Гибридные термоядерные реакторы

К др. типу T. р. относятся реакторы, в которых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в плазме в виде заряженных продуктов реакций, а необходима энергия от внеш. источников. Такие реакторы принято называть реакторами с поддержанием горения термоядерных реакций. Это происходит в тех T. р., где велики энергетические потери, напр. открытая магнитная ловушка, токамак, работающий в режиме по плотности и температуре плазмы ниже кривой зажигания TP. Эти два типа реакторов включают все возможные виды T. р., которые могут быть построены на основе систем с магнитным удержанием плазмы (токамак, стелларатор, открытая магнитная ловушка и др.) или систем с инерциальным удержанием плазмы.

Реактор с инерциальным удержанием плазмы характеризуется тем, что в него за короткое время (10 -8-10-7 с) с помощью либо излучения лазера, либо пучков релятивистских электронов или ионов вводится энергия, достаточная для возникновения и поддержания TP. Такой реактор будет работать только в режиме коротких импульсов, в отличие от реактора с магнитным удержанием плазмы, который может работать в квазистационарном или даже стационарном режимах.

T. р. на DT топливе  в зависимости от материала  бланкета может быть:

• "Чистым".
• Гибридным.

Бланкет "чистого" T. р. содержит Li; в нём под действием термоядерных нейтронов получается тритий: 6Li +n T+ 4He+ 4,8 МэВ, и происходит усиление энергии TP с 17,6 МэВ до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, в которые помещается отвальный 238U для получения 239Pu. Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная  140 МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в гибридном T. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем в "чистом" T. р., но наличие в первом случае делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, близкую той, которая существует в ядерных реакторах деления.

 

3. Принцип работы термоядерного реактора

Разработка T. р. с магнитным удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием. Схема Международного термоядерного экспериментального реактора-токамака ИТЭР, проект которого разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией,-представлена на рисунке 1. T. р. имеет следующие параметры: большой радиус плазмы 8,1 м; малый радиус плазмы в средней плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1,6; тороидальное магнитное поле на оси 5,7 Тл; номинальный ток плазмы 21 MA; номинальная термоядерная мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит следующие основные узлы: центральный соленоид I, электрическое поле которого осуществляет пробой газа, регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнительного нагрева плазмы; первая стенка 9, которая непосредственно обращена к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц; бланкет-защита 2, которые являются неотъемлемой частью T. р. на дейтерий-тритиевом (DT) топливе, т. к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий. 

В T. р. с топливом на смеси D с 3He бланкет отсутствует, т. к. нет необходимости воспроизводить тритий: D + 3He 4He (3,6 МэВ) + р (14,7 МэВ), и вся энергия выделяется в виде заряженных продуктов реакции. Радиационная защита предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоактивного излучения и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магнитную систему до приемлемого для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магнитного поля 8 служат для создания тороидального магнитного поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием сверхпроводника Nb3Sn и медной матрицы, работающих при темп-ре жидкого гелия (4,2 К). Развитие техники получения высокотемпературной сверхпроводимости может позволить исключить охлаждение катушек жидким гелием и перейти на более дешёвый способ охлаждения, напр. жидким азотом. Конструкция реактора при этом существенно не изменится. Катушки полоидального поля 11 являются также сверхпроводящими и вместе с магнитным полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию полоидального магнитного поля с одно или двухнулевым полоидальным д и в е р т о р о м 10, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. В T. р. с D 3He топливом диверторные пластины могут служить одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряженных продуктов реакции в электроэнергию. Криостат 6 служит для охлаждения сверхпроводящих катушек до температуры жидкого гелия или более высокой температуры при использовании более совершенных высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в которой создаётся плазма 3, и во всех вспомогательных объёмах, включая криостат.

В качестве первого шага на пути создания термоядерной энергетики представляется T. р., работающий на DT смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при других реакциях синтеза. В перспективе рассматривается возможность создания малорадиоактивного T. р. на смеси D с 3He, в котором основную энергию несут заряженные продукты реакции, а нейтроны возникают лишь в DD и в DT реакциях при выгорании рождающегося в DD реакциях трития. В результате биологическая опасность T. р. может быть, по-видимому, снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами деления, отпадает необходимость промышленной обработки радиоактивных материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоактивных отходов. Впрочем, перспективы создания в будущем экологически чистого T. р. на смеси D с 3Не осложняются проблемой сырья: естественной концентрации изотопа 3He на Земле составляют миллионные доли от изотопа 4He. Поэтому возникает трудный вопрос получения исходного сырья, напр. путём доставки его с Луны.

 

2.4 Что такое  «токамак»?

Токама́к (тороидальная камера с магнитными катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем — тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора, являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

Токамак-реактор на данный момент разрабатывается в рамках международного научного проекта ITER.

 

Рис. 3 – Токамак

Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру, на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля. Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития. Затем с помощью индуктора в камере создают вихревое электрическое поле. Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора, в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы.

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

• нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев);
• создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (то есть направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя так называемые «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счёт увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке ограничено. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение.

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля. Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счет протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на так называемых резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов, либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

 

3. Гибридный термоядерный реактор

Гибридный термоядерный реактор - разрабатываемая разновидность термоядерного реактора, в котором для выработки энергии будут использоваться не только реакции синтеза лёгких ядер (обычно дейтерия и трития), но и реакции деления. Бланкет Г. т. р. состоит из двух зон. В 1-й зоне - делящиеся вещества (уран или торий), во 2-й зоне - литийсодержащие вещества для воспроизводства, сгоревшего в плазме трития.

В июне 2013 года по инициативе академика Е.П. Велихова была сформирована рабочая группа по гибридной программе. Речь идёт о гибридных технологиях "синтез-деление". От группы требуется сформулировать концепцию энергетически значимой установки со сроками сооружения до 2030 года.

Работа группы концентрировалась вокруг опытно-промышленного гибридного реактора ОПГР и жидко-солевых технологий ЯТЦ. В прошлом году концепция была одобрена в НИЦ КИ и на заседании секции НТС ГК "Росатом". Начались работы по техническому проектированию нейтронного источника ДЕМО-ТИН.

У гибридных систем могут быть как минимум три применения.

• Такая система может выступать в качестве наработчика топлива с подавленным делением и при непрерывной переработке жидкосолевой смеси.
• Второе возможное применение - трансмутация младших актинидов.
• Наконец, третий вариант - подкритическая электростанция на 238U или 232Th с жидкосолевым теплоносителем.

Опытно-промышленный реактор ОПГР, появление которого возможно к 2030 году, будет иметь тепловую мощность 500 МВт и Q=1. Для его создания понадобится проведение НИР и НИОКР, а также строительство ряда новых стендов.

Среди стендов, которые могут быть построены по гибридной программе следующие установки:

- демонстрационный нейтронный  источник ДЕМО-ТИН;

- компактный нейтронный  источник ТИН-К;

- сферический токамак Глобус-М3;

- стенды стационарных  технологий токамака;

- стенды жидко-солевых  технологий бланкета.

Научным руководителем проекта ОПГР предлагается Курчатовский институт. Главный конструктор - НИИЭФА. Главный конструктор бланкета - НИКИЭТ. Генпроектировщик - ВНИПИЭТ.

Важным обстоятельством является возможность использовать для ОПГР материалы, производящиеся промышленностью. Этому способствует снижение требований по нейтронной нагрузке в ОПГР до 0,2 МВт/м2 и радиационных доз до 2 МВт×лет/м2.

 

3.1 Принцип работы гибридного термоядерного реактора

Термоядерные нейтроны, рождающиеся в плазме с энергией 14,1 МэВ, проникают через первую стенку в бланкет с делящимися веществами. При помещении в эту зону 238U нейтроны поглощаются в нём с образованием 839Pu; если в эту зону поместить 232Th, то образуется 233U. Одновременно в бланкете выделяется энергия, примерно равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в Г. т. р. можно получать примерно в 6 раз больше энергии, чем в "чистом", при прочих равных условиях. Вследствие многократного увеличения термоядерной мощности урановым бланкетом для Г. т. р. не обязательно достижение самоподдерживающейся термоядерной реакции в плазме и возможно уменьшение нейтронной нагрузки на первую стенку реактора по сравнению с "чистым" термоядерным реактором.

Рис. 4 – Опытно-промышленный гибридный реактор

 

3.2 Преимущества использования гибридного термоядерного реактора

Использование такой технологии имеет множество преимуществ:

• значительно снижаются требования к эффективности термоядерной части установки (одно из ключевых затруднений для чистого термояда).
• быстрые термоядерные нейтроны могут быть использованы для частичной трансмутации долгоживущих изотопов из отработанного ядерного топлива в менее вредные.
• легко утилизируемые короткоживущие изотопы.
• последний немаловажный фактор - в гибридном реакторе реакция деления поддерживается только засчет внешнего (термоядерного) источника нейтронов, что делает его безопасным.

 

 

Заключение

Гибридная технология, объединяющая ядерные реакции деления и синтеза, позволит использовать быстрые термоядерные нейтроны для деления не пригодных в традиционном реакторе деления материалов, таких как торий, природный (не обогащенный по 235 изотопу) уран, отработанное ядерное топливо. Идея подобного гибридного реактора на слуху уже порядка 50 лет, но до сих пор не нашла широкого отклика, в том числе в виду отсутствия - до недавнего времени - стационарных или квазистационарных термоядерных установок с длительным временем разряда.