Специалисты трёх российских институтов (Российского федерального ядерного центра – Всероссийского научно-исследовательского института технической физики; Национального исследовательского Томского политехнического университета и Института ядерной физики 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. Преимуществами такого реактора являются умеренная мощность, относительно небольшие размеры, высокая безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов.

Для получения энергии гибридные ядерно-термоядерные реакторы используют одновременно реакции деления тяжёлых ядер и синтеза лёгких. Для эффективного использования реакции управляемого термоядерного синтеза в производстве энергии необходимо сначала получить, а затем постоянно поддерживать стабильное состояние плазмы с очень высокой температурой (более 100 миллионов градусов) при её высокой плотности. Создание реактора, работающего по гибридной схеме, представляется более лёгкой задачей, поскольку в этом случае плазма используется не для получения энергии, а лишь в качестве источника дополнительных нейтронов для поддержания необходимой схемы протекания ядерных реакций.

В условиях, когда в плазме генерируются нейтроны, дополнительно поступающие в ядерный реактор, появляется возможность заменить до 95% используемого в качестве топлива делящегося урана на неделящийся торий. В отличие от урана торий представлен в природе практически одним изотопным состоянием, 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 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.

По словам главного научного сотрудника ИЯФ СО РАН, доктора физико-математических наук, профессора Андрея Аржанникова, на начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создаётся 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, 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. 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 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.

Топливный цикл проектируемой установки составит 3000 эффективных суток. По истечении этого срока блоки с выгоревшим топливом меняются 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. Теперь учёные 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.

 ← Читайте нас в Facebook