Русский гибридный ториевый реактор

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.

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:

«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 (атомарных) пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития (это тяжелые изотопы водорода), 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».

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.

«Торий-232 (232Th) – это воспроизводящий или, как еще его называют, сырьевой изотоп, который при захвате нейтрона превращается в делящийся изотоп уран-233 (233U). – рассказывает руководитель Отделения естественных наук, заведующий лабораторией ТПУ, доктор физико-математических наук, профессор Игорь Шаманин. – Ядра плутония в ториевой топливной композиции выполняют функцию запала. Плутоний, оружейный или энергетический, делится тепловыми нейтронами и позволяет поддерживать в размножающей системе цепную реакцию деления. Через некоторое время после «старта» ядра плутония выгорят, а в системе установится режим, в котором скорость наработки ядер урана-233 станет равна скорости выгорания этих ядер. Размножающая система станет самодостаточной».

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.

«На протяжении всего периода работы установки изотопный состав, а вместе с ним и ядерно-физические свойства топлива меняются — «просчитать» эволюцию ядерного топлива с учетом множества реакций, происходящих в нем, помогает компьютерное моделирование. – рассказывает начальник лаборатории РФЯЦ-ВНИИТФ, кандидат физико-математических наук Владимир Шмаков. – На сегодняшний день мы смоделировали эту эволюцию для нашей гибридной установки и рассчитали режимы работы реактора в течение топливного цикла, в дальнейшем нам предстоит также смоделировать различные режимы поступления нейтронов из плазменного источника и выбрать оптимальный вариант для обеспечения работы реактора».

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.

PS. Есть мнение, что это всё потому, что у термоядерщиков не выходит каменный цветок много десятков лет. И прорыва не видно еще несколько десятков лет точно. Вот они и пытаются выдумать хоть что-то полезное — а то скоро денег давать перестанут.

Впрочем, как источник нейтронов плазма давно обкатана и вполне эффективна. Пробкотроны (а на схеме именно он) — испытанная конструкция. КПД низкий, это да. Но тут надо считать.

Источник материала
Настоящий материал самостоятельно опубликован в нашем сообществе пользователем Proper на основании действующей редакции Пользовательского Соглашения. Если вы считаете, что такая публикация нарушает ваши авторские и/или смежные права, вам необходимо сообщить об этом администрации сайта на EMAIL abuse@newru.org с указанием адреса (URL) страницы, содержащей спорный материал. Нарушение будет в кратчайшие сроки устранено, виновные наказаны.

You may also like...

новее старее
Уведомление о
ZIL.ok.130
ZIL.ok.130

Дейтерий?
Ничоси стоимость буит.
Т.е. для зажигания реакции нужно закинуть дейтерия, плутония и обеспечить защиту от в.энергетичных нейтронов. Они же не избирательно на сборку полетят.
А как насчёт подпитки дейтерием?
Т.е. у них в низкотемпературной плазме — синтез?
Нндяаа, вопросов ищо многа.

ZIL.ok.130
ZIL.ok.130

Гибридная эпоха наступила.
Мошины гибридные, войны гибридные, реактырь гибридный…
Одне протестуны не меняюца каг были Y#Bкаме в 1917 годе — так и осталесь.
И шо карахтерна — оне всегда «не так хоцеле».
А вышло каг всегда.

Базилевс
Базилевс

Гнойно-ториевый мутант.
Если кадавр бабахнет — днище прогорит аж до Таити, где живут антиподы новосибирцев.

Hmm4
Hmm4

1. Нахрена нам ториевый реактор? — На территории России нет месторождений тория. Совсем…
2. Какова расчётная выдаваемая мощность? — Ведь поддержание «холодной плазмы» (у ядерщиков это вполне может быть 10-50 тыс. градусов), плюс стрельба по ней высокотемпературными пучками, плюс удержание всего этого магнитным полем должно кушать море энергии.
3. В центральной части ускорителя («камера из нержавеющей стали и медная обмотка») там такие потоки нейтронов ожидаются, что говорить о «железе» и «меди» уже через год будет бессмыслено. Да и оборудование ускорителя тоже что-то хватанёт. Так что идея простой замены выгоревших сборок через 10 лет выглядит слишком оптимистично.
4. Охлаждение с помощью гелия тоже порадовало. Ведь даже обычный урановый высоко-температурный газо-охлаждаемый реактор (ВТГР) никто до сих пор до ума так и не довёл…

Но идея, в целом понятна. Есть открытые ловушки, в которых есть неплохие результаты (у ИЯФ СО РАН ), но до чистого термоядерного реактора нужно ещё несколько шагов (по 5-10 лет каждый). Есть не взлетевший проект ВТГР (шарообразные ТВЭЛ, высоко-обогащённое топливо, летучий гелий в роли теплоносителя). Почему бы не попытаться скрестить? Как концепт — интересно, а с практической точки зрения — очень спорно…

Nack
Nack

По п.1 не совсем так. Нет месторождений разрабатываемых, но есть очень перспективное в Якутии м/р Томтор. Комплексное редкоземельное с наличием тория как побочного продукта. Сложность разработки заключается в удаленности от цивилизации, хотя в тех краях добыча других п/и ведется. Для начала работ нужны серьезные деньги, которых как обычно нет.

Kokunov
Kokunov

Нифига. Черные пески приазовья и черного моря возле Тамани содержат дофига тория:
https://crustgroup.livejournal.com/30079.html

Прорэбе
Прорэбе

Торий ещё бууудет,
Торий ещё буууудет
Тория, уащето, дожуя©

Gena
Gena

Бразильские вТоряки, дооо.

Henren
Henren

Тория полно в отвалах ГОКа «Апатит». Горы натуральные. Строй цех на готовой базе и вперед. Просто пока никому не нужно — мировое потребление тория и двухсот тонн в год не составляет.

Henren
Henren

Чё? Вот так было раньше.

comment image

Сейчас металлические ангары.
Монацитовый песок находится в деревянных ящиках — 1 620 000 штук. В пересчете на чистый торий — 6000 тонн. Принадлежит Уральскому комбинату — основному предприятию Росатома по обогащению урана. И еще. Ториевый песок лежит на пляжах Азовского моря. Черный такой. Для интереса — уровень облучения там выше, чем на саркофаге ЧАЭС. В Таганроге — под 10 тыс. мкр/ч.

Возня вокруг тория началась в связи с исчерпанием мировых запасов урана. С учетом, что нефть тоже показывает дно, началась вот эта движуха.

Atuma
Atuma

Какая движуха? Всего лишь проект. До реализации в макете лет двадцать

ефрейтор Освальд
ефрейтор Освальд

На территории России нет месторождений тория

ути-пути
Активность «чёрных пляжей» составляет: Таганрог — 9 938 мкР/ч, Мариуполь — 2 236 мкР/ч, Бердянск — 1 908 мкР/ч
В 1949 на месторождении монацитовых песков (запасы тория более 1000 тонн) в Алданском районе Якутской АССР была начата промышленная добыча тория
в РФ тория хоть попой жуй
так что не наваливай)

Ոሉαዙҿτα ಭҿҝҿሉҿʓяҝα〄
Ոሉαዙҿτα ಭҿҝҿሉҿʓяҝα〄

Швейк жжОт)

Прорэбе
Прорэбе

Есть дэцл

Ոሉαዙҿτα ಭҿҝҿሉҿʓяҝα〄
Ոሉαዙҿτα ಭҿҝҿሉҿʓяҝα〄

А то.
У тя вечер ащё?

Прорэбе
Прорэбе

Мгм. Затянувшыйся

Прорэбе
Прорэбе

А у тя дощщь?

comment image

Ոሉαዙҿτα ಭҿҝҿሉҿʓяҝα〄
Ոሉαዙҿτα ಭҿҝҿሉҿʓяҝα〄

Времена ми.. фа.. соль…я.. си

千ㄥㄚ_丂ㄥ丨爪 フ尺.
千ㄥㄚ_丂ㄥ丨爪 フ尺.

Тория как гогна за баней. Другое дело, что он нах никому не нужен сейчас и в обозримом будущем так же

Прорэбе
Прорэбе

Нигга ни.
Торий есь тока в одном месте — в Торе.

千ㄥㄚ_丂ㄥ丨爪 フ尺.
千ㄥㄚ_丂ㄥ丨爪 フ尺.

Накопился, ага

Чтобы добавить комментарий, надо залогиниться.