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:


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


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.


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. Источник