А какие ещё изотопы серьёзно востребованы медициной, техникой? Может в рамках производственного процесса изотопной продукции ЖСР найдут применение и как источники нейтронных потоков для медицинского и промышленного применения (тот же кремний)?

P.S. Если производить БОЛЬШЕ не станет ли цена МЕНЬШЕ?

По медицине могу сказать, например, что обнинский ядерный медцентр берёт молибден, йод, самарий, иридий. Специально вот прямо сейчас уточнил, благо такая возможность оказалась



По медицинским изотопам конкретно в России, к сожалению, есть другой сдерживающий фактор - отсутствие достаточной медицинской инфраструктуры.
Проще говоря, малое число центров ядерной медицины.

Я вижу это без всяких цифр (хотя и цифры можно найти при желании). Обнинск, которому по идее нужно обслуживать родную Калужскую область и часть московского региона, вынужден работать на всю страну. У нас не единственный центр, конечно, но всё равно, такой широкий географический охват не от хорошей жизни получился, во многих регионах таких центров просто нет.

Поэтому, скажем, если резко увеличить производства молибдена, то весь прирост придётся отправлять на экспорт.

Да, молибден есть. Ещё из осколочно-медицинского есть короткоживущий йод. Там тоже мегакюри в год не нужны, и тоже проблемы с доставкой.
Кажется, на этом полезность растворных реакторов исчерпывается.
То есть, растворные реакторы - это молибден и йод.

...
Большая засада тут вот в чём, как я понимаю.

Реактор - это деньги, даже если он маленький и растворный, всё равно деньги и серьёзные. И куча геммороя.
А полезный выхлоп с растворного реактора - только два-три целевых изотопа, потребность в которых критически зависит от медицинских технологий.
И молибден тут - просто лучший выбор сейчас из всего перечня радиоактивной гадости. Изменятся технологии (научатся оставлять препараты к опухоли более точно), медики запросят полоний-210, например, и что делать с растворным реактором?
Тем более, что радиоактивные изотопы для облучения все, чохом, конкурируют с ускорителями.
Тем более, что облучательные методы конкурируют с другими физическими (нагрев ферромагнитными частицами в переменном поле, например).
Тем более, что все физические методы в лечении рака конкурируют с кучей других, более "осторожных" альтернатив.

То есть, потребность в молибдене - какая огромная она бы ни была, она висит на тонкой ниточке и может оказаться очень сиюминутной. Завтра нарисуют какой-нить вирус, который убивает раковые клетки тех видов, с которыми борется молибден... или научатся целенаправленно запихивать лекарство в клетки более эффективно... или просто новая, очень хорошая химия появится... или ещё тыща вариантов, что может поменяться в технологии. И всё.

Что тогда с делать с тем же "Аргусом", единственная полезность которого - производить радиоактивную гадость для устаревшего, дорогого и очень вредного способа лечения рака?

...
А относительно мощные реакторы (не обязательно ЖСР) найдут себе работу - изотопов деления много, ещё больше - тех, которые можно получить облучением. Сразу на всё потребность точно не исчезнет.

Хм, по молибдену не всё так просто на самом деле.

Это же диагностический изотоп, не терапевтический.

Честно говоря, даже ни разу не слышал от врачей ни разу жалоб на молибден в том плане, что "а вот если бы у нас был не молибден, а ...".
Поинтересуюсь при случае, конечно.
Но обычно они (медики) говорят о новых изотопах только в том плане, что "с помощью ... можно лечить опухоль ..., чего не получается или плохо получается с помощью имеющегося ассортимента".

А по потреблению в медицине молибден естественным образом занимает первое место среди изотопов, потому что лечить-то можно по-разному, а вот диагностировать медикам удобнее единообразно.

Собственно, поэтому-то во многих предложениях, которые сейчас есть по ЖТР-наработчикам, и предлагается стартовать именно с молибденового наработчика. Как раз из тех соображений, что подобные аппараты будут обеспечены заказами на длительный период.

Здесь, скорее, можно предполагать использование альтернативных методов диагностики, без введения РФП. Но, с учётом крайней консервативности (оправданной!) медицины, молибден точно останется ей нужен надолго.

P.S. Попутно даю ссылку на статью на Проатоме (2005 год), там кое-какие цифры есть http://proatom.ru/modules.php?name=News&am...cle&sid=178

Это не так. Исходно растворные реакторы в СССР предназначались для активационного анализа. Для этого и строили Аргус, а также таджикистанский реактор, по которому потом была большая эпопея как бы его вернуть на историческую родину (не помню, чем закончилась, при случае спрошу).

Молибден - генератор технеция, который именно и диагностический препарат. Им не лечат, и, как я понимаю, альтернатив ему нету (всё остальное либо не подходит по времени жизни, либо по биохимии). Конечно б узнать у медиков, может какие прорывные вещи возможны.

Походу это очень дельное предложение.
Очевидно, что в ближайшие 15-20 лет в нашей стране денег под разработку прототипа ЖСР в качестве малого энергетического или транспортного реактора никто не даст.

Уверен, что отечественным ученым-атомщикам был бы полезным практический опыт:
- сооружения малого теплового ЖСРа, близкого по идеологии к MSRE,
- его эксплуатации,
- работы с разными составами жидкосолевых топливных смесей,
- оптимизации составов первичного и вторичного солевого теплоносителя,
- онлайн-переработки жидкосолевого ОЯТ с выделением целевых радионуклидов осколков-деления или продуктов активации облучаемых растворенных материалов.

По сути, этот комплексный опыт можно получить на малом тепловом ЖСРе с графитовым остовом мощностью 4-6 МВт(тепл) в связке со стирлинг-типа электрогенератором на углекислом газе или азоте. Такой аппарат без дорогого в эксплуатации турбогенератора (стирлинг более проще, дешевле и надежне в уксплуатации) мог бы выдавать до мегаватта электричества и достаточно теплоты, чтобы полностью самообеспечить пироэлектрохимическую переботку жидкотопливной облученной смеси и материалов бланкетов с мишенным материалом. И самое важное, чтот такой реактор мог бы значимо частично окупать свое существование.

Такой бы радионуклидный комплекс на основе ЖСРа, стирлинг-электрогенератора и модуля пироэлектропереработки позволил бы автономно без внешних источников энергии вести наработку целевых медицинских изотопов молибдена-99, кобальта-60, иода-131, палладия-103, иридия, самария-153, лютеция-177.
Также в экранах такой реактор при необходимости смог бы вести специализированную наработку граммовых количеств плутония-238, урана-233, кюриевых изотопов для научных исследований.
В качестве топлива такой бы реактор мог бы использовать ВОУ регенерат от переработки ОЯТ от лодочных и ледокольных реакторов, что явно было дешевле более дорогого ВОУ-топлива для Аргуса.
При необходимости, за счет изменения диаметра топливных каналов с новым графитовым остовом, с увеличенем мощности насосов, и увеличением объемов охлаждающего газа ЖСР мощностью 4-6 МВт(тепл) может относительно несложно конвертирован на увеличенную мощность до 9-10 МВт.

Вообще, если судить по этим авторитетным данным, из нынешних 12 реакторов наработчиков молибдена через 10 лет в эксплуатации останутся только 2, плюс еще 3-4 могут построить. Т.е. перспективная нехватка молибдена уже прогнозируется.

ЖСР как специализированный исследовательский реактор для наработки медицинских радионуклидов мог бы сильно пригодиться нашей стране. Принципиальных сложностей в постройке такого малого реактора не предвидится. Его можно спроектировать и построить за три года и уже с 2020 вести поисковые работы на нем, при этом зарабатывая ценную для страны валюту.

ЖСР с графитовым остовом имел бы производительность наработки медицинских изотопов, как у растворного гомогенного реактора с на порядок меньшей мощностью. Т.е. всего 500 кВт. С соответствующими проблемами в экономике.

Но ЖСР тем и хорош, что можно реализовать по принципу "труба в трубе", при этом иметь 2 бланкета - основной из обедненого урана и второй с подавленным делением ториевый.
При этом вполне реально иметь полный КВ>2, причем до половины из дополнительной наработки как раз и будет U233.

С чего вы это взяли?

Интенсивность процесса наработки радиоизотопов принципиально обусловлена мощностью реактора. Выделять из жидкосолевой смеси молибден, иод или цезий довольно быстро и почти непрерывно можно.
Если же рассматривать наработку радиоизотопов в каналах, то плотность потока нейтронов и их термализация решающий фактор.
Как известно, плотность потока нейтронов обуславливает КВ реактора.
У канального графитового ЖСРа MSRE приличный КВ/КК наблюдался. Точны цифры практического КВ не помню, но расчетные данные для разных тепловых графитовых ЖСР давали цифры КВ от 0,8 до 0,9. Это очень высокие значение, на уровне промышленных реакторов-наработчиков (ПУГРы и тяжеловодники), которые долгое время применялись для наработки разных радиоизотопов.
У РБМК, который для наработки радиоизотопов применяется, КВ гораздо меньше, чем у малого теплового графитового жидкосолевика.

НЯП, извлекать молибден из расплавленной соли гораздо сложнее, чем из раствора.
Что выливается в бОльшие требуемые равновесные концентрации для соли, по сравнению с водным раствором.
Что выливается в бОльшую мощность реактора.

По цифрам как не-химику мне сказать что-то сложно, но что качественно будет так, кажется очевидным.

Анонсирован новый конструкционный материал для ЖСР.

Это получается на обычную нержавейку наплавляют с диффузией в основной металл, дополнительный слой. Посмотрим.

То что по ссылке не является нержавейкой и даже композитом на базе нержавейки. При этом вряд ли может быть наплавлено - написано же, что композит получается электроискровым спеканием с последующей термообработкой, это точно нельзя "отлить" или "наплавить" и вообще малотехнологичная вещь, на самом деле, можно брусочков наделать и ими как кирпичами что-то облицевать.

Вообще, был бы материал, технология найдётся.

Можно модняво, в духе времени напечатать порошками большие сборные детали любой заданной формы на достаточно мощном 3д-принтере, немного изменив технологию выкладки порошков.
Я в сети видел заявления об печати оптической нанокерамики, не думаю, что лазерное спекание так уж хуже искрового и в этом случае.

Облицовка плиткой или кирпичами говорите

По сути описан металлокерамический высокотермостойкий и коррозионностойкий композит, который может получаться в виде брусков, пластин, панелей и формованных деталей. При этом можно эффективно вести электроискровую и лазерную обработку (фрезерование, сверление, раскрой) полученных деталей.
Логично что этими керамическими материалами можно при качественной подгонке довольно плотно и прочно облицевать внутреннюю часть металлического или железобетонного корпуса для ЖСР. При этом возможно выполнять облицовку корпуса как канального типа ЖСРа, так и бассейнового типа.
Хотя конечно в плане технологичности то что описано, не то что хотелось бы в качестве высокотермостойкого и ультракоррозионно-стойкого материала для внутренней части ЖСР. То что описано по ссылке скорее имеет явное отношение к аэрокосмическим технологиям теплозащиты ракетных движков, чем к ЖСРу.

Подкину тут статейку на тему высокотемпературных материалов

карбиды тантала и гафния

http://www.nextbigfuture.com/2016/12/imper...kes-worlds.html

"... most heat resistant material at 4232 kelvin"

"Their ability to withstand extremely harsh environments means that refractory ceramics could be used in thermal protection systems on high-speed vehicles and as fuel cladding in the super-heated environments of nuclear reactors."

На тепловых сечения захвата - 20 и 120 барн соотвественно.

Карбид молибдена по жаростойкости не так уж хуже.

несомненно

карбид гафния емнип использовался в сузах



на тыщщу градусов разница...

В отношении ЖСР от компании "Transatomic Power Corporation".

Довольно своеобразная концепция.

Предлагают уйти от классической флибзерной топливной композиции к более простой бинарной композиции ZrF4-UF4.
С одной стороны такое решение увеличивает растворимость урана в топливе, удешевляет топливную смесь, сильно снижает проблему наработки трития.

Но эта бинарная система имеет более высокую точку плавления, более высокую плотность и вязкость, более низкую теплоемкость, худшие замедляющие нейтронные характеристикии, более худший температурный коэффициент реактивности.

Уход от графитового замедлителя и замена его на кубический гидрид циркония специфичный шаг. Это сколько же понадобится гидрида циркония для активной зоны и сколько будет стоить производство замедляющих стержней?
Опять таки, учитывая довольно высокую химическую активность гидрида циркония, не возникнет ли проблем с таким типом замедлителя? А вдруг произойдет трещина/разрыв оболочки одного из замедляющих стержней в активной зоне и далее взаимодействие высокотемпературной нагретой топливной смеси и продуктов деления с материалом гидридного замедлителя?
Опять взрыв водорода как на Фукусиме?

Это попытка уйти от высокого обогащения.

Из отчёта TAP:


Соотв., обогащение требовалось 33% (а в другом источнике - вообще оружейное). Реактор сразу получается непродаваемым за пределы США (а как же тогда планы по Канаде?).

Поэтому они перешли на гидрид циркония и в результате:


По стабильности ZrHx они ссылаются, в том числе, на работы Пономарёва-Степного.

Увы, но водород действительно самый мощный замедлитель, и отказ от водорода создаёт массу проблем. Поэтому они решили его использовать в своём проекте.

Это понятно.
Однако убирая бериллий и литий из топливной смеси они сами идут на заметное ужесточение нейтронного спектра. Так же как убрав якобы проблемный графит-замедлитель предлагают заменить его на еще более проблемный нестехиометрический кубический гидрид циркония. Это решение по гидриду циркония имеет корни из былых американских проектов по космическим ЯЭУ, однако для ЖСР может оказаться сильно проблемным.

Понятно, что MSRE в известной прототипной версии из-за крайне малого объема активной зоны и высокой утечки нейтронов требовал обогащения топлива более чем уровня НОУ. В
версии с обогащением в области оружейного, MSRE тестировался именно как прототип транспортной ЯЭУ, которая за счет эффективной наработки урана-233 из тория (вот куда девалась куча нейтронов деления) могла иметь длительную топливную кампанию, сравнимую по времени с корабельными/лодочными ЯЭУ того времени.
К сожалению, очень много специалистов рассматривая MSRE и его параметры, игнорируют факт, что это был не прототип ядерной энергетической установки, а исследовательский прототип перпективной транспортной ЯЭУ со всеми вытекающими особенностями компоновки, масса, обогащения и топливного цикла.

С гидридом циркония в качестве замедлителя внутри активной зоны ЖСР можно ожидать очень много разных проблем.
Если бы гидрид циркония использовался в торцевых и боковых отражателях за пределами первичной оболочки а.з., то это допустимый подход. Сам факт наличия для ЯЭУ в высокотемпературной жидкосолевой среде огромного количества вещества (оценочно несколько сотен кг гидрида), способного очень быстро выделить десятки/сотни кубометров взрывоопасного водорода для ЯЭУ у которой не имеется высокопрочного корпуса высокого давления - это явное наплевательство на нормы безопасности перспективных ЯЭУ.

Чем им не нравится в качестве замедлителя BeO?
Понятно, что гидрид циркония гораздо дешевле и доступнее, но BeO явно не будет травить водород или детонировать как гидрид циркония в условиях возможной разгрметизации замедляющего стержня.

К ним в голову я не залезу, конечно.
Но, скорее всего, отсутствием в BeO водорода.

Вообще, если обратите внимание, то по нейтронике у них даже не концепция, а, по сути, поисковые расчёты. Причём упрощенные (например, 2D-геометрия).

На этой стадии вполне возможно рассматривать разнообразные модные материалы (а ZrHx как раз таковый).

Если и когда они выйдут хотя бы на conceptual design, то некоторые материалы их могут вынудить сменить другие группы общего коллектива.

Вероятно я ошибся в предположении, что BeO дешевле, чем ZrH1.66.
Оценочно BeO чистоты пригодной в качестве замедлителя для ядерного реактора будет стоить около 1100-1200$ за кг, а для ZrH1.66 выходит что для использования в качестве замедлителя его цена будет на уровне 1600-1800$ за кг.

Transatomic немножко повозили.
https://www.technologyreview.com/s/603731/h...n-key-promises/

Интересная статья "ЖСР для Индонезии".
Спасибо "Атоминфо".

Реактор, предполагаемый для блочной установки, ранее уже не раз упоминался. Однако смущают некоторые цифры.

1. Срок службы установки декларируется 80(!!) лет.
Это что же за конструкционные материалы предполагаются? Графитовый замедлитель внутри корпуса даже четверти предполагаемого срока службы не выдержит.

2. Длина топливной кампании декларируется в 96(!!) месяцев или 8 лет.
Графит тоже раз в восемь лет менять будут?
Ранее длина топливной кампании то в 6, то в 7 лет упоминалась в разных источниках. Но для индонезийцев уже до 8 лет выросла. Чудеса...

3. Расхолаживание ЯЭУ предполагается за 72 дня и смена топлива за 7 (??) дней.
Как то невероятно быстро предполагается заменить выгоревшее топливо? Или будут менять блоками с графитом и застывшей топливной смесью?

4. Предполагаемое выгорание топлива на уровне 256 ГВт*сутки/тонну.
Какие то на редкость оптимистичные цифры по достижимому выгоранию. Это какие же характеристики радиотоксичности у отработанной топливной смеси будут? И куда ее девать с такой радиотоксичностью?

5. Предполагаемый срок монтажа блока на месте при модульной сборке 6 месяцев.
Однако же сколько времени один модуль у производителя строится будет, если в год производитель собирается строить по 4 модуля общей мощностью 1 ГВт?

Там в каждом модуле два реактора. Один выстаивается, второй работает. Раз в 4 года происходит ротация. Выстоявшийся реактор увозят, вместо него ставят новый и включают. Предыдущий рабочий глушат и оставляют на 4 года. Всё просто.

Спасибо за разъяснение.
Какая чудная схема организации работы энергоблока.

Вообще-то гидрид циркония он в каждой подворотне на TRIGАх стоит



Команда от MSRE выдала на гора энергетический MSR проект, который довольно известен и содержит весь концентрированный опыт обеих жидкосолевых установок



а зачем там кислород? почему не использовать просто бериллий?

Проект реактора Fireball как раз и предполагал метровую бериллиевую сферу с каналами, соли прокачивались через каналы где и развивалась СЦР

http://energyfromthorium.com/2006/04/22/a-...uoride-reactor/

Но реактор TRIGА явно не MSR по параметрам возможного взаимодействия высокотемпературного химически активного жидкосолевого теплоносителя с гидридом высокоактивного металла.

Ну Fireball, насколько известно, не предполагался для длительного использования.
Все таки ориентироваться на бериллий для энергетического MSRа, который должен работать десятилетиями, как то нерационально и очень оптимистично. Распухание металлического бериллия в каналах может оказаться гораздо более проблемным, чем керамического BeO.

несомненно

но речь немного не о том

дело в том, что начиная со студентов народ учится на TRIGAх, народ сдает экзамены по ним, отвечает на вопросы типа "a почему топливный температурный коэф такой? а потому что гидрид циркония" и т.д. и т.п.

для местных ядерщиков это родной и знакомый материал, не надо искать давние богом забытые отчеты



может и будет

но BeO, подозреваю, будет хуже графита

из того, что я читал про бумажные MSR, графит рассматривался, бериллий тоже, их некие сочетания, чисто-солевые варианты люди считают, а вот BeO я что-то не припомню

Есть достаточная уверенность, что нанокомпозитная керамика на основе BeO в качестве замедлителя/отражателя будет в условиях характерных для MSR заметно меньше распухать и окисляться чем металлический бериллий.
Хотя в отечественных реакторах ИРТ используется металлический бериллий в качестве отражателя, но там и интенсивности нейтронных потоков ниже и длительность облучения малая по сравнению с энергетическими реакторами.

Новая статья про ЖСР от Terrestrial.
https://www.forbes.com/sites/rodadams/2017/...r/#16c8a52a6cd4

Делают у нас растворный реактор.

http://atominfo.ru/newsp/w0756.htm

По месту строительства в разговоре что-то мы все засомневались, а называлась ли открыто площадка, и договорились написать просто "в России".

Но потом выяснили, что называлась.
Саров.
http://atomicexpert.com/page299538.html

Ну и второй возможный инозаказчик, упомянутый в интервью - это тоже почти секрет Полишинеля.

Насчёт третей работоспособности... Советская сталь - штука хорошая, кто бы спорил. Нюансы там есть, связанные с особенностями консервации. Но, наверно, будет правильнее дождаться, когда проект пойдёт, завершится и т.д. и т.п. Тогда можно будет подробнее остановиться на деталях, работа там интересная предвидится.

Так что вот, не было ни гроша да вдруг алтын.

То есть, один (новый) растворный реактор будет в России и ещё два наших растворных могут появиться за бугром.

Относительно свежий (2013 год) российский отчёт по исследованию сталей для ЖСР.
Спасибо приславшему его участнику форума!

http://atominfo.ru/files/stalizhsr.pdf

Французский быстрый ЖСР из Гренобля.
Такая вот картиночка есть.

кликабельно

А почему на слайде значок швейцарского Института Пауля Шерера?

Французы в связке с исследовательской группой из Швейцарии этот проект разрабатывают?

Докладчик был из него.
Но он говорил в основном в общем плане, проект был только как иллюстрация.

А вот в соавторах есть Elsa Merle, она из Гренобля.
Например, одна из её статей.

В РФЯЦ-ВНИИЭФ состоялась проектная сессия по реализации проекта «Аргус-М»

В РФЯЦ-ВНИИЭФ 25 июля состоялась проектная сессия по горизонтальному взаимодействию в рамках проекта «Аргус-М». Ее участниками, помимо специалистов ядерного центра, стали представители АО «ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт им. А.И.Лейпунского», «Русатом ХэлсКеа (РХК)», «Всерегиональное объединение «Изотоп», «Русатом Оверсиз», «Красная Звезда», «Государственный специализированный проектный институт (ГСПИ)», «Русатом растворные реакторы».
Главный инженер проекта (АО «ГСПИ») Юрий Шловиков рассказал о будущей установке в плане ее безопасности. Специалисты Института безопасного развития атомной энергетики (ИБРАЭ) РАН провели все необходимые расчеты, подтверждающие безопасность объекта. Проектная документация прошла всестороннюю государственную экспертизу в Госкорпорации «Росатом» и получила положительное заключение. Она соответствует всем необходимым нормам и правилам в области промышленной, ядерной и радиационной безопасности. В проекте предусмотрены все необходимые мероприятия по обеспечению санитарного благополучия персонала и населения близлежащих населенных пунктов. Отработанное ядерное топливо будет вывозиться в специальных контейнерах на ПО «Маяк» на переработку.
Генеральный директор АО «РХК» Денис Чередниченко заявил, что для Госкорпорации «Росатом» этот проект является одним из самых прорывных: «Наш способ позволяет с меньшими затратами и наиболее безопасным способом нарабатывать не только молибден-99, но и целый ряд других фармпрепаратов и распространять эту методологию за рубежом. Ряд стран проявляет к нашему проекту очень большой интерес – есть заявки на создание совместных предприятий для размещения комплекса на своих площадках».
По мнению Дениса Чередниченко, в РФЯЦ-ВНИИЭФ лучшие компетенции, отличная база, квалифицированные специалисты и удачное географическое расположение для поставки короткоживущего изотопа потребителю.
Для справки.
Изотоп молибден-99 является самым распространенным фармпрепаратом, который широко применяется в диагностике и лечении целого ряда заболеваний. На сегодняшний день он нарабатывается, в основном, на больших реакторах, но это, во-первых, дорого и, во-вторых, не покрывает всех потребностей. Комплекс для получения медицинского радиоактивного изотопа молибден-99 на базе растворного ядерного реактора «Аргус» разработан в НИЦ «Курчатовский институт» и представляет собой компактную установку, эффективную с точки зрения наработки изотопов. По оценкам специалистов, стоимость радиоизотопного комплекса с усовершенствованным реактором «Аргус» на порядок меньше существующих в настоящее время комплексов для производства медицинского изотопа, а затраты на эксплуатацию ниже. В реактор «Аргус» заложены принципы внутренней безопасности - он «глушит» сам себя в случае возникновения аварийной ситуации. Реализация проекта может обеспечить России позицию технологического лидера.

Статья про эксперимент, который сейчас идёт на HFR.
https://articles.thmsr.nl/petten-has-starte...rs-ff8351fce5d2

Я давно пытаюсь написать пост про реальную ситуацию по НИОКРам по ЖСР, но уж больно обширная и закрытая много где тема. Но вообще есть ощущение, что везде реакторные эксперименты по ЖСР ну просто единичные - во всем мире часто бывают годы, когда не ведется ни одного облучательного эксперимента.

Учитывая сложность темы, я отсюда сделал вывод, что ЖСР примерно так же далек от нас, как термоядерная энергетика.

Да, пока всё больше разговоры, а не конкретика.

Мало желающих быть первыми.
Многие предпочитают выжидать, пока кто-нибудь не рискнёт и не соберёт все шишки.

Ещё немного про IMSR.
http://www.power-eng.com/articles/print/vo...gy-systems.html

600C — это не круто.

Круто не круто, но куда нацелились:
1) Ну электричество - это традиционно. Дают плюс, что можно избыточное тепло аккумулировать в расплавах солей (это выравнивает доходность по суткам). Это серьезный +.
2) Опреснение воды. Туда в этот сектор нацелился и Росатом. Это большой серьезный рынок, ибо спрос на пресную воду растет очень сильно. В первую очередь это Ближний Восток и Африка.
3) Производство водорода высокотемпературным электролизом. Тут и производство удобрения, стали да и энергетическое топливо (в свете решений того же Китая перейти на гибриды и электромобили) будет растущим рынком. Туда же на рынок транспортного водорода нацелилась и Россия - опять конкурент.
4) Ну и традиционное синтетическое топливо, тем более что Евро 5 топливо и выше - это уже чистая синтетика.
В первую очередь авиакеросин, потом ДТ (для грузового транспорта и с/х лучше пока еще не придумали), а потом уже бензин, который будет для всякой мелкой техники (типа мопедов, бензокос. бензопил и др.)
А вот что из этого выйдет - посмотрим.
Это ведь,как я понял бумажный проект - его уже подали на рассмотрение заявки хотя бы построить опытный образец???
И второй вопрос с углеродом. Он напрямую будет контактировать - или же будет стенка между топливом и углеродом. Если нет, то как они его (углерод) собираются заменять??? И не всплывет ли он в соли???

Этот вывод не учитывает реального американского опыта по реально работавшим прототипам ЖСР. Работавшим в прошлом в отличии от мифического термояда.

Россия вполне могла бы по кадрам и технологиям вытянуть проблематику ЖСР-выжигателей/утилизаторов на уровень прототипа малой/средней мощности. Но эта тема не имеет коммерческого интереса для Росатома, поэтому у нас ничего и не делают практически значимого в этом направлении. Без финансирования такую многогранную по технической сложности тему никому у нас в стране не поднять.