Разработка математических моделей для исследования накопления трития в реакторах деления с учетом его миграции и выгорания

В случае невозможности одновременной наработки достаточного количества материалов, необходимых для работы как реакторов деления (уран-233), так и синтеза (тритий) в термоядерном реакторе все термоядерные нейтроны можно пустить на наработку урана-233, а недостающий тритий нарабатывать в реакторах на тепловых нейтронах. Реакторы на тепловых нейтронах могут предоставить широкие возможности по наработке трития, при этом необходимо найти оптимальный способ размещения сырьевого материала в активной зоне реактора для обеспечения требуемого уровня наработки трития и учесть возможное радиационное воздействие трития вследствие его миграции.