Альтернатива термоядерному синтезу: гибридный реактор. Сделано в России


4 Дек 2020

Источник: zen.yandex.ru

В начале 1990-х годов всем стало ясно, что достичь вожделенного управляемого термоядерного синтеза (УТС) не удастся.

Ни одна исследовательская установка для получения УТС даже не приблизилась к запроектированным параметрам.

Создавать новые более мощные термоядерные реакторы для замены не оправдавших надежд JET (Европейский союз), JT-60 (Япония), Т-15 (СССР) и TFTR (США) было слишком дорого и, по сути, бессмысленно. Был очень вероятен повторный провал в достижении УТС.

Тогда в 1992 году стартует самый сложный и амбициозный научный проект за всю историю человечества – Экспериментальный Международный Термоядерный Реактор ( International Thermonuclear Experimental Reactor) - «ИТЭР».

Целью проекта является получение самоподдерживающейся термоядерной реакции с положительным коэффициентом выхода энергии. В первую очередь, нужно изучить все процессы термоядерного синтеза. Затем придётся обосновать экономическую целесообразность подобного метода получения энергии и определиться с типом новых термоядерных установок, которые будут более эффективны, чем ранее проектировавшиеся.

В случае успеха проекта «ИТЭР» облик коммерческого термоядерного реактора может существенно отличаться от привычной схемы ТОКАМАКа.

А что если «ИТЭР» ждёт провал?

Маловероятно, что там не смогут получить самоподдерживающуюся реакцию термоядерного синтеза. Дело может быть в другом, а именно - в экономической целесообразности развития этого направления в энергетике в ближайшие 50-100 лет.

Другими словами, стоимость термоядерного реактора может быть такова, что произведённая им энергия при современном технологическом уровне может оказаться в десятки раз дороже обычного.

Например, уровень нейтронного облучения стенок ТОКАМАКа всего за 5 лет работы в штатном режиме превращает их в решето, а менять самые дорогие элементы во всём реакторе каждые 5 лет - экономически невыгодно. Реактор попросту никогда не окупится. В «ИТЭР» как раз будут изучать эту проблему и искать решение и выход из этой ситуации.

Конечно, теоретически можно использовать термоядерную реакцию без нейтронного выхода, например, "Дейтерий + Гелий 3", или "Протон-борный синтез". Но давайте будем реалистами: мы даже самую простую термоядерную реакцию "Дейтерий-Тритий" не можем поддерживать и управлять ею.

  • Применение Гелия-3 в УТС требует промышленной добычи его на Луне, а это уже уровень межпланетной экспансии.
  • Протон-борный термоядерный цикл требует управления и удержания плазмы температурой не менее 3 миллиардов градусов Цельсия (в 10 раз больше, чем требуется для реакции Дейтерия с Тритием).

Таким образом, безнейтронные реакции – дело отдалённого будущего (лет через 100).

Однако нейтронное облучение будущего термоядерного реактора можно и даже нужно использовать во благо человечества.

Логично использовать высокоэнергетические нейтроны, которые уносят до 80% всего энергетического выхода от слияния Дейтерия с Тритием, для полезной работы – деления ядер урана-238, или синтеза нового ядерного топлива – урана-233.

Физика процесса такова, что изотоп урана-238 непригоден для осуществления цепной ядерной реакции деления, потому что даже при делении урана-238 высвобождаются нейтроны с энергией, недостаточной для дальнейшего осуществления цепной ядерной реакции.

Ситуация с изотопом урана-235 противоположная, и он прекрасно делится нейтронами низких энергий (тепловыми нейтронами), поэтому эти изотопы используются для получения энергии в атомной энергетике.

Содержание изотопа урана-235 в урановой руде составляет около 0,7%. Практически всё остальное - это "ненужный" изотоп урана-238.

Технология обогащения урана позволяет увеличить долю изотопа урана-235 для использования в качестве топлива на АЭС.

Однако ядро урана-238 прекрасно делится нейтронами высоких энергий – 10 МэВ и более. При этом нейтроны, выделяемые в результате деления ядра урана-238, обладают энергией 1,25 – 2 МэВ, в результате чего ядерная реакция деления затухает моментально.

При термоядерной реакции Дейтерия и Трития высвобождается нейтрон с энергией 14,1 МэВ, который с большой долей вероятности провзаимодействует с ядром урана-238, спровоцировав его деление. В результате подобной реакции энерговыделение реактора возрастает в 10 раз. А в топливный цикл можно будет включить ненужный (отвальный) уран-238, которого в 130 раз больше, чем изотопа урана-235. Технология получения тепловой и электрической мощности при подобных ядерных реакциях хорошо отработана и эффективна.

За один акт синтеза дейтерия и трития выделяется 17,6 МэВ энергии, а за один акт деления ядра изотопа урана-238 - 200 МэВ энергии.

Подобную концепцию в России и Китае считают следующим логическим шагом в освоении УТС. В 2017 году был подготовлен проект гибридного термоядерного реактора, направленный в администрацию президента Российской Федерации. Данный проект представляет из себя прототип плазменного реактора, в котором осуществляется УТС, а оболочка реактора обложена ураном-238 или торием-232. Подобный гибридный реактор должен быть построен к 2035 году в качестве экспериментального.

В 2015 году, Китай начал разработку собственного гибридного реактора. По планом первый прототип должен быть построен к 2030 году.

Подобный подход даёт огромные преимущества для ядерной энергетики. Так, например, гибридный ядерный реактор на порядки безопаснее традиционной АЭС, а сценарии ядерных и даже локальных аварий невозможны из-за конструктивных особенностей ректора и физики процессов, протекающих в нём. Нейтроны высоких энергий очень эффективно выжигают ядерные отходы, наработанные в АЭС. Сам процесс выгорания любых типов ядерных отходов экспериментально подтверждён процессами, происходящими в быстрых реакторах типа БН-600/800. Так появилась концепция безвредной для экологии утилизации отработанного ядерного топлива до состояния естественной радиоактивности земной породы. При замыкании ядерного топливного цикла утилизация ОЯТ подобным образом может занять от 100 до 500 лет. В Гибридных реакторах этот процесс будет идти, как минимум, в 10 раз быстрее. Учитывая количество уже накопленного в России изотопа урана-238, запасов уже добытого урана даже с учётом полного перехода на выработку энергии (тепловой и электрической) гибридными реакторами нам хватит на тысячу лет.

При использовании тория-232 в гибридном реакторе нейтронное облучение трансмутирует его в уран-233. Использование урана-233 в качестве топлива на АЭС не даёт таких долгоживущих радиоактивных отходов с периодами полураспада в сотни тысяч лет, как при использовании урана-235. Максимум, что мы можем получить, - это радиоактивные отходы с периодами полураспада в сотни лет. При этом тория-232 в земной коре в 3-4 раза больше, чем урана.

Россия, реализовав концепцию Гибридных реакторов, закроет для себя энергетический вопрос на века.

По состоянию на 2020 год построен первый прототип будущего экспериментального реактора в виде модернизированного советского ТОКАМАКа Т-15. Фактически, это полностью новый ТОКАМАК, индекс которого теперь Т-15ДМ.

Сам ТОКАМАК модернизирован в рамках проекта «ИТЭР», который обязывает стран-участников иметь собственный ТОКАМАК для отработки исследований, полученных на «ИТЭР». В проекте участвуют 35 стран.

Этот модернизированный ТОКАМАК Т-15ДМ располагает двумя режимами работы, и второй режим - это как раз эксплуатация ТОКАМАКа в качестве гибридного прототипа.

Запуск ТОКАМАКа Т-15ДМ запланирован на декабрь 2020 года. Сейчас идут пусконаладочные работы.

Но что самое главное, так это то, что гибридная система, построенная по схеме ТОКАМАКа, не нуждается в полноценном термоядерном синтезе со злополучным преодолением критерия Лоусона. Вместо 150-300 миллионов градусов Цельсия плазму нужно нагреть до температуры "всего" 50 миллионов градусов Цельсия. Нейтроны с нужной энергией будут образовываться в результате взаимодействия плазмы и ускоренных в инжекторах атомов дейтерия. К тому же, из-за эффекта туннелирования частиц будет происходить термоядерный синтез, в результате которого будет дополнительно выделяться нейтронный поток. Таким образом, создание гибридного реактора возможно уже сегодня, и задачи освоения УТС перед концепцией гибридного реактора остро не стоит.

В заключении можно сказать, что проблемы освоения УТС не являются критическими для нашей цивилизации. У нас есть энергоёмкие альтернативны в виде замыкания ядерного топливного цикла и создания гибридных реакторов, что даст нам ещё пару сотен лет на эффективное освоение УТС даже самых сложных и перспективных термоядерных реакций и отработки полного цикла безопасной эксплуатации УТС.


Инновации и наука


Старая версия сайта (Архив)