Ученые РФ разработали концепцию ториевого гибридного реактора

Ученые РФ разработали концепцию ториевого гибридного реактора

Российские ученые предложили концепцию ториевого гибридного реактора, в котором для получения дополнительных нейтронов применена высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке. Этот проект — результат тесного сотрудничества сразу трех организаций: Российского федерального ядерного центра — Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е.И. Забабахина, Томского политехнического университета и Института ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, сообщает пресс-служба ТПУ. От используемых сегодня ядерных реакторов предложенный гибридный ториевый реактор отличает умеренная мощность, относительно небольшие размеры, высокая безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов.

«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 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 тяжелых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии», — цитирует пресс-служба Института ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН слова главного научного сотрудника института, профессора Андрея Аржанникова.

Основным преимуществом гибридного ядерно-термоядерного реактора является одновременное использование реакции деления тяжелых ядер и синтеза легких, что позволяет свести к минимуму недостатки при использовании этих ядерных реакций порознь.

Кроме того, такие реакторы снижают уровень требований к качеству плазмы и позволяют заменить до 95% делящегося урана на торий, который не способен к саморазгону. При этом гибридные реакторы отличаются относительно компактными размерами при высокой мощности и небольшим количеством радиоактивных отходов.

«Гибридная установка состоит из двух частей. Основная — энергогенерирующая часть (бланкет) — представляет собой активную зону ядерного реактора. В ней распределен ядерный делящийся материал, входящий в состав ядерного топлива. Благодаря этому возможно протекание цепной реакции деления тяжелых ядер. Вторая часть установки, помещенная внутри бланкета, служит для того, чтобы генерировать нейтроны, которые попадают в энергогенерирующий бланкет. В этой части установки в плазме дейтерия протекают термоядерные реакции синтеза ядер, в которых и образуются нейтроны. Особенностью гибридной установки является то, что та часть установки, в которой идут цепные реакции деления тяжелых ядер — бланкет, во время работы находится в подкритическом состоянии (в околокритическом). Обычная реакторная установка при работе на постоянном уровне мощности находится в строго критическом состоянии, которое поддерживается системой управления и защиты», — говорит руководитель отделения естественных наук ТПУ и заведующий лабораторией изотопного анализа и технологий ТПУ Игорь Шаманин.

По его словам, за основу бланкета была взята концепция многоцелевой высокотемпературной газоохлаждаемой реакторной установки малой мощности, работающей на ториевом ядерном топливе. Эта концепция разработана в Томском политехническом университете и широко представлена в периодических научных изданиях различного уровня.

«Проекты такого масштаба под силу группам исследователей, объединяющих вузовскую, академическую и отраслевую науку. Такая кооперация обеспечивает синергетический эффект и значительно сокращает путь от идеи до реализации проекта на практике», — отмечает ученый.

Сейчас участники проекта рассматривают возможность создания экспериментального стенда на реакторной площадке ТПУ, который будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного источника.

Добавим, результаты последних исследований по этому проекту опубликованы в журнале Plasma and Fusion Research.

Иллюстрация: топливный блок и поперечный разрез активной зоны ториевой реакторной установки.

Оставить комментарий

Вы можете использовать HTML тэги: <a href="" title=""> <abbr title=""> <acronym title=""> <b> <blockquote cite=""> <cite> <code> <del datetime=""> <em> <i> <q cite=""> <s> <strike> <strong>