Ядерная энергетика будущего

[AlexAV]

А CANDU надо сильно менять, чтобы на торий-урановый цикл перейти?

Водо-топливое отношение реактора CANDU-6 около 16.4, для тория это не совсем оптимум (во второй области, соответствующей большим водо-топливным отношениям, лучше около 25-30), но уже позволяющее работать данному реактору в режиме самообеспечения с КВ~1. Если использовать CANDU-6 без переделок вообще, в том виде в каком он есть сейчас, то для существующей конструкции это возможно при глубине выгорания не более где-то 7 МВт сутки/кг. 

Если делать на базе CANDU-6 реактор оптимизированный под торий, то по хорошему надо увеличить шаг топливной решётки так чтобы увеличить водо-топливное соотношение увеличилось с 16.4 до где-то 25, а также снизить энергонапряженность АЗ. Существующие сейчас около 32 Вт/г топлива для тория многовато. Из-за большого периода полураспада Pa-233 и его относительно большого сечения захвата нейтронов для улучшения воспроизводства делящегося материала в ториевом реакторе желательны  сравнительно низкий уровень уровня потока нейтронов и, соответственно, плотности мощности. Для тория лучше, если энергонапряженность АЗ будет не выше 14 - 18 Вт/г, т.е. где-то раза в два ниже, чем есть сейчас. Также желательно увеличить объём АЗ раза в четыре для снижения утечки нейтронов. С учётом снижения плотности мощности в два раза, это будет соответствовать где-то увеличению мощности реактора вдвое. При выполнение таких модификаций предельный уровень выгорания при котором сохраняется возможность самообеспечения реактора делящимся материалом можно повысит где-то до ~15 МВт сутки/кг.

В целом всё перечисленное не является сколько-нибудь принципиальным изменениями, которые могут вызвать какие-то сложности. Некоторые изменения, такие как снижение плотности мощности вообще скорее реактор упрощают (правда одновременно ухудшая его экономически показатели). Создание такого оптимизированного под торий реактора, если такая задачу будет поставлена, не должна вызвать каких-то существенных проблем.

P.S. Вообще если сравнивать торий-урановый и уран-плутониевый циклы. То торий - это простой реактор при достаточно сложном и дорогом топливном цикле (низкая глубина выгорания топлива, соответственно нужно перерабатывать больший объём ОЯТ, скорее всего всё же потребуется изотопное разделение урана, выделяемого из ОЯТ для отделения совсем уж бесполезного U-236). А уран - это простой топливный цикл (большая глубина выгорания, соответственно на много меньше объём ОЯТ, который нужно перерабатывать, заведомо не нужно изотопное обогащение получаемого из ОЯТ делящегося материала, как  в общем и разделение выделенных актиноидов, в быстром реакторе сгорит всё), но достаточно сложный реактор (в части материаловедения быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем на много сложнее тех же тяжеловодных).         

[Lieut]

P.S. Вообще если сравнивать торий-урановый и уран-плутониевый циклы. То торий - это простой реактор при достаточно сложном и дорогом топливном цикле (низкая глубина выгорания топлива, соответственно нужно перерабатывать больший объём ОЯТ, скорее всего всё же потребуется изотопное разделение урана, выделяемого из ОЯТ для отделения совсем уж бесполезного U-236).

Я в т.ч. и про то, что из-за требуемой низкой степени выгорания для торий-уранового цикла могут подойти только реакторы канального типа с их непрерывным возобновлением топлива без остановки реактора.

[Алексей В.]

Цитата: Алексей В. от Вчера в 16:56:43
если они на быстрых нейтронах, то маловато. Шибаршов говорил про ВВЭР на торий-уране с Кв около 1.

У классического ВВЭР водо-урановое отношение около 2. При таком отношение торий КВ>1 давать не может даже если реактор будет работать на топливе состоящем только из Th-232/U-233 (т.е. таком, которое после каждого цикла полностью очищают от тяжёлых изотопов урана, накопление в топливе U-234 (в меньшей мере) и особенно U-236 сильно снижает КВ реактора). Минимальное водо-урановое отношение при котором торий может дать КВ>1 в том случае, если замедлителем служит лёгкое вода, приблизительно равно 1.6. Для эффективного использования тория в водо-водяных реакторах требуется топливная решётка существенно более плотная, чем по факту используется в существующих сегодня реакторах.

при питании топливом от КВС если даже Кв будет около 0,85 это не будет иметь особого значения. Наоборот, компания не будет особо длительной и не произойдёт засорения топлива ураном-236. В конце компании просто разделяем оставшийся торий-232, уран и осколки. Торий - в КВС для наработки нового урана-233, осколки - на захоронение, старый уран - или на захоронение или на разделение изотопов.

А теперь тоже самое примените для солнечной короны. Заодно объясните почему корона имет температуру в миллионы градусов, а излучает меньше энергии чем фотосфера.

а такое объяснение, как маленькая оптическая толщина не катит? А также то, что корона очень разряжена, а следовательно электроны от ядер находятся очень далеко и взаимодействуют с испусканием квантов редко?

Ньютоновская механика тоже применима на определенных энергиях, но это не значит что она верна.

на малых энергиях она "почти" верна, т.е. отклонение от теории относительности ничтожно и им можно пренебречь.

Ведут, но к небольшим. За одну наносекунду свет преодолевает расстояние в 0,3 метра. Это расстояние меньше радиуса даже обычной термоядерной ступени, и уж тем более меньше сжатой. А взрыв у вас десятки наносекунд длиться. Так что фотон может десять раз переизлучаться внутри бомбы прежде чем покинуть ее. Хотя для термоизоляции это намного больше чем нужно.

десятки раз переизлучится? Вряд ли. https://www.rfbr.ru/rffi/ru/books/o_63966#145
рис. 5.4. второй сверху, слева график.
1-й отрезок. За промежуток времени 0-100 нс тепловая волна проходит 15 метров от центра взрыва со средней скоростью 150 000 км/с или 0,5 С.
2-й отрезок. За время 100-1000 нс она проходит от 15 до 22,5 метра, т.е. 7,5 м со средней скоростью 8 300 км/с.
Т.е. средняя скорость 0-100 нс в 18 раз больше, средней скорости 100-1000 нс.
Это означает, что ближе к 15 метрам скорость движения волны начала снижаться.
А это означает, что на первой половине первого участка скорость была выше 0,5 С, может быть 0,7-0,8 С. При такой скорости вряд ли время было для каких-то там переизлучений.

В принципе поджигание дейтерия намного упрощается если сделать небольшую добавку трития в мишень.

именно поджигание, но не горение, т.к. критерий Лоусона никто не отменял и по нему дейтерий горит в 100 раз хуже дейтерий-трития и тритий просто может помочь довести температуру до нужного уровня и всё.

установки ТИН, в которой под термоядерными нейтронами, в ториевом бланкете будет нарабатываться уран233 для будущих ВВРов.

у КВС преимущество в огромной плотности потока термоядерных нейтронов из-за чего можно нарабатывать очень много урана-233 по сравнению с массой задействованного тория. К тому же я уже считал, что добыча таким образом ДМ будет дешевле центрифуг по крайней мере из-за того, что КВС может вырабатывать ещё и электроэнергию. Насчёт же того, что наработка урана-233 с помощью ТИНа будет дешевле центрифуг это вряд ли (хотя всё может быть).

[MenFrame]

а такое объяснение, как маленькая оптическая толщина не катит? А также то, что корона очень разряжена,

Нет не катит. В уравнении Стефана-Больцмана нет члена отвечающего за плотность.

При такой скорости вряд ли время было для каких-то там переизлучений.

Большая скорость не как не мешает переизлучению. Просто часть энергии идет во вне, часть возвращается обратно.

При такой скорости вряд ли время было для каких-то там переизлучений.

Отсутствие переизлучение может быть только при скорости света. Если скорость меньше значит переизлучение идет.

т.к. критерий Лоусона никто не отменял и по нему дейтерий горит в 100 раз хуже дейтерий-трития

Проблема там сугубо в поджигании, а горение уже будет идти при заданной плотности и массе мишени автоматом. При этом достижение критерия Лоусона для дейтерия, будет идти просто путем увеличения массы мишени и плотности.

у КВС преимущество в огромной плотности потока термоядерных нейтронов

Пока не доказана возможность создать в бомбе чисто теплового спектра для нейтронов, не чем КВС не отличается от термоядерного наработчика.

Насчёт же того, что наработка урана-233 с помощью ТИНа будет дешевле центрифуг это вряд ли

Стоимость топлива это не только обогащение, но и его добыча. Уран из морской воды дешевым быть не обещает.
Да и ТИН это научная установка, а не промышленная.

[MenFrame]

То торий - это простой реактор при достаточно сложном и дорогом топливном цикле (низкая глубина выгорания топлива, соответственно нужно перерабатывать больший объём ОЯТ, скорее всего всё же потребуется изотопное разделение урана, выделяемого из ОЯТ для отделения совсем уж бесполезного U-236)

Поэтому видимо место тория в жидкосолевом реакторе.

[AlexAV]

Поэтому видимо место тория в жидкосолевом реакторе.

Жидкосолевой реактор сам по себе очень большая проблема. Очень большие сложности с материалом самого реактора, который был бы хоть сколько-нибудь устойчив в такой агрессивной среде как расплав соли, содержащий половиной таблицы Менделеева. Пока единственный хоть сколько-нибудь работоспособный материал, пригодный для работы в такой среде - хастеллой. Сплав никеля и молибдена с добавкой хрома, вольфрам и кобальта, причём доля дефицитного молибдена там 16-28%. Сплав дорогой и требует относительно редких и дефицитных видов сырья, причём много.

Сам по себе FLiBe - большая проблема. Особенно та буква в нем, которая Be. Бериллий довольно редкий и крайне ограниченно доступный элемент с годовой добычей 260 тонн/год и мировыми запасами всего 100 тыс. тонн, это меньше, чем серебра. Вообще если для какой-то технологии критически важен такой дефицитный элемент как бериллий, то это сразу ставит её перспективы, особенно долгосрочные, под большой вопрос. Бериллий - редкий и неисчерпаемый ресурс.

По безопасности там много вопросов. Отсутствие барьера защиты связанного с фиксацией осколков в инертной керамической матрице - это само по себе очень не хорошо. Ну и когда все осколки у нас плавают в теплоносителе первого контура - тоже (такая обычная проблема, как течь теплообменника тут сразу же становится проблемой куда более серьёзной, чем для любого другого типа реактора).

Вообще слабо верится, что жидкосолевые реакторы в классическом виде (вроде MSRE) вообще когда-либо станут массовыми. Дорого, опасно, есть явные проблемы с обеспечением сырьём.

Сильная сторона тория как раз в том, что с его помощью можно обеспечить режимы самообеспечения делящимся материалом для простых, теплофизически не напряженных (и соответственно не требовательным к материалам), реакторов. Соответственно дешёвых и меньше зависящих от всяких малодоступных видов сырья вроде молибдена и бериллия. Т.е. всяких канальных реакторов с тяжеловодным и графитовым замедлителем. Пусть даже ценой какого-то усложнения и удорожания топливного цикла.

Область где, вероятно, торий мог бы быть наиболее интересен - АСТ, промышленный источник среднепотенциальной тепловой энергии (т.е. пара с температурой 130 - 280 градусов) (тут кстати могут быть довольно интересные варианты с использованием АЭС для переработки биомассы, это довольно энергоёмкая деятельность, но большая часть потребляемой там энергии - как раз пар с не очень высокой температурой, для обеспечения большинства процессов <180 градусов). Т.е. там где нужно получать теплоноситель с не очень высокими параметрами, имеются очень жёсткие требования к безопасности и необходима работа в "рваном" графике (т.е. имеется выраженные сезонные колебания используемой мощности, для ториевого реактора с его медленно распадающимся Pa-233 от этого даже есть некоторые плюсы).

А жидкосолевой реактор с торием - это какая-то соль-гроши-матумба. Страшно сложный и дорогой реактор с проблемами с безопасностью. Те же проблемы с топливным циклом, что и у гетерогенных реакторов. Та к как нет простого способа выделить из солевого расплава торий, отделив его от лантаноидных осколков и циркония (вот уран, нептуний и плутоний - можно (из-за наличия летучих фторидов), а торий - нет). Соответственно объём ОЯТ, идущий не переработку, получится соизмеримым с тем который будет давать тяжеловодник, перерабатывать его придётся той же экстракцией из водных растворов, а на сколько удобнее в переработке смесь фторидов по сравнению с оксидами - вопрос очень дискуссионный. Плюс ещё большая потребность в проблемном бериллии. Ну и КВ у ториевого жидкосолевика так же низкий и по сути он может работать только на самообеспечение, как и любой другой реактор с ториевым топливом. Какое-то собрание худших черт от всех реакторов и всех топливных циклов.   

[MenFrame]

Бериллий довольно редкий и крайне ограниченно доступный элемент

Среднее содержание бериллия в земной коре 3,8 г/т и увеличивается от ультраосновных (0,2 г/т) к кислым (5 г/т) и щелочным (70 г/т) породам.
То есть ну совсем не серебро. Бериллий вполне доступный элемент пускай и дорогой.

Ну и когда все осколки у нас плавают в теплоносителе первого контура - тоже

Ну не все...поскольку будут на лету извлекаться. Причем извлекаться будут в первую очередь самые летучие(то есть самые опасные) А вот в ВВре это все добро сидит в твлах и ждет своей аварии. В случае разлива топливная композиция остекловывается, то есть все радиоактивные элементы запираються. Что не идет не в какое сравнение  с аварией расплавления активной зоны у ВВР.

плавают в теплоносителе первого контура - тоже

Первый контур у нас сейчас по традиции прячут внутри реактора.

А жидкосолевой реактор с торием - это какая-то соль-гроши-матумба.

Тот же росатом как минимум два жидкосолевых направления исследует.

[comp]

Тот же росатом как минимум два жидкосолевых направления исследует.

Именно что исследует. НЯП там маленькие нишевые машинки - наработчик медицинских изотопов и дожигатель минорных актинидов.

[AlexAV]

То есть ну совсем не серебро. Бериллий вполне доступный элемент пускай и дорогой.

Рассеянный элемент практически не образующий собственных месторождений. Химически довольно схож с алюминием, которого везде очень много. Разделять их достаточно сложно. Из-за такой не вполне удачной химии как его извлекать из материала с кларковым содержанием вообще непонятно.

Так что - нет. Бериллий - гигантская проблема. Сырьё которое и сейчас малодоступно, а по мере исчерпания немногочисленных месторождений станет недоступно абсолютно.

Ну не все...поскольку будут на лету извлекаться.

Это всё фантазии. Никакой реальной технологии извлечения осколков на лету не существует. Ряд осколков (причём таких которые дают доминирующий вклад в активность) вообще заведомо на "лету" из FLiBE извлечь невозможно. Нет ни одного вменяемого метода отделения лантаноидов из расплавов FLiBe богатых торием (фторид тория нелетуч, а его сродство к фтору слишком близко к сродству лантаноидов чтобы извлекать последние электрохимическими методами или экстракцией раствором щелочных металлов в висмуте).Как извлекать стронций и барий - вообще загадка.

Так что оставим это извлечение осколков на лету не научной фантастике.

Реальные предложения по излечению на лету сводятся к извлечению оттуда урана и плутония фтором с захоронением всего что осталось без разделения. Для тория такой подход не очень подходит (будет чудовищный непроизводительный его расход). А с учётом еще проблем с доступностью бериллия (который при этом также идёт в огромном количестве в отходы) вообще есть сомнения, что тут есть какие-то экономические перспективы.

 

Причем извлекаться будут в первую очередь самые летучие(то есть самые опасные)

Да-да. Стронций-90 очень полезен для здоровья. Самые неприятные осколки на самом деле стронций и цезий, как раз то что выделяется очень плохо.

Из совсем неприятных осколков легко удалятся разве что йод.

Кстати легкое удаление некоторых осколков само по себе создаёт большую проблему с безопасностью. Я об радиоактивных изотопах инертных газов. Когда инертные газы фиксированы в керамической матрице, то их значительная часть успевает распадаться внутри реактора или во время выдержки топлива перед поступлением на радиохимический завод. А в жидкосоливеке они будут выходить сразу. Для повышения КВ это хорошо... Но куда их потом девать? В атмосферу спускать? А отделение инертных газов дело весьма нетривиальное. В общем это будет очень интересно посмотреть как такой реактор сможет уложиться в нормы по выбросам радиоактивных инертных газов.

 

В случае разлива топливная композиция остекловывается,

Да самая неприятная ситуация тут, что при течи теплообменника первого контура (в отличие от расплавления АЗ, которое является уникальной, очень редкой ситуации, течь теплообменника - довольно распространенная проблема) у вас во второй контур в жидкосоливеке пойдёт тот же цезий в виде растворимого фторида, а оттуда куда угодно. Причём такая ситуация будет возникать не один раз на всей планете раз в несколько десятилетий, а на каждом реакторе раз в несколько лет. У реакторов с твердофазным топливом выход значительной активности из него возможен только при расплавление, что само по себе ситуация уникальная, а тут при любой незначительной нештатной ситуации.  Это в нормальные нормы безопасности не вписывается вообще никак.

То что у жидкосолевого реактора реактивностная авария маловероятна не делает его безопасным.

В случае разлива топливная композиция остекловывается

Остекловывется. Вот только стекло получается водорастворимым. Достаточно чтобы вашу разлившуюся соль залило водой - и вот все, осколки на свободе, причём в самой подвижной форме. По сути даже плав который получается на дне ВВЭР при запроектной аварии -  и то безопаснее, чем это стекло.

Первый контур у нас сейчас по традиции прячут внутри реактора.

Это не исключает возможности течи теплообменика между первым и вторым контуром, особенно в ситуации когда одна из сред чрезвычайно коррозионная.

 

Тот же росатом как минимум два жидкосолевых направления исследует.

Только как специализированный реактор-дожигатель всякого трансуранового мусора, из которого делать нормальные ТВЭЛы сложно из-за слишком высокой активности и тепловыделения. Очень специализированная задача (там и плохую экономику можно потерпеть, а так как делаться это будет на площадке радиохимического завода, то и к безопасности требования до некоторой степени ниже). Как перспективный энергетический реактор его сейчас никто не рассматривает.

[MenFrame]

и дожигатель минорных актинидов.

Быстрый реактор, такой же дожигатель. Так что в этом плане он мало отличается от жидкосолевого.

[AlexAV]

Быстрый реактор, такой же дожигатель.

Там основная мысль, что фабриковать керамическое топливо с америцием и кюрием - сложно и не технологично. А приготовить смесь солей относительно просто. Именно это является основным аргументов в пользу жидкосолевых дожигателей. А так действительно любой реактор с достаточно жестким спектром нейтронов может дожигать нептуний и трансплутониевые актиноиды.

[MenFrame]

Да самая неприятная ситуация тут, что при течи теплообменника первого контура (в отличие от расплавления АЗ, которое является уникальной, очень редкой ситуации, течь теплообменника - довольно распространенная проблема)

Не кто не будет прятать весь контур в корпус, если не доказана возможность его безаварийной работы. Низкое давление в корпусе позволяет использовать погружные теплообменники. Разница давлений гарантирует, отсутствие всякой течи от первого контура во второй. Так что течь первого контура может быть только в ситуации, повреждения самого корпуса реактора.

[Алексей В.]

Нет не катит. В уравнении Стефана-Больцмана нет члена отвечающего за плотность.

вы хоть в курсе что такое абсолютно чёрное тело? Это физическое тело, которое при любой температуре поглощает всё падающее на него электромагнитное излучение во всех диапазонах[1]. Т.е. не отражает и не пропускает через себя. Солнечная корона даже близко не может быть А.Ч.Т., т.к. пропускает через себя бОльшую часть излучения, т.е. она оптически тонкая. Близкое по свойствам к А.Ч.Т. тело должно обязательно быть оптически достаточно толстым.

Большая скорость не как не мешает переизлучению. Просто часть энергии идет во вне, часть возвращается обратно.

да, но никаких 10 переизлучений внутри бомбы быть не может. Как раз то, что скорость близка к световой и означает, что переизлучений вообще здесь происходит по минимуму. А это означает, скорее всего, что всё таки свинец или уран полностью ионизирован.
Затем уже просто даже идя по воздуху тепловая волна не может иметь скорость света, т.к. впереди идущие фотоны будут поглощаться и выбивать электроны, а последующая рекомбинация с возвращением фотонов происходит не мгновенно, что будет снижать скорость тепловой волны.

Пока не доказана возможность создать в бомбе чисто теплового спектра для нейтронов, не чем КВС не отличается от термоядерного наработчика.

так там и есть как раз тепловой спектр, правда он соответствует температуре 10-20 млн. градусов. Но это никак не мешает нарабатывать с помощью этих нейтронов уран-233. По сравнению с термояд. наработчиком в бомбе можно расположить торий всего в нескольких сантиметрах-десятках сантиметров от источника нейтронов мощностью в несколько килотонн-десятков килотонн, что позволяет облучить очень большой процент тория от всей закладки за 1 взрыв по сравнению с УТС (даже учитывая, что в УТС зона воспроизводства неразрушаемая и облучается гораздо дольше по времени - годы).

Ну и когда все осколки у нас плавают в теплоносителе первого контура - тоже (такая обычная проблема, как течь теплообменника тут сразу же становится проблемой куда более серьёзной, чем для любого другого типа реактора).

ну так можно использовать множество параллельных петель теплообмена и если во второй контур одной из петель поступит с течью радиоактивный материал, то датчики это определят и отключат эту петлю и всё. Проблема финито.

Когда инертные газы фиксированы в керамической матрице, то их значительная часть успевает распадаться внутри реактора или во время выдержки топлива перед поступлением на радиохимический завод. А в жидкосоливеке они будут выходить сразу. Для повышения КВ это хорошо... Но куда их потом девать? В атмосферу спускать?

Зачем сразу в атмосферу? Что какую-то герметичную емкость под эти цели придумать нельзя что ли? Пусть там и распадаются, так же как в матрице.

Остекловывется. Вот только стекло получается водорастворимым. Достаточно чтобы вашу разлившуюся соль залило водой - и вот все, осколки на свободе, причём в самой подвижной форме. По сути даже плав который получается на дне ВВЭР при запроектной аварии -  и то безопаснее, чем это стекло.

ну для начала соль где-то должна найти воду.

Это всё фантазии. Никакой реальной технологии извлечения осколков на лету не существует. Ряд осколков (причём таких которые дают доминирующий вклад в активность) вообще заведомо на "лету" из FLiBE извлечь невозможно. Нет ни одного вменяемого метода отделения лантаноидов из расплавов FLiBe богатых торием (фторид тория нелетуч, а его сродство к фтору слишком близко к сродству лантаноидов чтобы извлекать последние электрохимическими методами или экстракцией раствором щелочных металлов в висмуте).Как извлекать стронций и барий - вообще загадка.
Так что оставим это извлечение осколков на лету не научной фантастике.

ооо, мне вот интересно, а что вы скажете по поводу реалистичности очистки и выделения ДМ из 300 000 тонн натрия в КВС. Вроде бы можно применять холодные ловушки для выделения растворённых примесей. Это на мой не особо просвещённый взгляд. Правда некоторые осколки типа цезия удалить будет трудновато. Правда авторы говорили, что примеси возможно будут откладываться в теплообменниках, но это видимо примеси, кот. нерастворимы в натрии. И ещё, я уже задавал вопрос про возможность локализации всех остатков взорванных бомб в спец. стакане-ловушке на дне, т.к. остатки бомбы после взрыва останутся (я так думаю) в центре КВС и будут смыты вертикально вниз падающим натрием.

[MenFrame]

Близкое по свойствам к А.Ч.Т. тело должно обязательно быть оптически достаточно толстым.

Ну так вы сами тут не раз повторяли что полностью ионизированная плазма, прозрачна для излучения. То есть не является черным телом.

так там и есть как раз тепловой спектр,

Спектр там будет разный. Система у вас не стационарная а динамическая. Соответственно возможности по замедлению будут меняться во времени.

в бомбе можно расположить торий всего в нескольких сантиметрах-десятках сантиметров от источника нейтронов

И как замедлить за эти несколько сантиметров нейтроны на 14мэв. Дабы наш торий не превратился в следующую ступень бомбы.

[comp]

ну так можно использовать множество параллельных петель теплообмена и если во второй контур одной из петель поступит с течью радиоактивный материал, то датчики это определят и отключат эту петлю и всё. Проблема финито.

Сейчас так и делается. И то, течь воды, контактировавшей с топливом, из первого контура во второй уже нежелательная ситуация. А в MSR во второй контур будет вытекать непосредственно расплавленное топливо. Насколько я понимаю, такая ситуация по нынешним меркам - уже авария 4 уровня по шкале INES

[Алексей В.]

Ну так вы сами тут не раз повторяли что полностью ионизированная плазма, прозрачна для излучения. То есть не является черным телом.

видимо всё-таки не абсолютно прозрачна, а только относительно её прозрачности при неполной ионизации. Т.к. к примеру температура ядра Солнца 15 млн. С и оно однозначно полностью ионизовано, так же как и бОльшая часть остального вещества Солнца, но диффузия энергии изнутри наружу идёт там относительно очень медленно.
Я не знаю полностью ли там ионизован материал тампера и корпуса бомбы, но просто распространение тепловой волны уж очень быстрое.
Видите горку как раз под цифрой 1 на левом среднем графике https://www.rfbr.ru/rffi/ru/books/o_63966#145  ?
Это означает, что уже на время 100 нс после начала термоядерной реакции воздух на расстоянии 10-13 метров от термоядерной ступени прогрет до нескольких миллионов градусов. Т.е. туда вынесена уже, наверное, бОльшая часть полной энергии взрыва. Так что ваши объяснения типа "часть переотражается вперёд, часть назад" вряд ли прокатывают.
Также https://www.rfbr.ru/rffi/ru/books/o_63966#143  на рис. 5.2. сплошная кривая qR - доля энергия излучения в воздухе от полной энергии показывает максимум на момент примерно в 40 нс в 80% от всей энергии, выделенной на данный момент. 40 наносекунд - и бОльшая часть энергии уже в воздухе. За это время свет пройдёт расстояние всего в 12 метров. Причём примерно от 10 до 20 нс эта доля плавно растёт от 0 до 15%, а затем резко от 15% до 80 в следующие 20 нс. Т.е. до 20 нс энергия выделяется и остаётся внутри корпуса бомбы, после 20 нс - выходит наружу. 20 нс = 6 метров при скорости света. Т.е. ,видимо, в первые 20 нс происходит накачка энергии в корпус бомбы, затем происходит или полная ионизация корпуса или просто внутренняя температура поднимается настолько, что кванты излучения становятся очень сильно проникающими, т.к. их проникающая способность пропорциональна T^3 и они "прожигают" корпус бомбы и устремляются в воздух.

Спектр там будет разный. Система у вас не стационарная а динамическая. Соответственно возможности по замедлению будут меняться во времени.

авторы писали, что "бОльшая часть нейтронов покинет зону реакции с энергией 1-2 кэВ"

И как замедлить за эти несколько сантиметров нейтроны на 14мэв. Дабы наш торий не превратился в следующую ступень бомбы.

при сжатии дейтерия в 100-1000 раз и размере этого сжатого дейтериевого шарика в несколько сантиметров нейтроны вполне успеют замедлиться, т.к. пробег нейтрона в таком плотном веществе будет очень мал.

Сейчас так и делается. И то, течь воды, контактировавшей с топливом, из первого контура во второй уже нежелательная ситуация. А в MSR во второй контур будет вытекать непосредственно расплавленное топливо. Насколько я понимаю, такая ситуация по нынешним меркам - уже авария 4 уровня по шкале INES

если теплоноситель первого контура не будет бурно реагировать с теплоносителем второго, то сама протечка даже высокорадиоактивного вещества во второй контур не так будет и страшна, т.к. объём поступающего во второй контур вещества в единицу времени скорее всего будет мала (т.к. ,насколько я понимаю, будет именно "течь", а не "прорыв"). Т.е. повышение радиоактивности во втором контуре будет достаточно продолжительным процессом, следовательно можно будет отключить его на самых начальных этапах загрязнения.

[pkl]

P.S. Вообще если сравнивать торий-урановый и уран-плутониевый циклы. То торий - это простой реактор при достаточно сложном и дорогом топливном цикле (низкая глубина выгорания топлива, соответственно нужно перерабатывать больший объём ОЯТ, скорее всего всё же потребуется изотопное разделение урана, выделяемого из ОЯТ для отделения совсем уж бесполезного U-236). А уран - это простой топливный цикл (большая глубина выгорания, соответственно на много меньше объём ОЯТ, который нужно перерабатывать, заведомо не нужно изотопное обогащение получаемого из ОЯТ делящегося материала, как  в общем и разделение выделенных актиноидов, в быстром реакторе сгорит всё), но достаточно сложный реактор (в части материаловедения быстрые реакторы с жидкометаллическим теплоносителем на много сложнее тех же тяжеловодных).       

А какой вариант лучше в долгосрочной перспективе? Радиохимический завод /комбинат/ может быть один, а реакторов надо много. В т.ч. в странах, не особо развитых экономически и технологически.

[AlexAV]

ооо, мне вот интересно, а что вы скажете по поводу реалистичности очистки и выделения ДМ из 300 000 тонн натрия в КВС.

Посмотрел как ведут себя основные продукты деления и материалы бомбы в натрии и пришёл к однозначному выводу, что натрий под задачу не годится от слова совсем. Проблема даже не в том, что от них тяжело очищать натрий, проблема в том, что при умеренных температурах они вообще не растворяются. Т.е. материал бомбы просто образует радиоактивные корки отложений  в лучшем случае на дне котла, в худшем в теплообменниках.

И так пойдем по материалам.

Вольфрам практически без альтернативный материал тампера и оболочек бомбы, большая часть её массы. Один из немногих относительно доступных тяжёлых элементов, который слабо активируется.
Вот диаграмма состояний Na-W:


Видим, что вольфрам заметно растворяется в натрии только при температуре более 1500 градусов. Соответственно по мере охлаждения расплава будет образовываться пересыщенный раствор из которого вольфрам будет выпадать на всех поверхностях с которыми он будет соприкасаться. Т.е. на дне котла и в теплообменниках. До холодной ловушки он в расплаве не доживёт.

Фертильный материал - торий:



Довольно интересная фазовая диаграмма с эвтектикой при содержание тория 3.2%. Сам по себе торий, как видим, в натрии хорошо растворим, но из-за наличии эвтектики в холодной ловушке выделяться не будет. Но тут есть некоторая проблема более серьёзная, чем эта. Углерод. Так как в состав бомбы входит полиэтилен от туда углерод будет попадать в расплав. Так вот, торий имеет большее сродство к углероду, чем натрий,  а карбид тория нерастворим в натрии, да и вообще ни в чём (очень тугоплавкое и стабильное соединение). Соответственно, из-за неизбежного попадания углерода в расплав торий будет выделяться в виде карбида и оседать где попало, т.е. так же как вольфрам.

Пойдём по осколкам:

Селен:


Имеет заметную растворимость при невысокой температуре без эвтектик и прочих особенностей при низких концентрациях селена. Сам по себе должен хорошо выделяться холодной ловушкой. Но тут сразу возникает проблема - стронций и барий. Стронция и бария среди осколков деления много, а халькогениды щелочноземельных металлов в натрии уже практически растворяться не будут. В общем не доживёт селен до холодной ловушки и высыпется в случайном месте в виде в селенида стронция или бария.

Про теллур можно сказать практически дословно, тоже что и про селен.

Рубидий и цезий. Там всё аналогично (приведу фазовую диаграмму только для одного металла, для второго отличается не сильно):



Прекрасно растворимы, но холодной ловушкой не выделяются.

Стронций:



Достаточно растворим, но из-за наличия эвтектики при концентрации 0.65% из растворов с малой концентрацией холодной ловушкой выделен быть не может. Также нужно учесть, что часть стронция выпадет в случайном месте в виде селенида и теллурида.

Барий. Аналогично стронцию.

Иттрий и лантаноиды. У всех свойства весьма похожи. В качестве примера:



Заметно растворимы при температуре заметно выше 1000 градус, при более низких не растворяются практически совсем. Ситуация абсолютно аналогична вольфраму.

Цирконий:



Аналогично лантаноидам и вольфраму - выпадет в случайном месте. Молибден - аналогично. По технецию фазовую диаграмму не нашел, но по идее тоже самое, тоже тугоплавкий металл.

Платиновые металлы (рутений, родий, палладий). На удивление хорошо растворимы:


Растворимость падает при понижение температуры. Должны хорошо выделяться холодной ловушкой.

Серебро:



Аналогично платиновым металлам. Кадмий также как серебро.

Олово:


Хорошо выделяется холодной ловушкой. Иод так же должен выделяться.

Итого. Холодная ловушка будет хорошо выделять легкие платиноиды, серебро, кадмий, олово, иод. Однако большая часть материалов бомбы и осколков деления (вольфрам, молибден, большая часть тория, цирконий, иттрий и все лантаноиды и т.д.) в неё просто не попадут, т.к. у этих элементов растворимость или сама по себе практически нулевая при умеренных температурах или они будут образовывать нерастворимые в натрии соединения. Всё это хозяйство будет оседать в случайных местах, образуя корки отложений. Цезий, рубидий, часть стронция и бария (которым не хватит селена и теллура чтобы связаться с ними в нерастворимые халькогениды), а так же часть тория (которой не хватит углерода бомбы чтобы связаться в карбид) будет плавать в расплаве и не иметь никакой тенденции оседать в холодной ловушке.

В общем картина очень так себе. Самое неприятное это кстати то, что большая часть материалов будет давать корки отложений, что крайне неблагоприятно может сказаться на работе любого оборудования. Кроме того, большая часть материалов, которые надо будет рециклить (вольфрам, торий, уран) будет накапливаться не в холодной ловушке, а в этих корках. Как их оттуда потом доставать? Посылать смертников с ломиками? Ну и расплав из-за накопления стронция и цезия будет получаться страшно радиоактивным (стронций и барий из расплава в принципе можно убирать оксидом натрия, стронций и барий имеют большее сродство к кислороду, чем натрий, и будут осаждаться им в виде оксида, а вот с цезием всё сложнее). В общем абсолютная чушь получается.

Вывод - не годится натрий в качестве теплоносителя КВС от слова совсем. Правильный теплоноситель хотя бы все компоненты бомбы и все осколки деления должен хорошо растворять, чтобы хотя бы неконтролируемые отложения нигде не возникали.

Что предложить - надо думать. Свинец... Но от оседания того же карбида тория это не очень поможет. По идее почти все (относительно только платиновых металлов нужно смотреть, не уверен) должно растворяться в смеси Na[AlSi3O8] + Fe2O3. Но уж очень высокотемпературный получается теплоноситель (выше 1100 градусов) и очень агрессивный. Какие материалы в этих условиях могут работать не очень понятно.         

[AlexAV]

И ещё, я уже задавал вопрос про возможность локализации всех остатков взорванных бомб в спец. стакане-ловушке на дне, т.к. остатки бомбы после взрыва останутся (я так думаю) в центре КВС и будут смыты вертикально вниз падающим натрием.

Точно нет. Тут главная проблема, что теплоперенос в таком объёме жидкости имеет преимущественно турбулентный характер. Т.е. процесс передачи тепла от горячей части жидкости к холодной слабо отделим от их физического перемешивания. После взрыва горячий, натрий смешанный с материалом бомбы, должен как-то предать энергию тому натрию, который пойдёт в теплообменники парогенератора,  а в этом случае это практически неотделимо от того, что он должен смешаться с ним. Т.е. в теплообменнике в любом случае будет течь натрий загрязненный материалом бомбы.

[crazy_terraformer]

А если теплообменником будет сама металлическая стенка КВС. В ней  будут каналы для теплоносителя, не сообщающиеся с радиоактивной полостью котла, а снаружи теплоизоляция.
А корки таки  будут отлагаться в системе рециркуляции натрия. Какой-нибудь скребок непомешал бы магнитный, но температура. А можно самим натрием стенку чистить, закрутив его с помощью  магнитогидродинамической системы?