Может кто раскажет как обстоят дела с отечественными разработками прототипа жидкосолевого реактора с топливом в расплаве солей?
До последнего времени в Курчатнике и Снежинском ФИТФе вроде какие-то работы в этом напрвлении шли, но каких-либо результатов конкретных так и не было опубликовано. Хотя зарубежники постоянно на Курчатник ссылаются в своих работах.
Японцы тоже шли по этому направлению неплохо и со Снежинском сотрудничали, но ощущение складывается, что почему-то эту тему слегка забросили. Американцы тоже не горят желанием к своим наработка 1965-1968 вернуться, хотя на форумах и конференциях разных периодически ностальгируют по MSR.
Получается, что только французы с чехами еще что-то пытаются сотворить на исследовательский прототип похожее.
Правда по статьям отмечается некоторая суета итальянцев и турков(??) в этом вопросе. Китайские публикации по MSR недавно тоже стали появляться.
Идея жидкосолевых реакторов ведь не пустая, в отличии от многих "бумажных" реакторов, и довольно перспективная. Правда до энергетической жидкосолевой РУ еще далековато, но с жидкометаллическими реакторами тоже не все быстро шло.
Не получится ли у нас, что похерят начинание в области жидкосолевых реакторов, в очередной раз не доведя хоть до исследовательского прототипа. Или уже похерили?

не похерили, потому что, к примеру, на МБИР планируется, в том числе, и жидкосолевая петля.

Радостно это слышать. Коллеги с Уральского института высокотемпературной электрохимии немало уделили времени и внимания сбору и анализу данных по жидкосолевым теплоносителям и топливным солевым смесям. Уже стало казаться, что все их труды в этом направлении зря идут...

годичной давности интервью Павшука по ЖСР - http://atominfo.ru/news3/c0669.htm

Это интервью посвящено младшим родственникам жидкосолевых реакторов - растворным водным.
Понравилась в интервью Павшука фраза "...Растворные реакторы обладают внутренне присущей безопасностью. У них огромные отрицательные температурный и мощностной коэффициенты реактивности. Поэтому при возникновении нештатных ситуаций реактор сам себя гасит...".
Важно, что эта черта присуща не только растворным водным реакторам, но и жидкосолевым на бериллийсодержащих солевых теплоносителях типа BeF2, FLiBe, FNaBe, FLiNaBe.
И еще одна черта характерная для растворных и гомогенных жидкосолевых реактров - это значительные коэффициенты наработки целевых изотопов и бридинга, нормированные на тепловую мощность реактора. Получается, что за счет эффекта гомогенности эти коэффициенты иногда в разы превышают аналогичные величины для высокопоточных исследовательских реакторов с внутренней гетерогенностью.
Не зря же при обсуждении перспектив развития ториевой компонеты ЯТЦ большинство специалистов приходят к выводу, что жидкосолевой бридер на смесях типа LiF-BeF2-UF4(PuF3)-ThF4 или LiF-UF4(PuF3)-ThF4-ZrF4 будет по характеристикам наработки урана-233, нормированной на затраты делящегося топливного материала, наилучшим выбором.

Да, именно так.

http://flibe-energy.com/

http://en.wikipedia.org/wiki/Flibe_Energy

Неплохой бесплатный источник, позволяющий создать некоторое впечатление о французской активности в плане разработок проектов реакторов на расплавах солей с жидкосолевым топливом.
{http://hal.inria.fr/index.php?halsid=ou9m9cohd6ru6iuubv90265dh1&action_todo=search&submit=1&s_type=simple&f[0]=%40%2A&v[0]=molten+salt+reactor&begin_at=0}
Ссылка в фигурных скобках, а то иначе ее движок форума портит, думая что тэги имеются.

Для тех кто совсем не знаком с проектами жидкосолевых реакторов рекомендуется довольно интересная презентация тов. David LeBlanc, известного фаната MSR.
http://www.thoriumenergyalliance.com/downl...Blanc_David.pdf
Описаны разные принципиальные схемы MSR.
Немного рассмотрен торий-урановый и уран-плутониевый цикл в MSR.

Еще одна познавательная презентация по возможностям и характеритикам былых проектов MSR.
http://home.engineering.iastate.edu/~pjsco...Google_LFTR.pdf
Идея авиационного двигателя на основе малого MSR (см. The “Fireball” or Aircraft Reactor Test) это нечто. Вот уж замах на использование атомной энергии где только можно у американцев в 60-х был...

и не только у америкосов :-)
http://atominfo.ru/news/air9664.htm

Спасибо за интересную ссылку.
Оказывается и в нас пытались идею ядерного авиационного двигателя в жизнь претворить, только другим подходом.
До сих пор не очень понятно насколько фантастична идея авиационного двигателя сопряженного с малоразмерным атомным реактором для нагрева газовой струи.
В принципе судя по американским опубликованным наработкам по MSRE вполне возможно создание малоразмерного и относительно "нетяжелого" жидкосолевого реактора, который можно разместить на военно-транспортном самолете большой грузоподъемности. В Aircraft Reactor Experiment (ARE) такого рода прототип около сотни рабочих часов на рабочей мощности с достижением 2.5 МВт проработал.
Удивляюсь как это американцы до сих пор не попытались старые разработки по жидкосолевому ARE реанимировать, чтобы на прототип лазера воздушного базирования (ABL) такую штуку прикрутить. Их же все угнетало долгое время, что химический лазер так много топлива потребляет. А тут на основе жидкосолевого реактора можно было бы для ABL мощный МГД электрогенератор для твердотельного диодного лазера соорудить. Новая ступень к "лазерным войнам" появилась бы...

А что Вы скажете, когда услышите про ядерный дирижабль?

Интересно, а можно подробности озвучить.
А на дирижабле реактор атомный зачем? Там же винтовой принцип движения, а не реактивный.
Каким образом там реактор собирались прикрутить и какую систему для переконверсии тепловой энергии деления ядер в поступательное движения воздушного судна?

В последние годы появились и проекты гигантских дирижаблей с атомным двигателем. Тепло, вырабатываемое ядерным реактором, используется для нагрева гелия в собственном баллоне (благодаря этому можно точно регулировать высоту полета дирижабля и его подъемную силу), а также для привода газовых турбин. Такие дирижабли весьма пригодились бы для доставки тяжелых мостовых конструкций, энергетических блоков, сборных домов (целиком), большого количества людей и т. д. (с) http://www.omz-atom.ru/budetatomen.html

Спасибо за ссылку. Поначалу подумал, что дирижабль с ядерным двигателем это опять американские идеи 60-х. Оказывается, что и сейчас об этом кто-то задумывается. Да уж...
На сегодняшний день получается, что по массово-габаритным характеристикам наилучший вариант для прототипа ядерного авиационного двигателя это или быстрый реактор на ВОУ или плутонии с литием или литий-натриевой эвтектикой в качестве теплоносителя или жидкосолевой реактор без замедлителя с берилиевым отражателем на системах типа UF4(PuF3)-LiF-BeF2, причем судя по имеющемуся массиву информации меньшей массой будет обладать именно жидкосолевой реактор. Американский ARE выходил на уровень тепловой мощности в 2.5 МВт. Наверное для дирижабля грузоподъемностью до пары сотен тонн такого реактора вполне хватит...
Не исключено, что в перспективе можем увидеть времена возвращения атомных мегацепеллинов.

Интересная информация нашлась по идее реанимации жидкосолевого реактора товарищами из NASA и MIT.
http://ria.ru/science/20100922/278105676.html
"Бывший астронавт НАСА Франклин Чанг-Диас разработал концепцию магнитоплазменного реактивного двигателя, который позволит сократить срок полета на Марс с года до 39 дней, испытания прототипа VF-200 намечены в 2014 году на внешней поверхности Международной космической станции (МКС).
Франклин Чанг-Диас на космической конференции NewSpace-2010, проходившей в Силиконовой долине (штат Калифорния), объявил о том, что он уже договорился с НАСА об испытаниях прототипа на МКС. Его концепция предусматривает использование магнитоплазменного реактивного двигателя с переменным импульсом (VASIMR) и ядерного бортового реактора мощностью 200 мегаватт. Если придуманная им концепция окажется успешной, это позволит сократить время перелета на Марс до 39 дней, говорится в статье, размещенной в среду на сайте Роскосмоса.
VASIMR использует пару радиоантенн для ионизации и разогрева газов (например, аргона) и ускорения реактивной струи с помощью силовых линий магнитного поля. В отличие от обычных химических ракетных двигателей VASIMR развивает меньшую тягу. Однако по сравнению с распространенными ионными ракетными двигателями он должен обладать довольно большим удельным импульсом (до 30 тысяч секунд) и скоростью истечения реактивной струи до 300 километров в секунду. Двигатель также способен регулировать тягу, он сравнительно конструктивно прост и компактен и использует очень высокие уровни энергии, измеряемые мегаваттами. Благодаря этому VASIMR может обеспечить в десятки раз большую тягу, при условии наличия подходящего источника электроэнергии. VASIMR также может непрерывно работать в течение нескольких дней или недель и потребляет мало топлива, что позволяет разогнать корабль до больших скоростей, а потом так же затормозить его. Это сокращает продолжительность миссии на Марс почти в пять раз.
Но самым главным вопросом концепции остается выбор безопасного и мощного источника энергии, так как для быстрого перемещения по солнечной системе потребуется генератор мощностью не менее 200 Мвт. Единственный вариант - ядерный реактор.
Однако самый мощный космический ядерный реактор ТОПАЗ в СССР выдавал 10 киловатт и имел показатель удельной мощности (альфа) 100 килограммов на киловатт. В свое время НАСА для отмененной ныне программы Prometheus хотело получить показатель удельной мощности до 65 кг/кВт, и руководство этой программы считает, что вряд ли при современных технологиях возможен космический реактор с показателями 20 кг/кВт.
Однако VASIMR-у и кораблю марсианской миссии массой около 600 тонн нужен показатель удельной мощности 1 кг/кВт. Многие специалисты считают это фантастикой. Надо отметить, что у современных корабельных коммерческих реакторов этот показатель 54 кг/кВт. У атомных субмарин альфа лучше - около 45 кг/кВт. Но даже эти технически совершенные машины далеки от требуемого уровня технологии VASIMR. При мощности 200 Мвт космический реактор должен весить около четырех тонн, в то время как самые современные реакторы атомных субмарин схожей мощности весят около или более 10 тонн.
Тем не менее, как отмечается в сообщении, Франклин Чанг-Диас не просто так взялся за испытания своего двигателя. Перспективы создания компактного реактора весьма хорошие. В 2003 году студенты Массачусетского технологического института предложили проект компактного солевого ядерного реактора на быстрых нейтронах с альфой менее 3 кг/кВт. Их проектный образец имеет мощность 4 Мвт, вес ядра - всего 185 килограммов, а размеры - 20х20х20 сантиметров.
Судя по всему речь идет об этом проекте.
http://nextbigfuture.com/2010/09/molten-sa...oposal-for.html
Характеристики проекта:
Жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах, но гетерогенного типа
Тепловая мощность = 11 МВт
Электрическая мощность = 4 МВт
Габариты 20х20х20 см
Общая масса реактора с топливом = 185 кг
Толщина отражателя 6 см (Zr3Si2)
Теплоноситель - расплав NaF-ZrF4
Топливо - карбид плутония (50 kg Pu) в виде пластин, набранных в соты
keff BOL = 1.1
Длительность топливной кампании = 540 FPD
Электроэнергия вырабатывается газовой турбиной Брайтон-цикла на сверхкритическом углекислом газе (S-СО2).

Это немногим более 1.3МВ/L ?

Они бы свои собственные проекты читали: "тот самый Fireball" - Core power density was 1.3 MW/L

Уверен, что проекты предыдущих лет американцы периодически перечитывают и считать хорошо умеют.
Aircraft Reactor Test (“Fireball”) действительно имел по проекту удельную мощность в ядре порядка 1.3 МВт/дм3, что очень мощно для малого объема. Но проект реактора “Fireball” сложно превратить в требуемый проектом реактор для полета на Марс, поскольку нужно удалять систему теплообмена соли с натрий-калиевой эвтектикой, шедшей на обогрев реактивной струи, и заменять на систему с вторичным теплоносителем на основе суперкритического СО2 (упрочнение корпуса, насосов, магистралей).
Со всеми прибамбасами для установки на самолет жидкосолевой реактор “Fireball” по проекту весил около 35000 фунтов, т.е. около 15.88 тонны (биозащита такого реактора для экипажа самолета весила порядка 13 тонн). Можно считать что за счет удаленности реакторов от обитаемых отсеков космического марсианского корабля от биозащиты реактора можно избавиться. Тогда получается, что показатель удельной мощности у “Fireball” составляет 0.263 килограммов на киловатт тепловой мощности, или соответственно при использовании пары 10 МВт(эл.) турбин Брайтона на суперкритическом CO2 (проекта MIT с общим весом порядка 13.6 тонн) составляет 1.474 килограммов на киловатт электрической мощности. Вроде бы все прекрасно, но получается, что только одна двигательная установка марсинского корабля с необходимой биозащитой будет весит в сборе порядка 42.5 тонны, или в крайнем случае почти 30 тонн весит реактор с турбинами без биозащиты.
Однако самая мощная версия американской ракеты носителя Atlas V HLV имеет максимальную теоретическую грузоподъемность в 29 тонн, причем реально не разу не летала. Реально сейчас американцы могут выводить на земную орбиту не более 18-20 тонн (наш Протон-М выводит около 22 тонн). Все остальные более грузоподъемные американские ракеты только в проектах на бумаге (могут в перспективе появится в конце 2013, не ранее). Поэтому никто и не берется за реализацию проекта космического реактора на основе “Fireball”, поскольку последний слишком тяжел для имеющихся в США ракетоносителей.

Сильно удивляет одна штука.
MITовский проект малогабаритного жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах с плутоний-карбидным топливом имеет характеристики удельной мощности менее 3 кг/кВт. Проскакивали сведения, что за счет оптимизации технических решений для этого реактора американцы вышли на уровень показателя удельной мощности порядка 2.7 кг/кВт. Как видно из оценок по одному из наиболее энерговооруженных представителю проектов жидкосолевиков “Fireball” имел бы показатель удельной мощности в районе порядка 1.47-1.5 кг/кВт. Это в принципе фантастически хороший результат.
Однако рассмотрим отечественный проект малоразмерного прототипа ЯРД от "НИКИЭТ" на основе реактора на быстрых нейтронах с гелий-ксеноновым теплоносителем и карбонитридным сверхплотным высокообогащенным урановым топливом имеющий тепловую мощность 3,5 МВт при массе 2.7 тонны. Предполагается что термовольтовый молибденовый преобразователь позволит получить коээффициент преобразования тепловой мощности в электроэнергию порядка 0.33. Тогда получается, что показатель удельной мощности отечественного ЯРД в районе 3.12 кг/кВт. Причем Курчатниковский монокристаллический термовольтовый молибденовый преобразователь не обкатан ни на нейтронных облучениях, ни на высокотемпературные испытаниях. Вроде как запуска высокотемпературной петли в будущем МБИРе дожидатся будут.
В связи с этим вопрос. Может быть проще попытаться лет за 5-8 отечественный прототип космического жидкосолевика создать с более лучшими характеристиками, чем у перспективного отечественного космический ВТГРа? Работы ведь какие-то у нас шли по жидкосолевым реакторам и собственные и с японцами совместные...
Уж к текущим характеристикам MITовского проекта смогли бы наверняка добраться за лет 5-7.

Для разогрева интереса

1964 год, реплика критика на заседании НТС по проекту дирижабля.
"Христос воскресил Лазаря потому, что труп был свежий! А дирижабли сгнили!”.

Источник цитаты и т.п. - позже.

Дирижабль с ядерным реактором конечно интересная идея.
Но меня удивило, что в 1952 году американцы рассмотрели проекты 14-ти военных самолетов с ядерными двигателями.
http://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/969600-2IcQi1/
Причем и прототипы этих двигателей разных были созданы. И некоторые даже были испытаны на огневом стенде.

во как
Многотопливная АЭС: готовится универсальный реактор
http://rnd.cnews.ru/tech/energy/news/line/...12/10/02/505153

Реально компания ничего не реализовала, или я ошибаюсь?

да и не особо собирается.

Относительно самолётов, реактор вероятно должен работать по замкнутому циклу теплоносителя на турбовинтовой двигатель: в воздухе 20% кислород, его нагрев в ВРД связан с коррозией. Самолёт с ядерным двигателем рассматривался с теневой биологической защитой кабины пилотов от нейтронов и гамма-излучения. На большой высоте она работает, а при взлёте и посадке земля отражает нейтроны, создаётся огромный фон в кабине пилотов.
Ситуация схожая с атомными подводными лодками: там реактор размещают в центре лодки, оснащая его биологической защитой в 4Pi - геометрии. Если из экономии массы его разместить в хвосте с теневым секторным поглотителем, то бесконечный водяной отражатель рассеивает обратно 82% нейтронов, вылетевших за пределы лодки.

Применительно к ракетам, одноступенчатая ракета на ЯРД конкурирует с многоступенчатой на химических топливах. Выигрыш есть только при пилотируемых полётах к Марсу. В космическом ракетостроении сейчас ещё потенциал кислородо-водородного топлива не задействован, хотя он позволяет повысить грузоподъёмность и надёжность, выводя груз на низкую околоземную орбиту двухступенчатой ракетой, на геостационарную - трехступенчатой.

Можно прогнозировать, что только после повсеместного перехода на кислород-водородное топливо и исчерпания его потенциала, возобновится практический интерес к ЯРД.

Отдельные энтузиасты пытаются действовать в этом направлении и сейчас. Переход к жидкотопливным реакторам /без теплоносителя и без оболочек ТВЭЛов/ замышлялся как способ поднять КВ бридера. Такой бридер имеет не только очень высокий КВ, на уровне двойки, но и способность работать на минорных актинидах в качестве делящегося материала. Однако жидкое топливо очень химически активно, как способ преодолеть это препятствие возникла идея жидкосолевых реакторов. Однако оказалось, что концентрации урана и плутония в ЖСР могут содержаться не очень большие. В результате спектр нейтронов смягчается и КВ оказывается невысоким. Это один из главных минусов концепции жидкосолевых реакторов.

Энтузиасты ЖСР пытаются найти такие химические соединения, в которых можно повысить концентрацию урана и плутония. В случае успеха интерес к ЖСР увеличится.

Тем не менее, даже для случая максимального смягчения нейтронного спектра в имеющихся проектах жидкосолевых реакторов на системе UF4-ThF4-LiF-BeF2 в канальном исполнении с графитовым замедлителем прогнозируется КВа около 0,9-0,94. Плюс еще 0,1-0,12 КВ можно снять с использованием радиального ториевого бланкета. Т.е. КВ суммарный > 1, что является малодостижимой величиной для новых и перспективных водо-водяных реакторов в ближайшие полсотни лет. Да и имеющиеся/имевщиеся БНы не особо лучшие характеристики имеют по сравнению с тем же ARE или недоведенными до постройки проектами MSBR.

ОТвечу здесь в профильной теме.

Ну вы же сами показываете, да и ранее это уже не раз считано было, что для быстрого спектра уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием-239. К чему тогда делать стенд на быстром нейтронном спектре со свинцом?
Если уж затеваться стенд для ADS с ураном-233 делать, то тогда уж на жидкосолевых системах типа PuF3-ThF4-BeF2-LiF с околотепловым/тепловым спектром. Т.е. начальная работа на низкокачественном реакторном плутонии, а потом после наработки достаточного кол-ва урана-233 переход на топливный цикл 232Th-233U.

Плюсы подхода:
1. Можно легко утилизовывать хренового качества высокорадиотоксичный плутоний хоть от горячего ОЯТ, репроцессированного пирохимически, не забивая голову с его хранением, изготовлением топливных таблеткок или вибро-технологией производства топлива. Вполне реальная замена фантастичному ПЯТЦ на БРЕСТе.
2. Мягкий спектр нейтронов и высокоэффективные размножающие свойства бериллия эффективно сэкономят массы делящихся материалов и хорошо подходят для работы на уране-233.
3. Для системы LiF(72%)-BeF2(20%)-ThF4(5%) растворимость PuF3 (2.3-2.9% мольн.) при 800-900 K практически наивысшая среди известных жидкосолевых топливных смесей. Кроме того опыт, американской жидкосолевой ядерной программы говорит, что критичность жидкосолевика для систем типа LiF-BeF2-ThF4 достигается уже при доле плутония-239 больше 0.25% мольн. Т.е. по сути для достижения первоначальной критичности нужно хотя бы 0.4% мольных PuF3 от ВВЭРов высокого выгорания топлива. Т.е. использование никому особо не нужного реакторного запального плутония позволит заметно сэкономить внешне подводимые нейтроны при работе установки. Не исключен вариант, что в определенных конфигурациях установки вообще непрерывный избыток нейтронов будет наблюдаться, и еще торий-содержащий бланкет для утилизации избыточных нейтронов понадобится.
4. С периодической очисткой жидкосолевого топлива от нейтронных ядов продуктов деления, можно быстро перейти к самоподдерживающемуся топливному циклу 232Th-233U.
5. Из актинидов в процессе работы реактора будут в основном присутствовать изотопы протактиния, урана и немного нептуния (плутоний нарабатываемый медленно накапаливаться должен и его учет его четных изотопов важен будет при длительной работе установки). Протактиний и уран, окисленный до степени окисления (IV), можно относительно легко пироэлектрорепроцессингом выделять от лантанидных продуктов деления, присутствующих в степенях окисления (III). С церием из за устойчивости его степени окисления (IV) будут некоторые сложности, но имеющиеся методики позволяют его эффективно отделить от Pa(IV) и U(IV).

Минусы:
1. Будет прилично нарабатываться радиотоксичный и высоколетучий тритий (может это даже и неплохо в плане дополнительного источника трития для того же ЯОК), частично устранить проблему, можно работая на теплоносителе BeF2-(7LiF)-ThF4 и проблем с тритием меньше будет, но соль дороже заметно будет.
2. Потребуется отработать эффективную систему периодического репроцессинга жидкосолевой топливной смеси.

Проект международный, с участием США и европейских стран. Росатому сейчас ториевый цикл не интересен, достаточно сказать что средств на перетаривание монацитового концентрата, хранящегося в районе Челябинска-70, Росатом за 20 лет так и не выделил имея возможность.

Про торий-урановый цикл хочется спросить свежих идей у общественности.
Создаём подкритичный стенд на базе протонного ускорителя. На предмет чего должны ставиться эксперименты, какие предложения?
Должно быть и интересно, и осуществимо одновременно.

Соотношения таковы: стенд тепловой мощностью сборки 5 МВт, как реактор БР-5. У урана-233 доля запаздывающих нейтронов 0,25% т.е. втрое меньше урана-235. Поэтому важно что протонный драйвер позволяет поддерживать рабочую подкритичность 5%, т.е. в 20 раз большую.
Если 1/(1-K)=20 тогда при энергии протонов 500 Мэв, нужна мощность ускорителя 250 кВт, средний ток 0,5 миллиампера. Это будем считать что есть.

Далее, задавшись теплонапряжённостью АЗ на уровне вдвое меньшем проекта БН-350, предположим 250 МВт на кубометр, получаем объём активной зоны 20 литров. С точки зрения достижения околокритики на уране-233, даже есть некоторый запас. Плюс вокруг зона воспроизводства ~ 40 сантиметров толщиной с малой теплонапряжённостью, играющая роль экрана. Таковы соотношения.

Вопрос, на предмет чего смотреть сборку? Так, чтоб без особой фантастики.
Мы полагаем, интересно экспериментальное подтверждение превышения КВ над единицей.
Что ещё может представлять интерес? Заняться материаловедением на стенде?



В чём смысл отрабатывать переход на U-233 через плутоний, если нет ясности, есть ли смысл в этом переходе?
В международном проекте добыть сотню кг U233 нет особых препятствий. И можно смотреть именно характеристики, которые покажет в стационарном /а не переходном/ режиме такая сборка.



В этом отношении БРЕСТ стремится повторить французские достижения. Пристанционность чтобы снизить потери КВ цикла от распада америция и, что возможно более важно, уменьшить циркулирующее в цикле количество тонн плутония на каждый ГВт, до порядка 5 тонн. Тогда имеющиеся количества плутония позволят строить быстрые реакторы более-менее массово.



Эту задачу людям меньше всего хотелось бы брать на себя.
А без неё как эффективно доказать возможность расширенного воспроизводства в MSBR?
Вывод - удобнее строить на быстрых нейтронах свинцовый реактор.
А раз U233 не увеличивает воспроизводство при переходе от тепловых к быстрым - такой стенд надо грузить плутониевой загрузкой.
Смотреть внутрикассетную гетерогенность, что ещё никто не делал. Подтверждать экспериментально КВ = 1,6.
На этом этапе сейчас проект находится.

Это случаем не проекту GEMSTAR* дела? Или его альтернатива?

Не понял, так в итоге подкритический стенд жидкосолевой или на свинец-основанной металлической а.з.?
Но солях кажется проще теплосъем будет организовать, поскольку плотности и вязкости ниже, что теплогидравлике конвекционной способствует. Фториды явно рулят в отношении проработанности для них коррозионно-устойчивых никель-основанных сплавов. Поэтому есть ощущение, что и саму зону и бланкет есть смысл жидкосолевым на расплавах фторидов делать. Типа сама зона состава LiF(70%)-BeF2(20%)-UF4(5%)-ThF4(5%) (температура плавления 475С) и бланкет состава LiF(70%)-BeF2(20%)-ThF4(10%).
Бериллий в соли реально сэкономит внешние нейтронны и позволит минимальный объем активной зоны получить. Как уже говорилось, при использовании природного лития будет переть тритий в немалых количествах, что для работы стенда даст ненужные проблемы.
Можно использовать в таком случае систему NaF(72%)-BeF2(20%)-UF4(5%)-ThF4(3%) (температура плавления около 510С) и бланкет состава NaF(72%)-BeF2(20%)-ThF4(8%). Проблем с тритием будет меньше, но спектр нейтронный более жестче будет.

В принципе, с моей точки зрения, основная задача стенда могла бы стать - поиск жидкосолевой топливной композиции, позволяющей работать подкритическому реактору с минимальным подводом внешних нейтронов, поскольку каждый нейтрон от пртонного ускорителя денег стоит и экономия их важных техно-экономический фактор.
Состав жидкосолевой смеси очень сильно может варьировать потребное для работы подкритического стенда количество внешне подводимых нейтронов. Свинец или эвтектики типа свинец-висмут, свинец-натрий, свинец-магний не позволит иметь стольких вариации нейтронных замедляющих-размножающих свойств матрицы теплоносителя, какие иметь жидкосолевые смеси фторидов.
Несколько лет подряд собирал информацию по жидкосолевикам и топливным смесям для них, информации немало разной есть. Если что интересует, обращайтесь.

Если это исследовательский стенд с внешним подводом нейтронов, а не к примеру флотский или энергетический реактор, то на репроцессинг можно и забить. Англичане, для своего проекта уран-ториевого корабельного жидкосолевика с эпитермальным спектром считали, что репроцессинг жидкосолевой топливной смеси потребуется раз в 7-7.5 лет производить. Для вашего явно менее длительного эксперимента года работы стенда без репроцессинга наверное хватит. Летучие ПД и так будут уходить, ну а РЗЭ накапливаясь, одновременно и выгорать постепенно будут.
Тем не менее, сделать периодический пироэлектрорепроцессинг для вашего стенда вполне возможно и не так уж сложно. Основная задача убрать наработанные РЗЭ из топливной смеси и вернуть в нее назад торий, уран и протактиний. Есть знакомые коллеги электрохимики-расплавщики, которые вполне могли бы эту проблему решить.

В настоящее время по торию работы на этапе вариантных расчётов. Если в расчёте получится нетривиальный вывод, появится стенд чтоб экспериментально подтвердить или опровергнуть. Также стенд будет если, допустим, Индия или другая страна продекларирует экспериментальное превышение КВ=1 в ториевом цикле.
Расчётным путём получаются такие eta при усреднении по спектрам тепловых и быстрых натриевых реакторов:
Pu-239 (LWR/БН)=2,04/2,45
U-235 (LWR/БН)=2,06/2,1
U-233 (LWR/БН)=2,26/2,31
Для реактора важно произведение eta*eps, eps у тория-232 ниже урана-238, и скорее всего жидкосолевые ториевые реакторы придётся подпитывать либо из природного урана (U235), либо из бланкетов плутониевых БН.

Коэффициенты воспроизводства некоторых вариантов загрузки на быстром спектре насчитали такие:
оксидное топливо (Pu*-U238/U*-Th232) = 1,28/1,041
карбидное топливо (Pu*-U238/U*-Th232) = 1,42/1,044
металлическое топливо (Pu*-U238/U*-Th232) = 1,63/1,11

Последняя цифра позволяет делать стенд на задачу экспериментального доказательства расширенного воспроизводства в ториевом цикле. Актуально ли труд в это вкладывать?
Стенд со свинцовым теплоносителем можно и уран-плутониевым топливом грузить, там нужна экспериментальная проверка инженерных решений связанных с освоением внутрикассетной гетерогенности.

Торий на быстрых вроде как в экранах только предполагается, в АЗ понятное дело КВ сушественно ниже будет.

есть такой сайт energyfromthorium.com, который ведет фанат ЖСР Кёрк Соренсен, он и компанию организлавал по применению концепта. Там народ публикации собирает, обсуждает и пр.

ЕМНИП, из "бумажных" вариантов ЖСР на тории/У232 наивысший КВ был у одного французского проекта и был равен 1.07

Ну почему сразу такие крайности. Или ториевый цикл или плутониевый.
Гибридный плутоний-ториевый цикл может быть более гибким, чем его индивидуальные составляющие.
Например, согласно расчетам из статьи [Sunil Sunny Chirayath, Gordon Hollenbeck, Jean Ragusa, Paul Nelson. Neutronic and nonproliferation characteristics of (PuO2–UO2) and (PuO2–ThO2) as fast reactor fuels. // Nuclear Engineering and Design 239 (2009) 1916–1924] для индийского натриевого быстровика PFBR в периферической зоне на основе PuO2–ThO2 за полугодичную топливную компанию наработается 11.5 kg 233U, тогда как при использовании в этой зоне топлива PuO2–UO2 (как и в центральной зоне) количество наработанного делящегося материала 239Pu составит только 2 kg. Т.е. налицо выгодность использования ториевого сырья именно в бланкетной или переферической зоне БНов, о чем товарищ Didro в очередной раз и напомнил.

Ну а что мещает сделать подкритический быстрый жидкосолевой стенд на основе системы PuF3-ThF4-ZrF4-NaF и с большой бланкетной зоной на основе металлического тория в никелевой облицовке. В этом случае КВ явно за единицу будет.
Возможно есть смысл рассматривать предполагаемый ADS как специализированный конвертер-наработчик урана-233, а не как самозавязанную на себе энергетическую систему. Т.е. ADS на основе жидкосолевой системы PuF3-ThF4-ZrF4-NaF (плутоний может быть дермового реакторного качества, по сути давальческий) с минимальными затратами внешних нейтронов с КВ>1 генерит ценный делящийся материал уран-233 хорошего качества (с долей урана-232<50 ppm) для последующего использования в существующем парке тепловых водо-водяных реакторов.
В итоге, один малопригодный для тепловых реакторов делящийся материал (неудобный для производства таблеточного топлива плутоний высокого выгорания от ВВЭРов) конвертится в более пригодный уран-233 (который имеет преимущества над ураном-235 в тепловом спектре). Причем запас КВ>1 обеспечивает затраты на генерацию внешних нейтронов в ADS.

Вот товарищ из Обнинска пишет о перспективах строительства в РФ дирижабля с ядерной энергетической установкой
http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...le&sid=3940
Что смущает в предложении этом.

Подъемная сила сжатого воздуха невелика и при подъеме выше 3-4 км эффект внешнего охлаждения холодным воздухом через жесткую оболочку будет значимым. Смысл есть в подъеме высоты эксплуатации дирижабля на высоты 6-12 км, где значительные по скоростям воздушные потоки существуют и для работы РЛС условия лучше, но тогда оболочка аппарата должна быть с вакуумированным слоем, чтобы эффект теплопроводности буферного газа не позволял тепло горячего воздуха терять. Но вакуумирование и экономия массы в конструкции дирижабля не совместимые вещи.
Из других газов наибольшей подъемной силой обладает водород, затем гелий, потом метан и аммиак.
С водородом из-за его взрываемости и высокой диффузности через конструкционные материалы перспективного дирижабля много проблем ожидается.
Гелий дорог. Метан взрывается и высокотекуч.
Наиболее подходящим в качестве рабочего тела в дирижабле кажется нагреваемый ЯЭУ аммиак. Благо аммиак дешев, взрывается с трудом и относительно слабо, и легко может хранится в большом количестве в водных растворах. Проблема имеется в его токсичности, но по комплексу свойств как газовое тело для дирижабля аммиак кажется лучше водорода и гелия.

Автор описывая плюсы ЖСР по сравнению С ВВЭРами, игнорирует некоторые тонкости.
Возможны два крайних вариантах ЖСР для дирижабля.
Первый - более объемный и тяжеловесный ЖСР на эпитепловых нейтронах канального типа с графитовым остовом на основе литий-бериллий содержащих жидкосолевых фторидных топливных смесей. Вес полной биозащиты вполне реален для среднего размера дирижабля. Наименьшая масса и объем такого ЖСР достигается при узких топливных каналах, но срок службы из-за распухания графита не более 4 лет. С широкими топливными каналами, при равной мощности с узкоканальной моделью ЖСР, вес возрастает процентов на 30-35%, и сооответственно возрастает объем, что приводит к заметному увеличению веса необходимой биозащиты. Но широканальный ЖСР может отработать 20-25 лет.
Второй вариант ЖСРа - малый и легковесный на основе натрий-цирконий содержащих жидкосолевых фторидных топливных смесей. Масса ЯЭУ при одинаковой мощности с канальным вариантом будет менее раза в 1,7-1,9. Однако, явно будут сложности с организацией биозащиты. Или относительно легкая теневая (что малопригодно в качестве эксплуатации дирижабля в виде транспортника) или большая и конкретно тяжелая - полная.

Разумное предложение (за исключением бронирования корпуса). С учетом возможности использования корпуса такого дирижабля в качестве конструкционной основы для разнесенной АФАР с возможность работы на разных частотных диапазонах можно иметь мощнейший комплекс дальнего радиолокационного дозора и наблюдения. И как пишут, вполне реально на основе разнесенного антенного поля на поверхности такого большого дирижабля создать высокомобильную загоризонтная РЛС для системы ПРО/ПВО и нужд ВМФ, причем с высокой степенью автономности носителя.

При рассмотрении классического ЖСР с гомогенной активной зоной в качестве ЯЭУ для дирижабля в большинстве случаев авторами таких идей игнорируются проблемы репроцессинга топливной жидкосолевой смеси.
Из-за высоких температур 700-760С работы жидкосолевой смеси давление насыщенных паров газообразных продуктов ядерного деления - ксенона, криптона, соединений йода и селена заметно превышает давление паров фторидных солей, составляющих топливную смесь. По опыту американцев, требуются специальные ловушки в байпасной линии для этих продуктов деления (ПД). Американцы в своих публикациях писали, что для эпитепловых ЖСР с работой на полном уровне мощности желателен репроцессинг топливной смеси (разделение делящихся элементов и ПД) по крайней мере раз в 4-5 недель. Причем указывали, что йод и селен плохо влияют на микроструктуру поверхности топливных каналов в графитовой матрице.
Для быстрого ЖСР с работой на полном уровне мощности, согласно статьям американцев, желателен репроцессинг раз d 8-10 недель.
Но эти числа в основном были ориентированы на экономию делящихся материалов для удешевления топливного цикла.
Во французских публикациях на тему гомогенных ЖСР говорилось, что для среднемощных энергетических ЖСР допустим репроцессинг раз в 10-15 месяцев в зависимости от уровней рабочей мощности. Англичане же в описании концептуальной конструкции ЖСР в качестве транспортной ЯЭУ уровня до 300 МВт(тепл) считают, что возможна конструкция реактора типа DMSR, позволяющая за счет почти 2.5-кратного избытка делящихся материалов в топливной смеси и дополнительной емкости-барботера в которой хранится около 70% всей топливной смеси (остальные 30% обеспечивают работу ЖСР) достигнуть интервала между репроцессингом порядка 1.5 лет при работе на полной мощности (соответственно около 7 лет работы корабельной ЯЭУ).
Т.о. в отличии от новых ВВЭРов для подводных лодок, способных обеспечить до 20-25 лет службы на одной зоне, для ЖСР типа DMSR максимально-ожидаемый срок службы между полной заменой топливной смеси порядка 7 лет (и то при работе уровне 20% от максимальной мощности).

В случае эпитеплового канального ЖСР в качестве ЯЭУ для дирижабля, по видимому, есть смысл рассчитывать на максимальный срок службы реактора на половинной мощности (в среднем) в 8 лет и потом замена на новый реакторный модуль. Причем за эти 8 лет потребуется не менее раз полгода делать частичный репроцессинг жидкосолевой смеси с выделением газообразных ПД и лантаноидных осколков деления и дообогащать топливную смесь ВОУ.

В случае быстрого ЖСР в качестве ЯЭУ для дирижабля, максимальный срок службы такого реактора может по корпусу и ВКУ составить до 12-15 лет на имеющихся никелевых сплавах. При работе на половинной мощности (в среднем) репроцессинг с добавкой ВОУ потребуется для такого реактора раз в 3 года.

Т.е. переход от ВВЭРов с гетерогенной компоновкой а.з. и водным теплоносителем к гомогенной компоновке с жидкосолевым топливом-теплоносителем для ЖСР приводит как к меньшей жизни ЯЭУ, так к эксплуатационно-техническим проблемам частого репроцессинга от ПД и обогащения делящимися материалами жидкосолевой топливной смеси.

В нынешнее время многие склонны считать, что дирижабли это позавчерашний день.
Однако, в США так совсем не думают.
http://www.militaryparitet.com/ttp/data/ic_ttp/6092/

Т.о. можно видеть, что с имеющейся грузоподъемностью описанного дирижабля вполне возможно и довольно оправданно создание дирижабля с ЯЭУ (в качестве источника высокотемпературного тепла для прогрева массы подъемного газа и выработки эл-ва для движения и функционирования бортовых систем). Очевидно, что ЖСР для этой цели будет иметь наибольшее удельное энергосовершенство, поскольку 5-15 МВт(тепл.) ЖСР с промежуточным нейтронным спектром с приемлемой необходимой биозащитой будет весить около 17-18 тонн. С турбиной Брайтон-цикла на сверкритическом CO2 вся жидкосолевая ЯЭУ будет весить около 29-30 тонн. При капсулизации такой установки добавочными конструкционными защитными материалами ее вес возрастет до 40-45 тонн.
Имеющиеся в РФ (по открытой информации) проектные альтернативы жидкосолевой ЯЭУ:
1. Двухреакторная газовая ТЯЭ "ГРЭМ" с тепловой мощностью 5.2 МВт, электрической мощностью 2 МВт и весом около 60 тонн с возможностью автономной работы без перегрузки топлива до 25 лет. Разработка НИКИЭТ.
2. Однореакторная газовая ТЯЭ "Гном" с тепловой мощностью 2.6 МВт, электрической мощностью 1 МВт и весом около 32 тонн с возможностью автономной работы без перегрузки топлива до 20 лет. Разработка НИКИЭТ.
3. Водо-водяная ЯЭУ "АИСТ-МП" с тепловой мощностью 10 МВт, электрической мощностью 2 МВт с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии деления ядер в электрическую., сухим весом около 10-14 тонн (полностью заправленная водой-теплоносителем около 130-135 тонн, возможно менее) с возможностью автономной работы без перегрузки топлива до 20 лет. Разработка ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ»

Водяные ЯЭУ типа АБВ-6М, "Унитерм", "Шельф-3", Ника и т.п. имеют заметно больший вес и худшие характеристики в качестве источника высокотемпературного тепла.

Т.е. принимая во внимание, что на ЯЭУ дирижабля будет тратиться около 30-65 тонн подъемного веса, можно предполагать, что патрульный атомный дирижабль для ВМФ России должен иметь грузоподъемность порядка 80-100 тонн. В этом случае возможно вооружение такого дирижабля достаточно мощной обзорной РЛС, достаточным боекомплектом противокорабельных ракет и собственным комплексом противовоздушной обороны.

Стеам-панк. Жесть.

Добрый вечер!



Ладно, три ляма - неплохие деньги, даже в Штатах :-). Попил засчитан. А теперь сравните стоимость одной ленты к ДШК и стоимость жертв, получивших на свою голову атомный реактор, все равно какой.

WBR, Alex Kojanov

PS. Хотя, попробуйте заинтересовать Шойгу и Сколково, пилить-то явно поболе американцев придется :-)!

Поскольку для дирижабля с ЯЭУ наиболее предпочтительна жесткая многокамерная схема, то форс-мажорное пробитие одной-двух газовых камер с подогретым гелием/воздухом не должно приводить к крушению, а должно позволять осуществление мягкой управляемой посадки. Такие условия заведомо должны закладывается при его проектировании.
Кроме того с чего вы взяли, что предполагаемый флотский разведывательно-патрульный дирижабль с ЯЭУ должен зачем-то спускаться на низкие высоты, где какие-то персонажи должны сбивать его из ДШК и реактор ЯЭУ должен падать на голову каким-то людям?
Зачем патрульному дирижаблю ВМФ с жесткой оболочкой на подогретом газе летать на высотах ниже 3-4 км, когда ему доступны высоты до 8-12 км? Где на просторах Японского, Охотского моря или Тихого океана дирижаблю может встретиться ДШК? Какие такие люди живут посреди моря-океана?
Речь идет о том, что для районов действия ТОФ с большими площадями, требующими постоянного внимания и охраны мог бы быть полезен разведывательно-патрульный дирижабль с ЯЭУ, с электрическими импеллерными движителями, с наличием комплекса электронной, радиолокационной и оптической разведки, и с наличием ударного вооружения и самообороны. Использование такого дирижабля при возможностях современной автоматизации управления ЯЭУ и бортовых полетных систем, с экипажем 9-10 человек, может быть похожим на патрулирование подлодок. Т.е. дирижабль взлетает с базы в районе Сахалина или Камчатки, делает несколько проходов в районе Камчатки, Курил и Японских островов и через 2-3 недели возвращается на базу. Далее смена экипажа, короткие регламентные работы, прием запасов продовольствия и снова уход на патрулирование.

Попалась на глаза довольно интересная индийская презентация по проблематике жидкосолевых реакторов.
http://moltensaltindia.org/wp-content/uplo...013/02/Sood.pdf
Видно, что индийцы плотно изучают американские документы по экспериментам с жидкосолевиками.

Оказывается, что в 1968 году имелось некое сотрудничество между американцами (US Atomic Energy Commission) и индийцами (DAE) в вопросе изучения топливных смесей для ЖСР, которое позже было прервано.
Подробное описание одного из таких экспериментов дано в одной из представленных на конференции презентаций.
http://moltensaltindia.org/wp-content/uplo....-Venugopal.pdf

Встретился на днях любопытный материал по транспортному ядерному дирижаблю времён конца 1980-х. Насчитали такие характеристики:
* атомный двигатель 6500 лшс (4,8 МВт) уместился в массу 80 тонн;
* при объёме дирижабля 0,34 миллиона кубометров, полная масса 400 тонн;
* грузоподъёмность 120 тонн;
* скорость 170 км/час
Благодаря концепции дирижабля решается вопрос взлёта (с выключенным реактором), когда земля отражает нейтроны и не позволяет применить на самолёте теневую защиту. Таким образом, в 1980-е проект рассчитан, характеристики не впечатлили, сооружение признано нецелесообразным.
Нужно ещё учесть, что грузоподъёмный дирижабль не может быть высотным: с высотой уменьшается плотность воздуха, создающая подъёмную силу.

Кстати, очевидна нереализуемость атомного самолёта на этой так сказать "элементной базе":
самолёту взлётной массой 400 тонн нужна тяга тонн 100, скорость отбрасываемого воздуха относительно самолёта не меньше 200 метров в секунду, что соответствует полезной мощности 200 МВт. Это мощность двух реакторов авианосца, масса которых на порядок больше чем 400 тонн.

Никакой связи между ГЭУ авианосца и самолётом нет.
Самолёту от реактора нужна тепловая энергия, а проблем получить высокую удельную тепловую мощность у реактора нет. Один контур, работающий непосредственно на теплообменники турбин.
И в СССР и в Штатах были разработаны реакторы с более чем достаточной мощностью (в СССР теплоотвод в теплообменники турбины был натрием, американцы использовали расплав соли).
Подвела даже не биозащита в первую очередь, а общая стоимость системы и риски эксплуатации.

Никому в голову не придет ставить в качестве двигательной ЯЭУ на самолет или дирижабль водо-водяной или кипящий реактор с их огромной удельной массой на вырабатываемый МВт да еще в виде низкопотенциального водяного пара.
Оптимальными для этой цели являются реакторы с быстрым/промежуточным нейтронным спектром с газовым охлаждением или быстрый/эпитепловой ЖСР. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителеем чуть менее эффективными кажутся.
Ниже пример двух проектов американских жидкометаллических быстрых реакторов рассматривающихся для полета на Марс.

1. Жидкометаллический реактор с калиевым теплоносителем дизайна ORNL 1983 года, основанный на Medium Powered Reactor Experiment (MPRE).
Топливо - таблеточное высокообогащенный UN в в стержнях в оболочке из T-111 alloy (Ta-8W-2Hf)
Срок работы активной зоны - 5 лет
Тепловая мощность - 28 МВт
Электрическая мощность - 5 МВт
Рабочая температура теплоносителя - 1365K
Биозащита - теневая с сектором 180 градусов на основе слоев LiH перемежающихся с вольфрамой фольгой общей толщиной 50-70 см.
Масса реактора - 3500 кг
Масса биозащиты - 11000 кг
Масса реактор+биозащита - 14500 кг
Общая масса ЯЭУ - 24.5 тонн

2. Жидкометаллический реактор с первичным литиевым и вторичным натриевым теплоносителем дизайна NASA 1993 года, основанный на Design Reference Mission (DRM) и проекте ЯЭУ SP-100.
Топливо - керметное урановое стержневое типа (UN+W)-25Re
Срок работы активной зоны - 5 лет
Тепловая мощность - 24 МВт
Электрическая мощность - 4 МВт
Рабочая температура теплоносителя 1375K
Биозащита - теневая с сектором около 180 градусов на основе слоев LiH+W общей толщиной 55-70 см.
Масса реактора - 3810 кг
Масса биозащиты - 9760 кг
Масса реактор+биозащита - 13570 кг
Общая масса ЯЭУ - 30.2 тонны

На основе ЖСР можно сделать немного более легковесную ЯЭУ.

Среднемагистральный грузовой самолет АН-70 имеет 4 новых винтовентиляторных двигателя по 10,3 МВт с общей массой 6,6 тонн, тянет 38 тонн топлива для собствееных нужд и имеет грузоподъемность 47 тонн. Если заменить 4 движка АН-70 на пару двигателей-гибридов турбореактивного двигателя и прямоточного воздушно-реактивного двигателя с питанием от описанных ЯЭУ, то получим замену 44,6 тонн взлетного веса на около 30 тонн ЯЭУ.
В качестве рабочего тела реактивной струи можно использовать атмосферный воздух, а для взлета иметь запас воздуха под давлением.
При использовании в ЯЭУ модуля преобразования тепла ядерного деления в электричество и применяя полную биозащиту, на основе того же АН-70 можно создать летающую лазерную канонерку. Например, для нее имеем замену (6,6+38+47)=91,6 тонн на (2*35,5+3+8)=82 тонн. Три тонны отвел на систему запаса сжатого воздуха и около 8 тонн на модульную лазерную диодную систему с адаптивной оптикой.
Возможность иметь в любой момент до 8-9 МВт электричества даст возможность такому высокоавтономному ударному самолету стрелять лазерными импульсами мощностью до 2 МВт по наземным целям на дальность до 25-30 км и по воздушным целям на дальность до 200-250 км. При этом имея возможность эффективной противоракетной самообороны.
Или же можно сделать высокоавтономный самолет ДРЛОиУ с подобными ЯЭУ.

По-моему, такой "самолётик" будут стараться сбить до пересечения границы во избежание потенциальный проблем. Причём сбивать тут все средства хороши, думаю, даже просто кинетических будет достаточно...

Рекомендую посмотреть на начало этой ветки

Реактор Fireball, сфера из бериллия в метр+, просверлены каналы, по каналам циркулируют расплавленные соли урана, температура под 900, удельная мощность в 1.3МВт/л, ...

Аналогии с авианосцами не катят

Хорошая статья.
http://www.atominfo.ru/newsi/p0551.htm
Однако американцы чудные.

А MSRE им что инопланетяне построили в иной реальности? А старые работы по проекту DMSR?
Такое ощущение, что новое поколение американских инженеров совсем не знает истории своих же ядерных разработок.

Зимой этого года директор ФЭИ заявил, что рассматривается проект подкритического ЖСР-трансмутатора.
http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...le&sid=5005

Американских работ и харьковских работ по коррозионным характеристикам конструкционных материалов для ЖСР немало есть, а ФЭИвских что не препоминается. Откуда возьмутся эти наработки?
Опять таки, прежде чем браться за реализацию подкритического ЖСР-выжигателя мегаватной мощности, не лучше ли бы было бы вначале разработать и построить экспериментальный малый быстрый многоцелевой ЖСР приближенный к режиму самоеда-утилизатора?
А уж потом прикручивать к этому аппарату варианты с ускорителями разных типов...

Представим такой вариант жидкосолевого самоеда-утилизатора: тепловая мощность 25-30 МВт, эл. мощность на уровне 10 МВт, топливо cмешанное PuF3-AmF3-ThF4 (в качестве источника топливного плутония можно брать плутоний высокого выгорания от ВВЭРов низкого качества по нечетном изотопам, т.е. малопригодного для таблеточного МОХ-производства), теплоноситель 2LiF-ZrF4, LiF-NaF-ZrF4 или 3LiF-ThF4, двухконтурный на паре высоких параметров, многоцелевого типа с возможностью облучения в экспериментальных каналах разных материаловедческих образцов. При выборе невысокой плотности нейтронных потоков такой реактор вполне мог бы отработать до 20-25 лет.
Периодический репроцессинг отработанной топливной смеси позволил бы иметь получение килограммовых количеств топливного U-233 и возможность выделения кюриевых радиоизотопов. Потом с использованием внешнего ускорителя и узла умножения нейтронов реально можно было бы избавиться от напрягающего использования избытка реактивности от избыточного плутония и в подкритическом режиме выжигать более обогащенную америцием топливную смесь.

Американский стартап разродился проектом ж/с модульного реактора

http://thorconpower.com/