Попалась на глаза популярная статья по ториевому ЗЯТЦ: http://www.nanonewsnet.ru/articles/2015/to...podvodnye-kamni

Ну вот, и там тоже о преимуществе жидкосолевого варианта.
Все понимают кроме нынешних "руками водителей" отрасли.

Почему то при обсуждении как открытого, так замкнутого варианта торий-основанного ЯТЦ упорно утверждается, что не будет наработки минорных актинидов и проблемы с их утилизацией. Однако же в реале так и иначе при использовании тория-232 и его потомка урана-233 в тепловых реакторах будет ощутимой наработка нептуния-236 и нептуния-237. Так же как и плутоний-238 при использовании регенерата урана-233 тоже будет накапливаться ощутимо.
И самое важное, что как сам уран-233 для ЯО вполне подходит, так и смесь 236Np+237Np тоже вполне приемлемая в качестве компонента ЯО.
Не говоря уже о том, что любой реактор даже на торий-урановом топливе позволяет из бросового урана-238 наделать облучением плутоний оружейный.
Т.е. масштабное использование тория в атомной энергетике совсем никак не гарантирует нераспространения делящихся материалов, как часто пишется.

Ну кто же будет пилить сук на котором сидится хорошо и привольно?
Технологии жидкосолевиков, если в тираж пойдут могут поломать текущую вымогательскую систему создания и развития атомной энергетике в странах-новичках.
Вот например Турция хочет самодостаточную атомную энергетику и у нее есть запасы урана и тория.
Но создание парка тяжеловодников требует кучи гемора и денег с получением/приобретением тяжелой воды, даже если фабрикацию топлива освоят.
Легководники же требуют наличия обогатительных мощностей или постоянных закупок-поставок ядерного топлива из вне.

А тут вот возьми турки (бразильцы, корейцы, арабы разные) купят один раз партию низкообогащенного топлива для ЖСРа и сам реактор и линию по регенерации облученного топлива впридачу, и начнут его два десятка лет с торием эксплуатировать, ничего больше не покупая за рубежом. Да еще уран-233 периодически на бомбодельческий запас сцеживать.
Такая ситуация явно никому из "ядерной пятерки" не нужна. Американцы в свое время при эксплуатации ЖСРа хорошо поняли и забанили это направление для энергетики.
Ну и делать прототип энергетического ЖСР только для внутреннего потребления в текущих реалиях нашей страны никто точно не будет. ВВЭРы имеющиеся видимо всех удовлетворяют.

Хотя с точки зрения топливопотребления и утилизации ценнейшего урана-235 ВВЭРы и PWRы это ужас, который искоренять надо побыстрее, пока эти реакторы весь доступный по экономике уран-235 за пару-тройку десятилетий не перевели.

Наработка миноров будет, ни куда не уйти.
Просто их на порядок меньше, но проблемы хранения это не снимает.
С жидкосолевым вариантом можно ожидать и дополнительный рост КВ на 0,5-0,8, и еще большее снижение миноров, сведение их образования к "следам".

VBVB
А что скажете на счет возможности ториевого цикла в теплоносителе ВВЭР, и как вариант РБМК?
Кроме всего прочего и рост КВ, и замена выгорающего поглотителя, снизить обогащение при сохранении выгорания, либо повысить его, а также форсирование мощности, тут вполне на ВВЭР-1200 можно до 30%, на РБМК процентов на 5.
Pa233, U233 и прочие более тяжелые убрать не проблема периодическим, 2-3 раза в месяц, пропусканием через насыщенный Th катионит в исполнении с небольшими заменяемыми расходными модулями, с отправкой на переработку после прокачки первого контейнера и "подъемом" остальных, с установкой на конце свежего.
Продукты деления также с периодической заменой частью теплоносителя, который на фильтрацию и обессоливание, в т.ч. пойдет и осмос, концентрат на переработку.

Торий в ядерной энергетике: плюсы, минусы, подводные камни - на Geektimes.ru интересная статейка

РБМК очень полезный аппарат для исследования многих малоизученных аспектов ториевого ЯТЦ.
Однако использования солей тория в качестве выгорающего/делящегося поглотителя в РБМК, как мне кажется, не очень удобно.
Скорее более интересно было бы использование разборных многоразовых твэлов для РБМК с жидкосолевым заполнением топливными смесями типа ThF4-UF4-LiF и ThF4-PuF3-LiF.
Изготовление такого топлива крайне просто. Так же как несложна фторидная дистилляция делящихся изотопов (U, Np, Pu).
При грамотной конструкции таких твэлов, можно иметь очень хорошее выгорание "грязного" урана-235 (регенерат от лодочных ЯЭУ и ИРов с высоким содержанием урана-236) и плутония энергетического от тех же РБМК первых кампаний. Наработка урана-233 в жидкосолевых топливных смесях позволит улучшить экономику топливопотребления РБМК и можно продлить их сроки эксплуатации на сниженных уровнях мощности в качестве энергетического реактора-выжигателя с гибким производственным циклом и пристанционной регенерацией жидкотопливной смеси.

Нестандартные идеи у вас, Didro.
Вполне интересный вариант попробовать использовать в качестве выгорающего поглотителя в теплоносителе для ВВЭР-1200 соли ThCl4 или трифлат тория. Замена борирования, экономия нейтронов, увеличение мощности и рост КВ налицо будет. Только проблемы с гидролизом торивой соли, с ВХР теплоносителя и интенсивностью процессов радиолиза, как и увеличении коррозионного повреждения внутрикорпусных устройств и арматуры трубопроводной явно будет.
Кажется мне, что соли тория как выгорающий/делящийся поглотитель скорее для кипящих реакторов подходят,чем для ВВЭРов.

VBVB
Со всем согласен, и по коррозии тоже размышления приводят что основной вклад даст именно фактор радиолиза, тем более с галогенными солями, которые удобны в обращении.
Но сейчас контроль ВХР не представляет труда, и закисление, в т.ч. добавочное от продуктов деления, вполне можно было-бы регулировать тем же ThO2, разместив в блоке фильтрации.
Хотелось бы в отрасли заметно поднять и экономику и ресурсы, сделать экономический стимул, а не как сейчас все ушло в политику..

alex_bykov, garry_t
Спасибо.

Она же несколькими постами выше

заметил, но поздно
по моей ссылке в коментариях интересная дисскусия завязалась

VBVB
Касательно действующих блоков, ведь можно не только торивые, но и просто соль с обедненным ураном 238 вводить.
Все увиденные выше плюсы будут, плюс повысится температура закипания теплоносителя, что также даст возможность поднять КПД.

Единственный минус, который пока вижу - это легкость получения оружейного качества материалов из теплоносителя с солями урана или тория.

ВХР первого контура для ВВЭР (учитывая возможную коррозию и АОА), каким будет? Водно-растворимые соли урана (без диссоциации при номинальном потоке на зоне), интересно послушать, однако. Взаимодействие с материалами (сплавами) ТВС, ТВЭЛ, обратно.

asv363
Кроме галогенных, можно рассмотреть сульфатные соли, учитывая наличие в мире с десяток исследовательских реакторов именно на растворе сульфата урана/плутония.
Основной вклад конечно будет вносить именно радиолиз с локальным образованием активных кислых радикалов.
Но это можно свести к минимуму добавлением в блок фильтрации воды контура окисей урана или тория, ну и поддержание содержания актиноидов посредством периодической обработкой, о чем писал выше.

А смысл использования урана-238 в качестве выгорающего в теплоносителе легководников делящегося материала?
На выходе будет плутоний с качеством близким к оружейному, так этого добра и так у нас избыток. Эффективную утилизацию плутония отечественного в БНах до сих пор не освоили. Если же выжигать наработанный прямо в теплоносителе без отбора, то будет загрязнение внутренностей РУ высокорадиотоксичным материалом. Это при перегрузке топлива лишние проблемы и фон повышенный у топлива выгружаемого из-за откладывании го...на разного радиотоксичного на поверхности твс/твэлов.

Интересно конечно совместить свойства растворного реактора с гетерогенной компоновкой корпусного легководника, но проблем разных появится гораздо больше, чем возможных плюсов.

Судя по всему, японцы это уже проделывали не раз...

С ураном увеличится деление в теплоносителе, выше эффективное увеличение мощности.
И средний КВ поднимется.
Недостатком вот как раз вижу именно простоту наработки оружейных материалов.


Да, конечно, всегда какие либо изменения дают и непредсказуемые эффекты, которые приходится решать по факту появления.


К сожалению не в курсе результатов у японцев, очень интересно было бы ознакомиться с их опытом.

Торий у японцев НЯП это из ветки про Фукусиму.
Там в выбросах было столько тория, сколько реактор наработать не может.
И наиболее вероятно, что он был в теплоносителе.
А раз в теплоносителе, то японцы баловались получением оружейных материалов. (Иначе зачем его туда добавлять)
За руку конечно никто не ловил, но как бэ факты намекают.

Это то понятно.
Но если выбирать между наработкой урана-233 (с небольшим количеством урана-232) в теплоносителе с одновременным накоплением осколков деления тория-232 и урана-233 и наработкой плутония оружейного/топливного качества с осколками деления урана-238 и плутониев, то я ратую за ториевые соли. Кроме того, очевидно, что для РФ такие эксперименты с экспериментальной наработкой урана-233 таким образом в теплоносителе проще осуществимы с политической точки зрения, чем вариант где плутоний оружейный в теплоносителе обычного энергетического реактора будет генерится.
Плутония оружейного разной чистоты у нас дохрена, как и ВОУ, поэтому уран-233 полученный в ВВЭРе таким способ качественным оружейный материал не имеет смысла считать. Да и нарабатывать уран-233 таким геморным способом нарушителем режима нераспространения делящихся материалов тоже особого смысла нет. От урана-233 такого невысокого качества (с долей урана-232 около 100-300 ppm) пользы в производстве ядерного оружия мало. Если только экспериментальное устройство короткого времени хранения создать и по быстрому испытать.
А вот если весь мир поймет, что оружейный плутоний в энергетических PWRах и ВВЭРах скрытно через теплоноситель можно до 12-15 кг в год с гигаватника нарабатывать, то это совсем хреновая ситуация. Это может конкретно пошатнуть текущие меры контроля за скрытным производством делящихся материалов в странах-эксплуатантах АЭС.

Раньше такой контроль та же Индия успешно обходила, много лет нарабатывая на тяжеловодниках и BWRах плутоний оружейный и торий, придумывая оправдания разные под разные исследования топливных циклов и разных типов ядерных топлив. Ну ей это дело все таки в итоге простили.
А тут еще все кому захочется начнут вместо бора или лития-7 соли урана-238 в теплоноситель скрытно фигачить и плутоний втихоря сцеживать.

Да и само вовлечение в цикл тория с ресурсами в трое больше чем урана, для отрасли имеет существенное значение и перспективы.

То что они скрытно работали по бомбе, вроде как даже их друзья из штатов неоднократно делали намеки, и собственно поэтому всегда высказывались против сдерживали строительство у них завода по переработке, и быстровика "мондзю", стройкой которого они всегда мотивировали нужность им переработки.

Ну почему не ловил?
Как минимум, было собрано очень много косвенных признаков наличия у Японии интереса к оружию.
Просто никому не выгодно раздувать эту тему в публичном пространстве.
Даже китайцы ограничиваются тем, что "внимательно следят за развитием ситуации".

Это лишний раз доказывает, что существующий режим по контролю над производством делящихся материалов в целях развития мирной атомной энергетики имеет явные лазейки. При этом, судя по всему, японцы наработку урана-233 делали в самом малопригодном (как считалось ранее) для скрытных действий реакторе BWR.
Нераспространенцы обычно всегда писали, что по возможности скрытной наработки оружейных материалов тепловые энергетические реакторы ранжируются по ухудшению эффективности: Magnox/AGR - PHWR/CANDU - РБМК - ВВЭР/PWR - BWR.

Ну если мне пришла мысль ввести в теплоноситель сырьевую компоненту, думаю что и много раньше других такая мысль посещала, и скорее для именно военных целей, а не как меня для повышения эффективности и ресурсов именно для энергетики.

Кажется мне, что не зря аргентинцы в свое время построили очень странный PWR с тяжелой водой в качестве теплоносителя.
Очень уж такой аппарат подходящий для вашего предложения о введении сырья облучаемого в теплоноситель первого контура.
Возможности уникальные по утилизации избыточных нейтронов в теплоносителе в качественные делящиеся материалы для такого реактора имеются.

Для растворных реакторов мощность всегда ограничивалась скоростью обмена/притока теплоносителя, а тут PWR с офигенными характеристиками прокачки теплоносителя по 20 кубов секунду.

Может есть смысл кому-либо задуматься о возможной компоновке легководного или тяжеловодного реактора, в котором центральная топливная матрица имеет каналы через которые течет теплоноситель с растворенными солями тория-232 или урана-238? Устройство такого реактора будет довольно простым, напоминая внешне графитовый остов ЖСРа с каналам как MSRE. Только остов будет набираться в виде решетки из топливных кассет/твэлов в оболочке из нержавейки как для транспортного реактора. Если НОУ 20% обогащения использовать, то активная зона такого реактора может по пять-шесть лет без-замены работать, а потом целиком ее менять.
КВ у такого аппарата экспериментального мощностью 100-150 МВт даже на легкой воде к 0.9 может подойти (около 0.5-0.55 в самой матрице топливной и до 0.35-0.4), а на тяжелой и достичь единицы.

VBVB
Для транспортника наверно пока маловероятно из-за вероятности протечки, пусть и мизерной, учитывая современный уровень надежности.
А вот в ВВЭР думаю можно как раз подойти было бы к КВ~1, а с ростом ресурсов U233 и ТВС на нем, то и достичь порядка 1,1, решив таким образом обеспечение топливом без в разы более дорогих БН.

Шиппингпорт на тории продемонстрировала КВ 1.01 (1.03 по другим сведениям)



наибольший КВ на тории на тепловом (хотя, скорее, промежуточном) спектре, о котором я читал, был французский проект на расплавленных солях, с графитом. Они утверждали, что у них КВ между 1.08 и 1.09

Но в ВВЭР средние энергии выше тепловых, заметна доля делений бытрым спектром с большим числом нейтронов и сырьевых (на тории конечно значительно мешьше чем на уране), к тому же если периодами выводить промежуточный Pa233, например как писал выше, самым простым методом, можно ожидать КВ поболее чем у французов.

французы совершенно точно выводили протактиний, тем более что дизайн с расплавом солей позволяет это делать быстро и просто

Так это тем более обнадеживает, что есть реальные подтверждения перспектив именно солевых систем.
И совсем непонятен саботаж сироженнскими детишками.

Снова в моде?
http://www.jdsupra.com/legalnews/will-utah...-reactor-26541/
Юта, США.

Очень интересная идея. Реактор ториевый (насколько я понял жидкосолевой), а потребители ко всему прочему в качестве нагрузки - водородный завод для тяжелых грузовиков?
Интересный момент - серьезных толковых предложений не поступило? Пусть попросят россиян построить им БН-1200

Вроде как есть одна и та же тусовка, в которой ключевое лицо Kirk Sorensen и вот он (они) и раздувают эту моду последние лет 8-10 и рождают новые стартапы (этот как минимум седьмой на теме ЖСР в США/Канаде) Говорит он, конечно, классно.

Нептуний конечно будет, но на пару порядков меньше чем на U-235, т.к. требуется 4 последовательных захвата нейтрона вместо 2. Т.е. не полкило на тонну ОЯТ, а единицы грамм — меньше, чем кюрия в урановом ОЯТ, при этом нептуний самый безобидный из трансуранов. А плутония в урановом реакторе вообще на много порядков больше, т.к. там достаточно одного захвата U-238, а в торевом цикле минимум 5.

И еще, состав плутония будет другой. Если в урановом ОЯТ грубо говоря 60% 239, 25% 240, дальше по убывающей 241 и 242, и совсем копейки 238 (т.е. процентов 90 приходится на 239/240/242 с тысятелетними периодами), то в ториевом будет большая часть сравнительно короткоживущий 238, а потому по убыванию 239, 240 и т.д. То есть, в контексте проблемы долговременного (сотни лет) хранения торий лучше.
Вот U-232 конечно серьезно все портит.

Всем здоровья.
Уважаемые форумчане.
Нашел себе головную боль, в свободное от работы время придумываю новый тепловой двигатель. Цикл, конструктив определены. На выходе предполагается много преимуществ, в том числе высокая эффективность, отсутствие выбросов, низкий уровень шума и вибраций, простота конструкции. Двигатель с внешним подводом теплоты, соответственно источником энергии может быть и ядерное топливо.
Раньше в эту сторону почти не смотрел по разным причинам, но не так давно попалась на глаза информация о торий-урановом цикле. Увидел в нем интересные свойства и подумал, а почему бы и нет. Привлекает то, что процессом получения делящегося топлива можно управлять, что очень критично, как для наземного транспортного применения, так и для распределенной энергетики. Второе преимущество, что в цикле отсутствуют (или почти отсутствуют) оружейные компоненты. Следовательно, ограничения, вызванные контролем за нераспространением радиоактивных материалов, могут быть не такими жесткими и при современном уровне развития техники могут быть реализованы достаточно эффективно. Если сейчас научились отслеживать каждую бутылку алкоголя, произведенную на ЛВЗ, то ядерный источник энергии можно контролировать и подавно.
Сам по образованию двигателист. С ядерной физикой знаком на уровне чуть больше школьной программы. То, что было доступно почитал, но вопросов конечно еще много. Обращаюсь к вам за помощью.
Существует ли техническая возможность реализовать торий-урановый цикл в микроразмерностях? Например, для автомобильного транспорта необходима тепловая мощность порядка 500 … 800 кВт (для начала), для распределенной энергетики в диапазоне от десятков кВт до единиц МВт? Спрашиваю именно об возможности ядерных преобразований. На уровне теплотехники больших вопросов не предвижу.
На сколько быстро протекают реакции превращения Th232 в U233? Это минуты, часы или недели?
Возможна ли реализация этого процесса с использованием металлического тория, при условии его помещения в инертную среду?
О каких массах топлива будет идти речь если говорим о мощностях, указанных выше? Какой это порядок: граммы, десятки, сотни грамм?
Читал про очень активный U232, на сколько сложно будет от него защититься?
Какие температуры в горячей зоне можно ожидать? От этого будет зависеть выбор конструкционных материалов, рабочего тела и естественно эффективность. Возможность для маневра есть.
Ну и, как вы рассматриваете перспективы такого развития таких технологий, если принимать во внимание не только чисто технические аспекты?
Если отвлечься от реалий и пофантазировать, то получается вполне привлекательно. Автомобиль, который будет заправлен с завода на весь срок службы. Или дом, который не нуждается в подключениях к внешним источникам энергии и может быть автономным и энергоэффективным.
С уважением.

Короткий ответ.

Сама по себе реакция превращения такова:
232Th (n,gamma) 233Th (бета-) 233Pa (beta-) 233U

Характеристики бета-минус-распада - это физические константы.
Из справочников можно видеть, что период полураспада 233Th (первый распад в цепочке) = 21,83 минуты. То есть для прикидок на пальцах примерно за 1 час 90% образовавшегося тория-233 перейдёт в протактиний-233.
Второй распад в цепочке, распад 233Pa, существенно более долгий, период полураспада 26,975 суток.

Первая реакция в цепочке - (n,gammа), или захват нейтрона ядром тория-232 - зависит от характеристик установки.
Во-первых, какой поток нейтронов в установке (грубо говоря, сколько в установке есть "n").
Во-вторых, каковы энергии нейтронов в установке (вероятность ядра тория-232 захватить нейтрон очень сильно зависит от того, какая у нейтрона энергия).

Они там присутствуют во весь рост, просто в _чуть_ менее удобном для использования в оружии виде. Для террористов при выполнении некоторых условий эти неудобства могут оказаться незначительными, поэтому говорить, что в ториевом цикле отсутствуют оружейные материалы - неправильно.

В контексте Вам могут быть интересны причины по которым так говорят, а главная из них - образование долгоживущего (80+лет) урана-232, который в цепочке распадов даёт таллий с очень жёстким (2МэВ) гамма-излучением, от которого ОЧЕНЬ сложно защищаться. Время полураспада урана-232 тоже предельно неудобно: слишком долго, чтобы просто переждать (за 80 лет излучение падает всего в два раза) и достаточно быстро, чтобы давать большие дозы даже при небольших концентрациях.
Бомбоделам ториевый цикл неприятен именно из-за наличия урана-232 в великолепном оружейном материале уране-233. Уран-233 очень просто и дешёво извлекается из тория (даже проще, чем плутоний из урана), но уран-232 портит всю малину: из-за радиации любые манипуляции с облученным топливом, с извлечённым ураном, или к конечным продуктом - с бомбой крайне сложны, дороги и опасны.


Контролировать и обеспечивать физическую безопасность - разные вещи. Именно это сейчас губит малые реакторы: мощность-то у него маленькая, как и выгода от него, а неприятности от разрушения зоны с выходом активность может быть большая. Малый реактор, по сути, нужно охранять как и большой, а с большим его экономика позволяет это делать проще.


Мощность - не проблема. И даже минимальная масса (десятки килограмм активной зоны, если по минимуму) - не проблема.
Проблема - защита во всех смыслах. Например, для защиты от радиации (и гаммы, и нейтронов, которые саму защиту будут делать радиоактивной) потребуется стенка, которую уменьшить нельзя вообще. И упихать соотвествующую всем нормам защиту работающего реактора в железнодорожный габарит возможно лишь в теории (на бумаге получалось только для не работающих и "отлежавшихся" зон, на практике - только малой их части, отдельных стержней в контейнере).
Защита реактора от нежелательных внешних воздействий - более сложная задача.
Ещё более сложная задача - защита реактора от сознательных внешних воздействий.


Минимально - десятки килограмм. Вопрос не в мощности, а в минимальной критмассе (ну и энергозапасе зоны при сохранении критмассы).


Очень сложно. 8мм стали ослабляют 2МэВ гамма-излучение, НЯП, в 2 раза. А Вам нужно его ослабить хотя бы в сотни миллионов раз. Конечно, тут экспонента, она на вашей стороне, но всё равно нужно хотя бы 20-30см свинца. Физика взаимодействия гаммы с веществом такая, что любое вещество с меньшим Z даст проигрыш сразу во многие разы, скажем, стали потребуется уже метр+, для воды - 5-7 метров.


Любые.
Физика ядерного реактора такова, что температура определяется почти только балансом мощности и теплоотвода. То есть, если всё работает нормально, то только задумкой конструктора.
Часто (кроме бомб) стремятся добиться сильного отрицательного коэффиециента реактивности (грубо говоря, того, чтобы горячий реактор снижал мощность... ещё до того, как он это сделает из-за разлёта в стороны или стекания вниз). Способы для этого есть.
Но предельная (по термодинамике) температура в ядерном реакторе на быстрых нейтронах около 22 триллионов градусов, она не достигается только потому, что реактор разлетается в строны или перестаёт работать по другим причинам. В конце-то концов, оксид тория - одно из самых тугоплавких веществ, но при 6000С он уже пар, а не материал.


Увы, но никак.
Давно бы в домах побогаче стояли бы радиоизотопные котлы на распаде какого-нить стронция или цезия, которые, по сути, отходы крупной ядерной энергетики. В СССР такие стояли на маяках.
Но теракт, который можно устроить имея всего лишь киловаттный источник тепла может убить тысячи человек и нанести ущерб на сотни миллиардов.
Потенциальные проблемы совершенно несоразмерны выгодам.

Ответ не утешительный.
Спасибо.

Присоединяюсь. Главное, что мешает масштабированию - биозащита. Грубо говоря, если метр бетона ослабляет радиацию в миллион раз, то полметра будет ослаблять только в тысячу. Уменьшаем мощность в 1000 раз, а биозащита становится легче только в 2 раза. Там где биозащитой можно пренебречь (космические аппараты например), мини-реакторы возможны, например были реакторы Бук и Топаз с тепловой мощностью порядка 100 квт и массой в тонну на все про все.

Помимо проблем безопасности есть еще такая - чем меньше активная зона, тем больше требуется обогащение. На обычных больших реакторах - 5% (на самом деле от 2%, 5% делают что бы увеличить выгорание, что бы пореже перезагружать реактор топливом - меньше простоев, лучше экономика). Уже на подлодочных реакторах требуется 20% и выше (20% это предел для гражданского применения, поэтому на ледоколах 20%, а на подлодках бывает и больше), а они не такие уж и маленькие, всего раза в два меньше современных ВВЭРов, а масса со всем оборудованием (парогенераторы, турбины и т.д.) измеряется тысячами тонн. На том же Топазе, где АЗ содержала 50 кг урана, обогащение было как в атомной бомбе - 90%. Сами понимаете, это сразу ставит жирный крест на любые гражданские применения таких реакторов. В лучшем случае, исследование дальнего космоса. Ну и, даже если безопасность оставить за скобками, такое обогащение просто дорого.

Вообще, мне идея маленьких реакторов всегда нравилась. Те же космические реакторы - это произведение инженерного искусства. Но указанным выше причинам, я думаю мы никогда не увидим на земле что-то более компактное, чем ледокольный реактор. Ну, может быть проект Шельф взлетит - там роль биозащиты играет 300 м воды, и она же и физически защищает реактор он нежелательных действий (вряд ли у потенциальных террористов есть средства, что бы поднять такую штуку со дна, да еще и незаметно).

+

Всем привет!

А слышал ли кто-нибудь про норвежское судно Thor?
Мне ссылку студенты притащили. Суть - на судне реактор на основе расплавленных солей тория MSR, будет работать как станция подзарядки для электрических лайнеров. Я про такое впервые слышу (в смысле про судно). Оно реализовано или это только проект?
https://www.ixbt.com/news/2022/05/01/predst...pokolenija.html

Надежды юношей питают

https://splash247.com/ulstein-debuts-thor-c...-silver-bullet/

Из всех проектов ЖСРов реально будет работать пока только китайский маленький реактор. Все остальные ЖСРы пока только на бумаге.

А персонаж, который главный по этому ЖСР заявил как-то, что био защита на нем в разы легче, так как излучения в разы меньше... вот такие там руководители на проекте.

Что будет с этой ториевой батарейкой, если затонет и ляжет на дно кверх ногами?

Что в данном случае имелось в виду под "лайнер"? liner?

Может фломастеры?

Фломастеры - да, смогут подзаряядить.

Турки в https://www.milligazete.com.tr/haber/240837...ni-degistirecek
пишут об открытии китайцами во Внутренней Монголии запасов тория на 1 миллион тон.

Только что посмотрел на ютубе ролик Тойсоя про редкозёмы, где он сказал, что у китайцев примерно столько оксида тория уже лежит, как отход от выделения редкозёмов из монацита. Ну нет ему сейчас применения, никто не хочет строить ториевые реакторы.