Я имел в виду процесс термоядерного заряда - там тритий получается из нейтронов урана и лития.

понятно
В другой теме писали, что тритий образуется в реакторе где есть вода. Это происходит в классических урановых реакторах или в ториевом тоже?

Может автор имел в виду изготовление оболочки заряда из U-233? Вместо 238

Тритий получается не только по схеме протон=>дейтрон=>тритон, что есть в любом водоохлаждаемом реакторе, но и от тройного деления, вероятность которого с ростом атомной массы резко ростет.
Вклад последнего в ториевом цикле примерно на пару порядков ниже.

Может, но это маловероятно.

А что же тогда? В качестве триггера?

То есть, поскольку атомная масса U-233 меньше чем U-238, то и выделение трития меньше?

Да, тройного деления там почти на 2 порядка меньше, и соответвенно трития.

Тоже на 2 порядка?

И вообще, означает ли ли практическое отсутствие накопления трития в ториевом реакторе его большую экологическую безопасность, а значит и меньшие расходы на очистные сооружения?

Все-же основная масса трития получается не от деления, а от вторичных реакций, в т.ч. прежде всего на водном теплоносителе.
Большая экологичность - в возможности большей глубины выгорания и на порядок меньшего количества актиноидов, большего веса, чем уран.

И еще по ториевому циклу. Если посмотреть на урановые реакторы, то они выполняют и другие задачи - например медицинские. Или металлургические, получение полония например.
Возможна ли наработка полония и получение технеция ( или кобальта) на реакторах ториевого цикла?

Эти изотопы получают нейтронным облучением.
Да и принципиально реакторы теже.

То есть нейтронный поток в ториевом реакторе аналогичен классическому? Имею в виду параметры

Спектр чуть другой, но ядерные реакции - те же. На внутриреакторный спектр нейтронов, кроме быстрой его составляющей, в большей степени влияют теплоноситель и конструкционные материалы, а не исходный спектр деления, который отличается для U-235 и U-233 (ториевый цикл). Для примера, в действующих PWR энергетический спектр нейтронов деления сильно изменяется в течение кампании (деление на уране постепенно замещается делением на плутонии), но на работу реактора это влияет незначительно.

Да, спектр немного другой, средняя энергия чуть ниже, для той-же мощности, плотность нейтронного потока чуть выше.
Кроме того, на порядок ниже вклад деления быстрыми нейтронами нетопливных изотопов.

Уран-233 как минимум единожды применялся США в ядерных испытаниях в серии "Operation TEAPOT". 15 апреля 1955 подорвали боезаряд под кодовым именем MET на Невадском испытательном полигоне. Мощность взрыва оценили в 22 килотонны. Боезаряд имел схему LASL, только вместо оболочки из урана-235 плутониевое ядро было окружено ураном-233.
Вес боезаряда в районе 350-360 кг. Ранее испытанная мощность аналога на уране-235 в качестве темпера имела значение 31 килотонну. От использования урана-233 ожидали выход энергии в районе 33 килотонн. Оказалось в 1.5 раза меньше. Военных сей факт расстроил.
Встречались упоминания, что уран-233 использовался в тактических ракетах «Онест Джон» и «Сержант». Которые позднее сняли с вооружения с начала 80-х.
Дважды уран-233 использовался в ARE и MSRE исследовательских реакторах на расплавах солей. И как минимум еще в небольших количествах по паре раз в двух энергетических легководниках PWR и довольно длительно в легководном бридере LWBR на АЭС Shippingport.

Несколько раз в американских материалах по тематике урана-233, говорилось, что как компонент ЯО он по совокупности свойств не особо лучше урана-235, но хуже плутония-239. Тем не менее отмечалось, что наработанные запасы уран-233 в США могут иметь крайне важное применение для разработки флотских реактор нового поколения с уменьшенной массой и объемом РУ, при близких характеристиках нейтронной физики по сравнению с ВОУ, в отличии от крайне радиотоксичного плутониевого МОХа.

Про AHWR из крайнего интервью индийского министра.

Строительство блока с AHWR не может начаться из-за трудностей с выбором площадки.

Про сроки он теперь говорит так: As far as actual start of construction – It’ll happen sometime in this decade.

То есть, до 2020 года оно, возможно, всё-таки начнётся.

Ощущение, что лукавит министр.
Судя по печати научной, индусы после Фукусимы резко обеспокоились переделками проекта AHWR в плане улучшения его естественной безопасности и механизмов расхолаживания. А на эти переделки время надо. С разработками по переработке относительно "горячего" торий-плутониевого ОЯТ от AHWR у индусов тоже есть определенные проблемы.
Поэтому, чтобы в грязь лицом не ударить, и говорят о "трудностях с выбором площадки"

Вопрос по теме, в контексте япона-матьи: если брать реактор на торийе по схеме жидких солей (LFTR) как в Oak Ridge было, то как у них с остаточным тепловыделением и возможностью начала проедания бетона в ловушке?

У меня навскидку получается что возможна конструкция реактора на несколько десятков Мвт с полной пассивной зашитой - при серьёзной аварии все дружно эвакуируются, крио-пробка под core плавитса, core плюхает в core catcher, растекается в несколько бетонных контейнеров и сидит там себе пока не остынет. После ремонта соли подогревают и засасывают обратно.

Из того что читал по аспектам безопасности MSR следовало, что наличие барботера-ловушки объемом 500-800 кубометров более чем наполовину заполненного водным раствором солей гадолиния или кадмия считалось достаточным чтобы охладить жидкосолевую активную зону, не допустив СЦР, для реактора мощностью 150-250 МВт(тепловых).
Идея не раз уже была теоретически проработана на бумаге.
Только после аварии к такому реактору все равно в течении десятка лет из-за остаточной радиоактивности не подойти будет. И топливо после такого рода аварии заново на дорогостоящую очистку пускать надо.
Это только на бумаге в отношении аварии для жидкосолевика так получается.
Как показал американский опыт, чтобы безопасно избавиться от активной зоны своего MSR, им потребовалось более 30 лет.

Товарищи, нет ли не у кого электронного варианта книги "Бойко В.И., Власов В.А., Жерин И.И., Маслов А.А., Шаманин И.В. Торий в ядерном топливном цикле. Москва: Руда и металлы. 2006. 360 с."?
Заинтересовала, а достать не получается.

Попалась интересная статья "Киселев Г В, Конев В Н. История реализации ториевого режима в советском Атомном проекте. // УФН, 2007, 177, 1361-1384" по результатм изучения архивов, посвященная истории внедрения ториевого цикла на отечественных проектах тяжеловодных реакторов.
http://ufn.ru/ru/articles/2007/12/i/
Очень рекомендую интересующимся ознакомится с этим доступным и интересным материалом.
Обобщенный вывод из этого материала.
Судьбу развития ториевой компоненты ЯТЦ в СССР невольно подпортил Курчатов, написав в октябре 1953 официальное письмо министру среднего машиностроения Малышеву с темой "Торий в проблеме атомной энергии".
Ключевые фразы из этого письма:
1. В разделе, посвященном торию как сырью для "атомного взрывчатого вещества". Курчатов написал "...уран-233 оказывается значительно более дорогостоящим нежели уран-235, и сравнимым по стоимости с плутонием-239" и "применение урана-233 в конструкциях ядерных бомб не дают преимущества по сравнению с плутонием".
2. В разделе, посвященном развитию ядерной энергетики на базе ториевого цикла, "развитие сколь-нибудь крупной атомной энергетики на ториевом цикле требует большого времени и рентабельность такой энергетики не доказана" и "...Техническая целесообразность и экономическая рентабельность широкого использования тория в настоящее время не доказана".
Ядерные испытания 1955 года с ураном-233 также подорвали интерес наших военных к ториевому циклу.
Поэтому и работы по энергетическим тяжеловодникам для ториевого цикла резко свернули и Братская ГЭС, строившаяся для массового получения тяжелой воды для перспективного тяжеловодного реакторного парка оказалась долгие годы невостребованной.

Госкорпорация "Росатом" в течение 2012 года намерена решить вопрос о переработке техногенных запасов монацитового концентрата, хранящихся в Свердловской области, на производственном объединении "Маяк" (Озерск, Челябинская область), сообщает пресс-служба предприятия со ссылкой на заместителя генерального директора Росатома - руководителя блока по управлению инновациями Вячеслава Першукова.
"Выделено финансирование, идет разработка технологической схемы переработки монацитового концентрата. После этого будем обсуждать организацию производства. Думаю, что это перспектива середины 2012 года, крайний срок - конец года", - сказал он..."
Не могу поверить, что наши опять на торий внимание обратили. Не зря же эти запасы СССР скирдовал с миру по нитке.
Только неясно о производстве чего речь идет? То ли о тории металлическом речь идет, то ли об его оксиде для разных технологических нужд, то ли о ториевом топливе для АЭС?

а почему Вы решили, что обратили внимание именно на торий? разве у монацитового концентрата нет других продуктов?
http://www.monazite.ru/content/File/OBIN(2).pdf

Вы правы уважаемый "ДяДя ФеДоР", я ошибся насчет перспективы переработки отечественного запаса монацита. Совершенно не подумал, что вся эта суета из за РЗЭ начнется. Однако понятно, что резкий рост цен на китайские РЗЭ за прошлый год сподвиг наших манагеров на это дело с монацитом.
Интересный документ порекомендовали. Спасибо.
Плюсы сего проекта в том, что из горы хранящегося монацитового концентрата хоть обогащенный ториевый концентрат выделят и отдельно складируют.
Минусы, что никак не хотят работы по ториевому циклу у нас в стране реанимировать. Десятки миллиардов рублей на хрень разную околоатомную тратят, а тут не хотят вложиться в исследования перспективной ветки ЯТЦ.

не относится к торию, но... развитие ситуации в Китае подвигли наших "управленческих гениев" и хватких до госбюджетных денег "бизнесменов от атома" не только к тому, чтобы вспомнить о складе монацитового концентрата... но и застивили задуматься, куда и как мы будем двигаться дальше при почти полном отсутствии редкоземельной металлургии!

The AHWR has a number of in-built safety features that would require very little exclusion zone and can be built right in the heart of the city," Shiv Abhilash Bhardwaj, Director (Technical), Nuclear Power Corporation of India Limited (NPCIL) said here.
...
The AHWR is also expected to ease the land acquisition worries of the nuclear establishment as the reactor may not require any exclusion zone beyond the plant boundary.

http://articles.economictimes.indiatimes.c...-nuclear-plants

Похоже на крик отчаяния...

Что Вы имеете ввиду под криком отчаяния...

В связи с тем что стуктура изотопов которые попадают путем газовых выбросов на тяжеловодных реакторах и легководных реакторах имеет огромную разницу (доминируюшие изотопы), то например, атомные станции с реакторами CANDU имеют exclusion zone 500 метров (а не 5 км, как напр на ВВЭР). И если вы посмотрите на фотографии, то многие CANDU не имеют даже венттрубы, в том понятии которая нужна для dilution of emissions from PWRs.
У реакторов CANDU нет повреждения топлива во время LOCAs, даже близко нет понятия выхода газовых продуктов деления в теплоносителе после падения давления, что предполагает совсем другой сценарий протекания и выбросов во время аварий...

На протяжении нескольких лет индусы заявляли, что единственная проблема - это площадка. И вот теперь это заявление, что площадка практически не нужна, и реактор можно строить аж в центре города.

Так что же в реальности тормозит строительство этого реактора? Явно не площадка, не так ли?

Не совсем так. Человек говорит всего лишь, что для AHWR не потребуется большой зоны отчуждения. Для Индии это очень больной вопрос. С их миллиардом населения куда не плюнь, везде мирные жители. А компенсации за отселение правительство и местные власти платят малые и неохотно. С чем и сталкиваются новые индийские проекты - люди отказываются продавать земельные участки.

Интересная статья по торию как ядерному топливу и перспективам тория для отечественного ЯТЦ.
http://istina.imec.msu.ru/media/publicatio...12_electron.pdf
Даны обобщенный анализ сырьевых источников тория в мире и характеристика минерально-сырьевой базы тория в России. Рассмотрены
возможности его использования в атомной энергетике применительно к реакторам разных типов.

Отличная статья. Но мы, увы, далеко не на первом месте по разведанным запасам монацита (что правда), стоимости его разрабртки, и прогнозы по потреблению урана слишком "далекие" по срокам. Сейчас попробую найти карту.
Вот интересен "проект" CFNS, видел уже давно. Но как собираются делать токосъем, решительно не понятно, или это только трансмутация.

"Красивую" и точную, карту распределения монацмтов по глобусу не найти (мне). По термояду доложу.

в данный момент документ по ссылке недоступен... не могли бы вы кинуть мне его на почту?

вот тут - http://www.atominfo.ru/newse/l0800.htm ("Торий-плутоний по-норвежски") - упоминается документ МАГАТЭ от 2010 года.
а ведь была на АтомИнфо еще и вот такая заметка - http://www.atominfo.ru/newsb/k0273.htm , в которой есть раздел "Норвежский взгляд".
"Компания "Thor Energy" занимается разработкой проекта и моделирования поведения кассет с ториевым MOX-топливом и 233U-торий топливом для водяных кипящих реакторов BWR. Наиболее интересно, что она планирует большую облучательную программу, используя возможности норвежского исследовательского реактора в Халдене (скорее всего, имеется в виду реактор HBWR).
Компания выполнила также ряд поисковых расчётов с целью понять возможности использования тория в недозамедляемых легководных реакторах, а конкретно - в проекте RBWR. Это инновационный проект, изучавшийся на уровне концепций в Японии (компания "Hitachi" и агентство JAEA), который представляет собой BWR с более жёстким спектром нейтронов. Он известен также как "Resource-renewable BWR" (с)

Значит, норвежцы во все документы залезли со своим экспериментом.

на всякий случай, вдруг кто-то окажется в Томске аккурат в эту дату :

"14 сентября 2013 года в 11:00
состоится лекция в рамках научно-технологического семинара.
Тема: "Торий в ядерном топливном цикле".
Докладчик: Маслов Александр Анатольевич, доцент ФТИ НИ ТПУ.
Место проведения: Информационный центр по атомной энергетике,
г. Томск, пл. Ленина, 8
Вход свободный"

Томичи бы определились что хотят, то ВВЭР, то БРЕСТ.

Хотят сохранить специализацию города, причастность к ядерной физике.
В прошлые десятилетия, после остановки графитовых реакторов, хотели заменить их на ВВЭР.
Им предлагалось строить за счёт своих средств, которых хватало только на АСТ.
АСТ строить им не разрешили, на ВВЭР не хватило средств.

В новейшее время оказалось, что всё производство корпусов и парогенераторов ВВЭРов пойдёт на экспорт и на замену 11 ГВт РБМК (Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС). Перспектива ВВЭР за Уралом, где есть электричество от ГЭС /до аварии на СШ ГЭС имелся избыток 7 ГВт/, отодвинута в неопределённое будущее.
Остался единственный вариант: объединение задачи сохранить НИКИЭТ с сохранением Томска-7 за счёт создания БРЕСТа и пристанционного топливного цикла. Ради экономики, возможности доходов от поставок горячей воды в 400-тысячный Томск помимо 100-тысячного Северска, площадка располагается в 6 километрах от начала городской застройки. Одновременно будут вести НИОКР по плотному топливу.

Пристанционный цикл им не разрешат и-за фтора.
На счет БРЕСТа, еси уже хотят пусть делают вариант на 600 МВт пол 2 турбинки Т-250/300 производтва УТЗ.
Тепло и энергия в дефиците у Томичей.
А серию уже делать не 1200, а 2400, по моим документам такой вариант также прорабатывался.

НИЦ КИ - Ториевый ренессанс в ЯЭ?

Спасибо за ссылку.
Дельная статья.

Очевидная вещь сказана, но игнорируется большинством правительств стран серьезных потребителей АЭ.
Немного перекос есть в следующем утверждении.

Все зависит от относительного содержания тория и урана в топливе конкретного типа реакторов.
Например тяжеловодник типа CANDU или PHWR может работать на топливе подпитки состава 10%UO2(0,9% по U-235)-90%ThO2.
Основное смешанное ториевое топливо для индийского PHWR состав имеет 10%UO2(1,3% по U-235)-90%ThO2.

Для PWRов и BWRов каких только комбинаций торий-содержащего топлива не рассматривали/пользовали:
2.5%UO2(93% по U-235) - 97.5%ThO2,
4.6%UO2(93% по U-235) - 95.4%ThO2,
35%UO2(19.9% по U-235) - 65%ThO2,
22%UO2(19.5% по U-235) - 78%ThO2.
13%UO2(10% по U-235 ) - 87%ThO2,
50%UO2(6% по U-235 ) - 50%ThO2,
80%UO2(2.25% по U-235) - 20%ThO2.

Почему то товарищи из Курчатника только про вариант ВВЭР-Т, предложенного в 1997-2000, который должен был использовать 90%UO2-10%ThO2 c 20% U-235 речь ведут.

Это какая то крайность рассматривать сразу реактор с полным питанием на уран-ториевом топливе. Проще осуществлять постоянную подпитку ВВЭРов топливом типа 50%UO2(6-8% по U-235 ) - 50%ThO2 в сочетании с обычным урановым. Причем для уранового компонента торий-содержащего топлива подпитки можно регенерат от ОЯТ исследовательского и транспортного топлива брать.

Да и мы с Вами недавно про вариант "прорыва" обсуждали, мне кажется более перспективно, чем двигают люди, не имеющие способностей к мышлению.

Ториевые электростанции -- энергетика будущего?

Что-то как-то товарищ нагнетает не по делу по его словам, уран-235 должен был кончиться 2 года назад, а, по факту, цена упала обратно до 35 долларов за фунт...
Посмотрел дальше - дальше совсем уже феерично...

Мда...

Говорят, что все гении - фрики, но не все фрики - гении...

Ну так фильтруйте, там еще есть перлы.

А про торий он вообще ни слова...

Да, он всё больше на уран-238 напирал и ускорители...