОЧЕНЬ дорого...

Кроме того, там при (n, 2n) ещё деление на две альфы идёт, с ощутимым (если на граммы считать) экзотермическим выхлопом в несколько МэВ.
То есть, это таки топливо. И цена кВт*ч из бериллия в пересчёте на природный ресурс отличается от "уранового" в разы, даже не на порядки. То есть, она мала.

Прикольно то, что деление бериллия не даёт радиоактивных осколков, только гелий. Реактор, тратящий бериллий, будет чище (ровно на долю сожжённого бериллия, ессно, так что непринципиально, но всё-таки )

Интересный аспект затронули, однако.

По сути результатом размножающей нейтроны реакции 9Be+n->2(4He)+2n' является двукратное размножение нейтронов и выход энергии около 1.67 МэВ.
Плюс побочная реакция развала с бериллием 9Be+n->7Li+T помимо трития (тоже может быть полезным продуктом) еще дает около 10.4 МэВ энергии.
Также бериллий позволяет в ЖСРе позволяет утилизировать жесткий рентген по фотоядерной реакции 9Be+gamma->2(4He)+n с экзоэффектом около 1.57 МэВ и добавочным нейтроном.

Т.е. помимо эффективной нейтрон-размножающей среды в ЖСР-топливной смеси бериллий еще функции топлива частично осуществляет.

Интересно, насколько возможно максимизировать эффект развала ядра бериллия в ЖСРе?

Бериллий-9 отличный генератор нейтронов от альфы, от электронов, от гаммы и т.п.
C одной стороны, это - много энергии от бериллия и много лишних нейтронов.
С другой - вспоминается пост уважаемого Атоминфо о специфике тяжеловодника с его d(гамма, n)p, эти нейтроны плохо управляются.
А сечения (n, 2n) порядка 20-40 миллибарн.

Но есть очень много работы по химии, физике и материалам для ЖСР на FLiBe (литий, наверное, обогащён по литию-7).
Если люди уже не первый год смотрят в эту сторону, видимо, итог получается интересный.

Бериллиевые нейтроны относятся к мгновенным, но их доля менее процента, погоды особо не сделает.

Это цены 15-20-летней давности, сейчас столько стоит оксид бериллия, в котором кислорода 64%


Деление урана даёт 1 МэВ на нуклон. Деление бериллия - только 1/6 МэВ на нуклон. При этом, фунт урана стоит 40 долларов, фунт бериллия - 500. Так что таки почти 2 порядка.

Если бериллий в составе соли, то нейтроны "мгновенные", но не управляемые - их производство зависит распада в соли. Они не сделают погоды (хотя, как сказать) при постоянной мощности.
Но если мы пытаемся заглушить реактор, а поток нейтронов остаётся как "менее процента" от потока на полной мощности, это могут быть опаньки.
Превышение над К вообще малО, "менее процента" - очень даже значимо.

http://www.molbase.com/en/search.html?sear...95k0aAhun8P8HAQ

160$/кг (против 70-100$ у природного урана).
Возможно, конечно, что это бериллий не ядерной чистоты. Но уран тоже не упакованным в топливные таблетки выкапывают.

И если посчитать энергоёмкость бериллия 6Е23 атомов/моль: / 7г/моль * 1.6Е6 эВ * 1.6Е-19 Дж/эВ / 3.6Е6 Дж/кВт*ч / 24 ч/сут ~ 250МВт*сут/кг (~60000000кВт*ч/кг)

Если для нас приемлимо палить уран, обогащённый до 5% с выгоранием 60МВт*сут (цену представляешь?), то почему плохо палить бериллий?
По цене явный выигрыш.

Глушат бором, у которого линейная обратная зависимость поглощения, получая прежде всего отсечение низкоэнергетического спектра, т.е. берилиевый поток попадает в их число.

С перспективностью применения бериллия в будущих проектах отечественных ЖСР есть много моментов.

Плюсы применения бериллия в отечественных проектах ЖСРах в качестве компонента жидкосолевой топливной смеси:
1. Заметное снижение потребной масссы делящихся материалов (ДМ).
2. Эффективное размножение нейтронов.
3. Работа в тепловом или эпитепловом нейтронном спектре с лучшей регулируемостью реактора.
4. Уменьшение габаритов и массы ЯРУ, при соответствующем уменьшение толщины биозащиты.
5. При работе ЖСР на бериллиевых жидкосолевых смесях температурный коэффициент реактивности сильно отрицателен.
6. В Росрезерве имеется немалый запас бериллия, кроме того немалое количествр бериллия есть в ОЯТ некоторых лодочных реакторов и его можно оттуда выделить при планирующейся переработке.

Минусы:
1. Редкий металл с годовым производством в мире около 250-320 тонн (однако оценочные запасы в РФ бериллиевых руд около 300 тысяч тонн, из которых около 100 тысяч тонн промышленно добываемые).
2. Дорогой металл (текущая цена около 480-540 долларов за кг).
3. В РФ пока нет промышленного производства металлическго бериллия и идет его импорт, но производство собираются восстановить к 2020 году.
4. При работе ЖСР на бериллиевых жидкосолевых смесях будет происходить генерация радиотоксичного трития.

Ну, это кому недостаток, а кому и прямое удовольствие...
Причём, тритий выходит прямо в виде газа, вместе с благородными газами-осколками. Ставь ловушку да собирай, не надо мучаться отдельно с бланкетом - всё на месте.

Тепловой ЖСР - идеальный реактор начинающего (и не только) бомбодела.
Всё в одном флаконе.

Более того.
Если у нас ЖСР на чистых уране-233/235 с подпиткой торием-232, то можно получить идеальный наработчик плутония.
При непрерывном электрорафинировании плутония из расплава (и добавлении урана-238 на восстановление) равновесные концентрации плутония можно поддерживать на невысоком уровне, а значит, получать почти чистый плутоний-239, качеством выше, чем у наработчиков-пионеров с выгоранием в единицы-десяток МВт*сут.
Вместе с тритием.

Это ли не идеал того, что нужно от военного реактора?

Для идеала не хватает программы самоуничтожения.

Очень точно сказано.

У меня давно уже впечатление сложилось, что получив опыт тестовой эксплуатации своего жидкосолевика опытного, американцы быстро осознали все нежелательные возможности жидкосолевых ЯЭУ по производству делящихся материалов (плутоний-233 и уран-233) и тритию. После чего решили на госуровне забанить развитие этого направления, чтобы новоявленные страны-бомбоделы не ухватились за жидкосолевые технологии наработки материалов для ядерного оружия.

По сути, плутоний-239 и уран-233 с ЖСР можно получить непрерывным репроцессингом топливной смеси сколь угодно желаемой чистоты. Также как и при работе на жидколевых смесях на основе литиевых солей и/или бериллия непрерывно ЖСР тритий будет выдавать, который относительно легко можно отделить от РБГ и других газообразных ПД.
При этом ЖСР уровня 30-50 МВт может иметь очень небольшие габариты по сравнению с альтернативой в виде уран-графитового наработчика, или Магнокс-реакора и не требует проблемного производства тяжелой воды как для тяжеловодных наработчиков.
ЖСР уровня тепловой мощности 30-50 МВт легко спрятать можно в подземелье каком-либо, охлаждая водой проточной из реки/пруда/озера близлежащего. В год ЖСР такой мощности может выдавать 10-13 кг плутония-239 высокой чистоты и впридачу пару десятков граммов трития.

Но опять таки, если какое-либо государство настойчиво желает получить/наработать делящиеся материалы, то оно их получит.
Не ЖСР, так другой тип реактора применят, не плутоний так ВОУ наработают центрифужным или лазерным способом. Как и тритий при особом желании ускорительной техникой нагенерят, если очень нужно будет.
Однако, как показывает опыт оружейных программ разных стран, технологии тяжеловодников энергетических и исследовательских нанесли основной удар по режиму нераспространения (Израиль, Индия, Пакистан).

Как Вы это представляете? Какая конкретно реакция, какие токи из ускорителя?

Представляю как описано.

По фразе "Accelerator Production of Tritium" немало информации открытой есть.
Целая программа была исследовательская в США.

http://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/314134

"Основной из них является получение трития и нейтронов при облучении потоком протонов мишеней (W, Pb...)"

Но даже одного кило трития не получено... Spallation источник нейтронов годится для этого, если окружить его нужным бланкетом и забыть о прочей физщике, под который его строили.

Стоимость такого трития будет запредельной. Это можно сказать точно. Со всей уверенностью.

Угу...

для полного счастья надо добавить литий с дейтерием для попутной т-я реакции и улучшения спектра.

Конечно стоимость трития, если его получать ускорительной техникой будет очень значительная. По разным подсчетам ориентировочно тритий с ускорителя будет дороже трития с легководного реактора-наработчика в 4 раза, а по сравнению с тяжеловодником в 6-6.5 раз.
Только умалишенный, имея в стране развитый парк исследовательских реакторов, будет тритий ускорительной методикой получать. Но если реакторы только энергетические и под надзором МАГАТЭ, а исследовательских реакторов мощных нет, а трития для исследований/испытаний пару-тройку граммов нужно, то тут соответствующий ускоритель с генератором нейтронов на скалывании подможет.

По сути американцы вначале при рассмотрении возможности ускорительной наработки трития рассматривали ускоритель, как источник генерации нейтронов из мишеней ураново-бериллиевых которые окружаться должны были бланкетом воспроизводящим с металлическим литием-6 в оболочке охлаждаемой.

Потом перешли к свинцовому мишени в качестве источника нейтронов (на эффекте скалывания), а в качестве бланкета тритий производящего рассматривались многослойные стэйкинги из слоев алюминия и лития-6. Т.е. по сути рассматривалась обычная известная реакция 6Li+n-> T+4He c сечением 941 барн. Но с эффективностью оценочной производства трития проблемы были из-за недостаточной термализации нейтронов скалываемых, а использовать слой легководного или тяжеловодного замедлителя по ряду не желали.

Позднее ученые из Лос-Аламоса предложили более эффективный метод ускорительной проточной наработки трития. Конструкция бланкета очень хитрая - протоны от ускорителя приходят в тяжеловодный бланкет в котором есть каналы с контейнерами с проточным гелием-3 и стержнями-охладителями из вольфрама, которые перпендикулярны пучку протонов и концы их омываются тяжелой водой. Эти контейнеры собираются в сборки, окруженные тяжелой водой и слоем свинца. Нейтроны от внешней размножающей свинцовой мишени, разбиваемой протонным пучком, попадают в бланкет, замедляются в тяжелой воде, попадают в контейнеры с гелием-3 и образуют тритий. Т.е. реакция рассматриваемая 3He+n->T+p с сечением 5330 барн.

Принципиальные особенности подхода неплохо в этом документе изложены.
http://permalink.lanl.gov/object/tr?what=i.../LA-UR-14-29078

а гелий-3 с луны возят?

Есть один пунктик: им требуется типичный spallation (ну нет хорошего русского термина) источник нейтронов. Человечество давно выяснило, что оптимальная энергия уcкоренных протонов для производства максимального числа нейтронов --- это около 1 ГэВ = 1000 МэВ. Прооизводство и гелия-3 и трития из развалоd собственно ядра протонами смехотворно мало и можно о нем забыть.

Кило трития в год = 330 чисел Авогадро. Они говорят о 40 ядрах трития на один ускоренный протон. Врут, конечно, но я готов поверить. Врут, так как им надо сожрать все произведенные нейтроны в гелии-3, а у них столько гелия-3 в стране, чтобы окружить всю мишень, нетути. Кстати, весь гелий-3 исключительно из бета-распадов трития, который когда-то был наработан в реакторах --- где же еще?

Но я добрый и поверю на слово. Т.е., надо ускорить примерно 10 чисел Авогадро протонов. Одно число Авогадро --- зто 10^5 кулонов, т.е., речь о СРЕДНЕМ токе в

1 млн кулонов/Пи*10 млн сек = 30 милиапм.

Т.е., СРЕДНЯЯ мощность, высаживаемая на мишени, это 30 Мегаватт.

Это я посчитал на кило трития в год. Если же хочу, как в заявке нагло утверждается, три кило в год, то вынь да положь непрерывный ток в 100 милиампов и мощность на мишени в 100 Мегаватт.

Есть опыт эксплуатации SNS в Oк-Ридже. Который говорит, что ускоритель можно гонять от трети до половины времени года, но не непрерывно весь год. Чтобы не быть голословным, за последние 6 лет сравнительно стабильной работы на мишень высажено около 25 тыс Мегаватт-часов, и это за 52 тыс часов, т.е., среднегодовая мощность на мишени около 0.5 Мегавтт. Их же опыт, когда ускоритель работает непрерывно разумно долгое время, говорит, что мишень терпит 1 Мегаватт, в рекорде они имеют 1.5 Мегаватта.

Т.е., авторы проекта на эту половинку точно смухлевали --- плакать что ль по волосам?

В чем отличие ускорительной фабрики трития от SNS? Потребители SNS хотят высокие потоки нейтронов, поэтому воленс-неволенс надо пучок высаживать на мишень минимальных размеров, но не настолько маленькую, чтобы она испарилось --- проблема охлаждения мишени самая страшная. В фабрике трития пучок можно искусственно расфокусировать и сделать огромную мишень, чтобы отводить в сто раз больше тепла. Но огромная мишень требует вставить ее в огромный презерватив, надутый гелием-3, которого мало.

Поэтому цифири представляются из разряда маниловщины. Конечно же, у меня придирки, авторы должны продавать свой ппроект именно столь агрессивно.

Что примерно в 6-7 раз меньше потребности перспективного термояда на производство данной энергии.
Это по сколковски-роснановски - нанотермояд!!!

Если смотреть на разные проекты ADS, то скорее стоит ожидать 11-12 нейтронов от разбиваемой свинцовой мишени, умноженных максимум в 2-2.2 раза в бериллий-размножающем бланкете, которого у них нету. Т.е. скорее можно предельно ожидать 22-25 нейтронов на один ускоренный протон, и не все эти нейтроны будут достаточно термализованы, чтобы в тритий-генерирующей зоне бланкета превратиться в тритий.

Трития за годы работы тяжеловодных реакторов в Саванна-Ривер было более сотни килограмм произведено. И гелий-3 - продукт распада трития американцы всегда хранили и выделяли при перезарядке старых нейтронных генераторов.
Американцы в документах для конгресса 2010 года сами писали, что запас гелия-3 на складах DOE Office of Isotope Production and Research в 1990 году составлял около 18.75 кг, а к 2001 из-за массивной разборки нейтронных боезарядов и питов старых водородных бомб подошел к 31,5 кг.

После 2001 года, когда была отвергнута программа ускорительной наработки трития из гелия-3, началось масштабное производство датчиков нейтронной радиации на основе гелия-3, которые устававливались на всех стратегических пунктах проверки безопасности и контроля. В результате столь массивных расходов гелия-3 его запас в США подошел к 2010 году к величине 6.7 кг.

Рассматривали разные варианты получения гелия-3: покупка в РФ, покупка в Канаде, выделение из запасов гелия-4, ранее выделенного из природного газа.

В этом главная проблема и главная странность с производством трития из гелия-3. Гелий-3 тупо дороже трития, хотя продполагается быть исходным сырьём, над которым ещё нефигово поработать надо.

В то время как "в ту же цену" (в нейтронах) тритий замечательно нарабатывается из лития. Единственное, что тут может быть не так - тепло в литиевой мишени настолько мешает (это же экзотермическая реакция же), что выгоднее заморочиться с гелием-3 (газом!) ради эндотермической реакции, чем отводить тепло.
Но это всё равно диковато.

Или это просто прожект для отвода глаз, и реально тритий они собираются нарабатывать каким-нить разумным способом (допустим, переработкой управляющих стержней).

На какой-то ветке я писал, как в жилетку плакался физик из не фигли-мигли, а Массачузеттского технологического. Для некого эксперимента с поляризованными ультрахолодными нейтронами в Ок-Ридже, кстати, им был нужен также поляризованный жидкий гелий-3 как комагнитометр, причем десятки литров. Именно из-за того, что весь гелий-3 был пущен на нейтронные детекторы, которыми ощетинились Штаты против ядерных террористов, купить гелий-3 можно было только после визы Госдепа. Не было еще ни одного правительства в США, где кто-нибудь из МТИ не был бы минимум советником президента --- сегодня Эрни Мониз в министрах энергетики. Несмотря на все это, они еле-еле получили свой гелий-3. И это при том, что в их эксперименте он вообще не тратится и они его вернут взад до последнего атома.

Отмечу, что я был прав в подозрениях на вранье и по числу произвеленного на протон гелия-3 и, естественно, и в нехватке трития на этот сумасшедший проект.

В СССР прорабатывался вариант лунной базы, а тритий получать посредством использования его в качестве теплоностителя ВТГР.
Но там на 1 ГВт чуть больше 1 кг в год, надо примерно 60 ГВт ВТГР для обеспечения 1 ГВт термояда.
Тем не менее была программа массового внедрения ВТГР для химиков, включая нефть и газ, а также для дальнего теплоснабжения с метановым циклом.

Реакция скалывания?



там же жидкая мишень (хотя и с ней есть сер'езные проблемы)

Мы переводим именно так, другого варианта не нашли.

Интересно добавить, что потом видели переводы других, там использовалось это слово со ссылкой на нас как авторитетных источников.