Специалисты трех российских институтов (Российский Федеральный Ядерный Центр – Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики имени академика Е.И. Забабахина - РФЯЦ-ВНИИТФ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет – ТПУ; Институт ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН – ИЯФ СО РАН) провели компьютерное моделирование топливного цикла ториевого гибридного реактора, в котором в качестве источника дополнительных нейтронов используется высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке. Среди преимуществ такого гибридного реактора по сравнению с используемыми сейчас ядерными реакторами можно отметить умеренную мощность, относительно небольшие размеры, высокую безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов. Исследования по этой тематике поддержаны грантами РНФ № N 14-50-00080 и РФФИ №19-29-02005. Результаты опубликованы в журнале Plasma and Fusion Research.
Для получения энергии гибридные ядерно-термоядерные реакторы используют одновременно реакции деления тяжелых ядер и синтеза лёгких, поэтому можно ожидать, что такие установки усилят положительные особенности и нивелируют недостатки, присущие энергетике на основе раздельного использования этих ядерных реакций. Для эффективного использования реакции управляемого термоядерного синтеза в производстве энергии необходимо сначала получить, а затем постоянно поддерживать стабильное состояние плазмы с очень высокой температурой (выше 100 млн. °С) при её высокой плотности. Создание реактора, работающего по гибридной схеме, представляется более легкой задачей, поскольку в этом случае плазма используется не для получения энергии, а всего лишь в качестве источника дополнительных нейтронов для поддержания необходимой схемы протекания ядерных реакций. Таким образом, требования, предъявляемые к ее характеристикам, становятся менее жесткими.
В условиях, когда в плазме генерируются нейтроны, дополнительно поступающие в ядерный реактор, появляется возможность заменить большую (до 95 %) часть используемого в качестве топлива делящегося урана на неделящийся – сырьевой - торий. В отличие от урана торий представлен в природе практически одним изотопным состоянием, и поэтому он легко и с малыми затратами выделяется из природного сырья. При поглощении нейтронов изотоп тория 232Th превращается в изотоп урана 233U, который хорошо делится тепловыми нейтронами. По количеству выделяемой энергии эта реакция сопоставима с реакцией, используемой в ядерных реакторах с топливным циклом, использующем только природные изотопы урана 235U и 238U. Особенность применения ториевого топлива состоит в том, что в такой гибридной энерговыделяющей установке при прекращении поступления дополнительных нейтронов от внешнего источника ядерные реакции деления сразу же затухают. Таким образом, гибридные реакторы на ториевом топливе не способны к «саморазгону», что обеспечивает значительно большую безопасность ториевой энергетики.
В настоящее время уже существуют различные проекты гибридных реакторов, в которых плазменным источником нейтронов служит токамак. Альтернативой может стать использование в качестве источника дополнительных нейтронов длинной магнитной ловушки. Команда исследователей, сформированная по инициативе ученых ИЯФ СО РАН, в которую также вошли специалисты ТПУ и РФЯЦ-ВНИИТФ, представила концепцию относительно компактного реактора такого типа.
О принципах работы длинной магнитной ловушки в качестве источника нейтронов рассказывает главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН, доктор физико-математических наук, профессор Андрей Аржанников:
«На начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создается относительно холодная плазма, количество которой поддерживается дополнительной подпиткой газом из атомов тяжелого водорода - дейтерия. Инжекция в такую плазму нейтральных (атомарных) пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития (это тяжелые изотопы водорода), а также поддержание необходимой температуры. Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия, при этом происходит выделение высокоэнергетических нейтронов. Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры, где магнитным полем удерживается плазма, и поступая в область с ядерным топливом, после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжёлых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии».
По словам Андрея Аржанникова, энергия нейтронов настолько высока, что они пронизывают стенки камеры из нержавеющей стали и медную обмотку, которая обеспечивает необходимое магнитное поле в плазме. Эти нейтроны глубоко проникают в топливную сборку (бланкет) ядерного реактора и попадают на графитовые блоки, где при рассеянии на ядрах углерода происходит их торможение. Замедленные нейтроны хорошо поглощаются ядерным топливом и поддерживают необходимый уровень количества делящихся ядер в единицу времени. Выделившаяся в виде тепла энергия разлетающихся фрагментов ядра, делящегося при поглощении нейтрона, снимается потоками газообразного гелия, который под высоким давлением прокачивается через цилиндрические каналы в топливной сборке. Топливо также размещается в специальных каналах, для этого оно заключено в специальные цилиндрические графитовые стержни. Эти стержни заполняются покрытыми защитным слоем из карбида кремния микрокапсулами, содержащими торий и небольшой процент энергетического или оружейного плутония.
Схема заполнения топливного блока ядерным топливом. Слева направо: торий-плутониевые микрокапсулы и их расположение в топливных таблетках – цилиндрических графитовых стержнях; внешний вид топливных таблеток; топливный блок с каналами размещения топливных таблеток и охлаждающего газа – гелия. Иллюстрация предоставлена Игорем Шаманиным
«Торий-232 (232Th) – это воспроизводящий или, как еще его называют, сырьевой изотоп, который при захвате нейтрона превращается в делящийся изотоп уран-233 (233U). – рассказывает руководитель Отделения естественных наук, заведующий лабораторией ТПУ, доктор физико-математических наук, профессор Игорь Шаманин. – Ядра плутония в ториевой топливной композиции выполняют функцию запала. Плутоний, оружейный или энергетический, делится тепловыми нейтронами и позволяет поддерживать в размножающей системе цепную реакцию деления. Через некоторое время после "старта" ядра плутония выгорят, а в системе установится режим, в котором скорость наработки ядер урана-233 станет равна скорости выгорания этих ядер. Размножающая система станет самодостаточной».
Топливный цикл проектируемой установки составит 3000 эффективных суток (эффективные сутки – это 24 часа работы при 100% уровне мощности) - по истечении этого срока блоки с выгоревшим топливом заменяются на свежие, и реактор готов к новому топливному циклу. При этом, стартовый состав ядерного топлива выбран так, что в течение всего периода работы размножающие характеристики реактора позволят эксплуатировать его на проектном уровне мощности при соблюдении всех требований безопасности.
«На протяжении всего периода работы установки изотопный состав, а вместе с ним и ядерно-физические свойства топлива меняются - «просчитать» эволюцию ядерного топлива с учетом множества реакций, происходящих в нем, помогает компьютерное моделирование. – рассказывает начальник лаборатории РФЯЦ-ВНИИТФ, кандидат физико-математических наук Владимир Шмаков. – На сегодняшний день мы смоделировали эту эволюцию для нашей гибридной установки и рассчитали режимы работы реактора в течение топливного цикла, в дальнейшем нам предстоит также смоделировать различные режимы поступления нейтронов из плазменного источника и выбрать оптимальный вариант для обеспечения работы реактора».
Сейчас ученые также рассматривают возможность создания экспериментального стенда на реакторной площадке ТПУ, который будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного источника на основе инженерно-технических решений, уже реализованных на открытых ловушках ИЯФ СО РАН.
Комментарии
коэффициент размножения влияет на то количество урана 238, которое мы сможем сжечь. Если он больше 0,993 то сможем сжечь весь U238. В реальности он больше единицы. Запускать реакторы можно и на U235. РФ заведомо хватит энергоресурсов для перехода на БН.
Коэффициент размножения влияет на теоретически достижимую скорость ввода новых блоков.
С учетом того, что надо замещать выбывающие углеводороды, -Увы, Даже России не хватит (плутониевая яма неизбежна), а всему миру - точно не хватит. Эту тему многократно обсасывали по разным источникам, и здесь уже многие и несколько раз все считали и пересчитывали.В кладовой могли остаться материалы.
Никак не влияет. Так запускать новые БН можно на смеси U235+U238, так собственно, и запускали и БН600 и БН800
Это уже отсутствие логики. Я такое не коментирую.
ну так как Вы не смогли показать отсутствие логики, то остается только вернуть вам ваше же обвинение.
перспективный БН-1200 потребует для своей первоначальной загрузки 7,6 т плутония.
Идея БН в том, что он нарабатывает плутоний быстрее, чем его расходует, поэтому требующуюся ежегодную подпитку плутонием будем считать обеспечиваемой из ранее вынутого ОЯТ и выделенного из него плутония.
Т.е. для пуска одного блока необходимо 7,6 т плутония, а далее он сам себя обеспечивает, дело лишь за радиохимией.
По соглашению об утилизации плутония, РФ обязалась утилизировать 34 т плутония. Т.е. уже озвученного выделенного плутония хватит на запуск 4 реакторов.
Вроде бы немного, но..
В РФ 13 блоков ВВЭР-1000. Каждый год из каждого выгружается до 24 т ОЯТ.
В составе ОЯТ присутствуют плутоний. Изотоп 241 + 239 составляют содержание 7 кг на 1 т ОЯТ.
Т.е. КАЖДЫЙ ГОД из реакторов ВВЭР-1000 извлекается 312 т ОЯТ, в котором содержится 2,18 т плутония.
Т.е. каждые четыре года на плутонии, извлекаемом из реакторов ВВЭР-1000, можно запускать 1 реактор БН. А ещё есть реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-1200.
А еще в РФ заскладировано 20 000 т старого ОЯТ. Даже если взять в нём ТОЛЬКО плутоний 239, то из этого количества его получится (5,53 кг/т) 110 т. Т.е. на имеющемся ОЯТ можно запустить 14 реакторов.
Поэтому проблема не в самом наличии плутония, а в радиохимии (его выделении) и строительстве блоков.
Радиохимию к пуску БН-800 не одолели, поэтому его запускали на уране, добавляя плутоний по мере развития радиохимии.
Реальная скорость строительства настолько мала, а плутония (особенно, гражданского) так много, что никакого практического значения это не имеет.
Считали и так и эдак. Ямя хоть по плутонию, хоть по строителям такая, что успеем сдохнуть три раза пока возместим убыль углеводородов.
Нам не надо её 100% замещать. Летать в турпоездки не будем, машин личных практически не будет, возможно вернутся паровозы и тп.
Но зятц сделаем, куда денемся то
Бла-бла-бла. Говорю, - считали. Поднимите архивы, а уж потом спорьте. Если вы и вправду из Австралии, - посмотрите что у вас там с сетями творится, а ведь в Австралии 20% планетарного урана.
"Каменный цветок" вышел у термоядерщиков 1 ноября 1952, причем "вышел" сразу на 10,4 мегатонны тротилового эквивалентУ. А "гибридная реакция" пошла 12 августа 1953 - сразу с самолета и на 400 кило т.э. (правда и первый "каменный цветок" тоже страдал сильной "гибридностью"). Вопрос - "а почему в розетке нет термоядерного токУ?" имеет простой ответ - термоядерное зажигание в стационарном виде гораздо сложнее и химических реакций и ядерного деления. И пока есть что сжигать химически и что делить ядерно синтез не очень то и нужен... Будет нужен - появится тут как тут. О чем академик Арцимович говорил еще ей-ей когда...
В статье и в комментариях речь шла только о термояде из розеток. Вот он и не выходит, несмотря на обещания.
Классический образец пустой болтовни академика. В том числе обещали термояд Сахаров и Велихов и многие пониже. Но обещания не выполнили. И не факт что хоть когда то человечество получит термояд из розетки, не смотря на заявления академиков и финансирования, так как реальность, а именно физика лпазмы, может оказаться не по зубам.
Гибридная химера никак не помогает ториевому циклу стать экономически эффективным. По крайней мере, пока не кончился U238 (а его сжигать, по сути, даже не начали, только за компанию с U235 )
Добиться идеального равновесия на 3000 часов в такой сложной схеме... это просто... это... это нифига не просто!!
Надеюсь это означает то, что работы по новым источникам энергии все же идут достаточно активно, и приближаются к практической реализации...
Видимо активность Игоря Острецова в области гибридных реакторов все же дали свои плоды, хотя и в неожиданном месте
нет
Острецов хочет приделать к ядерному реактору ускоритель.
А эти товарищи хотят к несуществующему ториевому ректору приделать несостоявшийся термоядерный реактор. Это не просто гибрид. Это гибрид химер.
Ерунду говорите. Как источник нейтронов плазма давно обкатана и вполне эффективна. Пробкотроны (а на схеме именно он) - испытанная констукция.
У Игоря Николаевича конструкция тоже рабочая, хотя и более революционная, чем обсуждаемая.
Все дело в удельной цене получаемых нейтронов. Ну,и естественно, чтоб сумарный выход энергии был больше 1, аа ЕРОИ хотя бы 10-20. Какая конструкция окажется более эффективной,-та и пойдет в серию(надеюсь)
С ничтожным КПД. И так как в этом гибриде в цепочке преобразований стоит модуль с ничтожным КПД (плазменный источник нейтронов) то и в результате на выходе Вы получите ничтожный КПД.
Извиняюсь, вы КПД считать не умеете. В данной схеме пробкотрон не преобразователь энергии, а инициатор процесса. И его надо учитывать не множителем КПД, а постоянной величиной, которая просто вычитается из произведенной мощности.
К примеру: У системы зажигания ДВС кпд тоже куда как хреновый(ибо всем начхать),но его влияние на кпд ДВС весьма незначительно.
неверно. Нейтронный источник для гибрида на тории должен действовать постоянно, иначе у вас не будет запаса реактивности, а значит не будет цепной реакции. Это не свеча зажигания, а постоянный внешний нагрев двигателя. Для современных размеров и степени обогащения реакторной зоны нужно будет обеспечивать 40% от всей нейтронной мощности гибрида. Так как 1 нейтрон от каждого деления нужно будет потратить на превращения тория в уран 233. Или существенно увеличивать размеры и/или степень обогащения.
Не-не-не, предлагаю не обсуждать конкретные показатели источника нейронов, - ибо непонимая параметров и схемы реакций АЗ (а я лично их не в состоянии понять даже из рисунка) говорить об этом не только бессмысленно но и на демагогию похоже.
Что касается расчетов КПД, то вы сами подвердили, КПД пробкотрона входит в них постоянной,а не множителем. Естественно сдуру можно сделать его настолько неэффективным,что это сожрет всю мощность АЗ, но надеюсь такие люди не совершат такой примитивной ошибки
Эт Вы откуда взяли цифирь то? Реактор может быть подкритичен на 99,9% - тогда источнику нейтронов нужно будет только лишь 0,01% мощности (в виде нейтронов - а они у ТЯ реакции DT более 80%) добавить. Хотя такой реактор будет трудноуправляем - лучше критичность на уровне 95-97%. И даже в реакторе абсолютно не критичном - скажем, на чистом U238 ТЯ-источнику нейтронов нужна только ~1/11 (200МэВ/17,6МэВ) мощности (при Q=1)...
Именно. А в современных реакторах эти нейтроны, практически, бесплатны. Причем без дополнительных наворотов конструкции типа ускорителя или плазменного источника нейтронов.
Я вас непонимаю, о чем вы спорите.Ториеве реакторы с надкритической управляемой сборкой возможны, они построены, и обладают известными достоинствами и недостатками. как по конструкции, так и по топливном циклу. В сухом остатке это привело к тому, что они не взлетели. Увы.
Данная конструкция на первый взгляд обходит недостатки и усиливает достоинства. Надеюсь, те кто её считал, соображают в том что они делали, и им можно доверять.
Если очень грубо. Торий горит гораздо хуже чем U235 и U238 поэтому ториевые реакторы в труху проигрывают по экономике. Добавление плазменного источника нейтронов только усложняет конструкцию, а значит дополнительно ухудшает экономику.
Вы что действительно думаете, что сделанные ториевые реакторы смогли замкнуть топливный цикл? Разочарую, там тоже есть U235 или плутоний
Нет. Задача совсем другая. Термоядерщики пытаются показать, что они еще что то могут и получить доп. финансирование или хотя бы сохранить старое.
Вообще-то - да, могут.
Торий-232 превращается в уран-233, который практически идеальное топливо для тепловых реакторов.
Ни уран-235, ни плутоний в запущенном и замкнутом ториевом цикле не нужны. Причём замкнуть цикл с торием можно на тепловых нейтронах, без быстрых, нужно только чуть меньше их потерь. Тяжёловодные реакторы с ураном-233 и торием могут быть бридерами.
Я не трогаю проблемы этого цикла, но он полностью самодостаточен, когда запущен.
я говорил про сделанные ториевые реакторы. В каком из них реализован замкнутый ториевый цикл?
PHWR-600.
Вы действительно считаете , что после старта этот реактор не требует добавления внешнего по отношению к нему U235 или PU239 ?
Не требовал бы, если работал бы на 100% уране-233 и тории.
Тяжёловодные реакторы с ураном-233 и торием могут быть бридерами.
Скорее только в теории. При экономически оправданной глубине выгорания (ну хотя бы 30 ГВт сутки/т) КВ всегда получается меньше 1. Режим бридера там может быть реализован только при сверхнизкой глубине выгорания (< 10 ГВт сутки/т), что абсолютно неприемлемо с точки зрения экономики, особенно для бридера с ЗЯТЦ.
Я ничего не говорил про экономику и прочее.
Ну и в принципе ториевый тепловой ЖСР с онлайн-переработкой может иметь КВ ~ 1 без каких-то штрафов к экономике. При этом всёже обладая некоторыми фишками, которых не может быть у быстрого ЖСР с уран-плутонием.
КМК, вы начали проть какую-то неправду. Торий, как и U238 вообще не "горит".
На ториевых реакторах не стоит задача "замыкать цикл", в том смысле, в котором этот термин используется на урановых реакторах, просто потому что тория овердофига, и U235 для этих целей хватит, - это экономически и энергетически бессмысленно.
Направление на комбинированные реакторы, само по себе правильное (имхо, разумеется), и может даже единственно возможное сотого года, то что считают разные схемы, с разными вариантами-очень позитивный знак.
Обвинять ребят, что они подсовывают туфту , на основании статьи и своего скромного понимания вопроса не вижу оснований
В ядерном реакторе торий, как и U238 расходуется для выделения тепла и в этом смысле он "горит". (захваты нейтронов это промежуточные этапы горения)
тут "замыкание" в значении, что после первичного старта не нужно добавлять U235 / Pu239
для Индии, которая серьезно возится с ториевыми это важно
для остальных гораздо проще использовать U238 вместо тория
У меня, к сожалению, отсутствуют прогностические таланты для разговора о 2100+ годах :)
про комбинированные реакторы совершенно не согласен, бесполезное существенное усложнение без очевидных преимуществ.
U238 сейчас в реакторах не используется (исключая опытно -производственный БН - 2 шт на всю планету)
"Замкнутый цикл " - это когда топливо извлекается, перерабатыватся и опять закладывается. Это огромный геморрой как с хранением, извлечением, переработкой , так и с нераспространением.
В ториевых реакторах АЗ вырабатывает и тут же использует выработанный U233 - там ничего "замыкать" не надо, перерабатывать не надо, проблем с соблюдением режима нераспространения даже теоретически нет, - няп в цикле нет ничего из чего можно Бомбу сделать.
Внешний источник нейтронов делает их еще и подкритическими и полностью безопасными.
Единственное В чем с вами могу согласиться, - это вопросы экономичности денежной. Но тут обсуждать просто нечего, так как в статье даже не проект , а концепт топливной реализации.
U238 есть в каждом коммерческом урановом реакторе (да и в военных тоже), причем, его в разы больше чем U235. Даже в реакторах на медленных нейтронах его сгорает грубо 25-30% от сгоревшего U235, так сказать, за компанию.
Тю блин, ну вы даете, естественно он в реакторе "есть", так там и плутоний, и цирконий, и вода и графит "есть". И все участвует (или не участвует) в куче реакций.
Мыж вроде топливный цикл обсуждали, не? Контексты в русском уже отменили?
Вы вообще в состоянии коротко и понятно сформулировать против чего вы спорите?
Няп, вы считаете проект попилом, но ни привести внятных аргументов, ни опровергнуть то что вам говорят вы не в состоянии. Правильно я понимаю?
в том то и дело, что в реакторах ВВЭР топливный цикл не чисто урановый-235, а и плутониевый в том числе.
а плутониевый цикл обеспечивается захватом ураном-238 нейтрона. и выход плутониевой реакции сравним с урановой-235 реакцией. так что уран-238 участвует, и ещё как.
Ничего подобного. Без переработки реактор простт будет отравлен продуктами деления.
Никакой разницы с быстрым уран-плутониевым тут нет совсем. Разве что отравление будет гораздо быстрее.
О господи...Топливо меняют. Можете его хоть закопать, - в ториевой схеме не принципиально.
А в БН переработка ОЯТ-это принципиальный момент, ради него все и затевалось. И именно переработка, извлечение драгоценного плутония попадающего под режим нераспространения, десятками тонн за сессию.В производство новых ТВЭЛ. Прям на станции. Веселуха.
В ториевой схеме всё ровно то же самое: должно быть извлечение урана-233, формирование из него нового топлива и т.д.
В этом смысле торий-232 ничем от урана-238 не отличается, а уран-233 от плутония-239. Всё ровно то же самое, один в один. Торий - точно такой же фертильный материал, как и уран-238.
И в реактор с внешней подсветкой точно так же можно запихать уран-238, и принципиально ничего, абсолютно ничего не изменится.
вам незачем извлекать U233, который остался в выгоревшей сборке. В этом и смысл ториевого топлива. У вас в природе 0.7% U235, который мы умеем обогащать десяткамитысяч тонн, и довольно неплохая куча реакторного плутония которая так или иначе образуется в реакторах старых типов, и выделение которого тоже отлажено.этого хватит за глаза для инициации.
Разобрать такую сборку на составные элементы можно, но с какими-то целями. А для ториевого топливного цикла она не нужна, и уж конечно не нужно перерабатывать её прям на станции, как в топливном цикле БН.
Если по деньгам выгодно её можно просто хоронить, как американцы хоронят свои урановые сборки, не разбирая
Ага. А нейтроны "из тумбочки"(с). :)
Так ещё раз: разница-то с ураном в чём? Откуда Вы её взяли? Если нейтроны внешние, то уран-238 можно жечь точно так же в открытом цикле (на самом деле ещё и в разы выгоднее из-за спектров деления и больших сечений урана-238 в жёстком спектре).
Нейтроны внешние, это очевидно из статьи, странно спрашивать.
Мы же изначально начали со сравнения топливного цикла БН, и этой машинки.
Почему именно они решили использовать а бланкете торий, а не уран, я естественно сказать не могу. Также как не могу скурпулезно просчитать что в данном случае выгоднее УУран или торий. Но уверен в проекте есть обоснование этого решения, без этого он теряет смысл.
Чтоб продать Индии и прочим. РосАтому же не продашь - там БН во весь рост, возможно, БРЕСТ, если взлетит. А тут идеальный покупатель.
1. Загрузили торий в реактор.
2. Дали поработать какое-то время.
3. Выгрузили топливо и простыми химическими методами выделили U233
4. Торий - обратно в реактор, U233 - в бомбу.
Проблема нераспространения в наличии.
Ессно. Но у России нет проблем ни с использованием, ни с контролем таких установок.
Реакторный U233 НЕ подходит для взрывных устройств - из за побочных изотопов, которых намного больше, чем в Pu239, даже реакторном, этот U233 крайне активен. Соответственно оч.опасен в производстве и оч.плохо детонирует.
Глупости говорите совершенные. Фактически, "побочный изотоп" значимый там один - уран-232. И бомбе мешает он не больше, чем остаточный уран-238 в ВОУ. И его меньше.
Он доставляет большие проблемы людям (из-за наличия в его цепочке распада таллия со сверхжёсткой гаммой), но бомбе он без проблем. При этом в нём почти полностью отсутствуют изотопы с высоким спонтанным делением, как у плутония. Это чрезвычайно качественный оружейный материал; просто сложен в наработке и обращении.
Про "активность" урана-233 - просто бред (см. период поуллураспада в любом справочнике) ну а по сугубо ядерным свойствам он не хуже урана-235.
Прежде чем показывать свою эмоциональность, надо ознакомится с сутью:
Как то так, да-с... Так, что про "глупости" и "бред" расскажите всему сообществу физиков-оружейников, отказавшихся от использования U233 вообще и навсегда....
плутоний 239 получали кратковременным облучением урана 238, чтобы получившийся плутоний не успел нахвататься нейтронов. потом выделяли химически. Если облучать долговременно, как это происходит в гражданских реакторах, то получается смесь изотопов плутония, которые замучаешься разделять.
С ураном 233 та же самая история. Если есть цель его получить для бомбы, то кратковременно надо облучать торий. Если задача получить его из ОЯТ гражданского реактора, то тот же самый геморрой с разделением изотопов.
Поэтому от урана 233 оружейники отказались не по причине сложности его получения (если нужен, получат), а по той же причине, что и от урана 235.
с чего ториевое ОЯТ перерабатывать то не надо? ториевый цикл - это аналог плутониевого цикла. Со всеми требованиями к размещению изотопов по отношению друг к другу. Поэтому ториевый цикл и не взлетел: переработка его ОЯТ еще геморройнее, чем "быстрого" цикла.
Страницы