Гибридные термоядерные реакторы
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ
РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ
«МИФИ»
Кафедра энергетического машиностроения
Курс “Основы научных исследований”
Реферат
На тему: «Гибридные термоядерные реакторы»
Исполнитель: студент гр. М02-76
Н. В. Волков
Проверил: В.В. Афанасьев
Москва 2015
Содержание
Введение…………………………………………………………
1 История термоядерного синтеза………………………………………………..………
2 Как работает термоядерный
реактор…………………………………………...…………
2.1 Устройство термоядерного реактора…………………………………….………………8
2.2 Типы термоядерных реакторов………
2.3 Принцип работы термоядерного реактора………………………………………………11
2.4 Что такое «токамак»? …………………………………………………………………….13
3 Гибридный термоядерный
реактор……………………………………………..…………
3.1 Принцип работы гибридного термоядерного реактора…………………………………17
3.2 Преимущества использования
гибридного термоядерного
Заключение……………………………………………………
Список литературы……………………………………………………
Введение
Наиболее очевидное полезное использование термоядерных нейтронов состоит в получении с их помощью высокопотенциального тепла и электроэнергии. Гибридные системы синтеза и деления открывают дополнительные возможности по наработке большого количества ядерного топлива для последующего использования в обычных ядерных реакторах, по трансмутации радиоактивных отходов в стабильные или короткоживущие изотопы и др. Такой, ставший уже традиционным подход к термоядерным системам предполагает создание реакторов-токамаков большой единичной мощности, работающих в базовом режиме для производства электроэнергии, наработки ядерного топлива или переработки отходов. Современный взгляд на гибридные системы сформировался в результате разработки проектов ускорительных и термоядерных источников нейтронов. Его суть состоит в том, что зона термоядерной реакции рассматривается как источник («генератор») термоядерных нейтронов, управляющий цепной ядерной реакцией в подкритическом бланкете или активной зоне деления, в которых происходит размножение («усиление») нейтронов и энергии. В настоящей работе с указанных позиций обсуждаются специфические особенности кинетики нейтронов слабо подкритических гибридных систем и возможные области их коммерческого применения. Представляется, что благодаря снижению требований к плазмофизической части, нейтронным свойствам подкритической части и ожидаемой повышенной безопасности такие системы могут быть реализованы в ближайшем будущем на основе уже существующих ядерных технологий, что будет способствовать внедрению термоядерного синтеза в ядерную энергетику.
- История термоядерного синтеза
Фактически обстоятельства сложились так, и в этом был элемент исторической необходимости, что форсирование работ по исследованию термоядерного синтеза оказалось связанным, в первую очередь, с разработкой атомных и водородных бомб. Тому причиной Вторая мировая война и последовавшая за ней "гонка вооружений". Создание мощного ядерного оружия явилось главным фактором в атомной проблеме.
При этом оказалось, что концентрация энергии в атомной бомбе в результате развития быстротечной цепной реакции деления такова, что там создаются "звездные" температуры (сотни миллионов градусов), достаточные для поджигания термоядерных реакций. Таким образом, атомная бомба может стать детонатором для термоядерного горючего – тяжелых изотопов водорода. Первоначально усилия ученых и конструкторов были сосредоточены главным образом на развитии этого направления.
Предпосылкой изучения ядерных реакций синтеза легких элементов и возможно начала исследовательских работ по УТС можно считать открытия Резерфордом, Олифантом и Хартеком в 1934 г. элементарной реакции ядерного синтеза, в которой два атома тяжелого водорода D образуют атом гелия с попутным выделением энергии. С помощью ускорителя частиц разгоняли ионы дейтерия и направляли их на дейтериевую мишень. Далее в 1938 г. в журнале "Physical Review" появилась знаменита статья Г. Бете "Генерация энергии в звездах", в которой приведены реакции и сделаны расчеты по термоядерным реакциям, протекающим внутри звезд. Согласно этим расчетам для достижения заметной интенсивности протекания термоядерных реакций, например, в дейтериевой плазме, необходимо нагреть ее до температуры сто миллионов градусов. Теперь оставалось найти технически приемлемый способ нагрева плазмы до столь высокой температур и осуществит ее термоизоляцию от стенок реактора.
Но прошло более десяти лет, а такие предложения не появились. Не было высказано какой-либо идеи о возможной конструкции реактора УТС.
Впервые в СССР (и возможно, в мире) подобную задачу поставил и предложил ее конструктивное решение в 1950 г. младший сержант советской армии О.А. Лаврентьев, который проходил тогда воинскую службу на острове Сахалин. В середине 1950 г. он написал письмо в ЦК ВКП(б), в котором изложил две основные идеи. Первая – представляла описание принципа действия водородной бомбы с дейтеридом лития (D6Li) в качестве основного взрывчатого вещества и урановым детонатором, основанным на принципе пушечного сближения двух подкритических масс урана-235. Урановый детонатор располагался в центре сферы, заполненной дейтеридом лития. Вторая - содержала предложение по созданию термоядерного реактора для промышленной цели, первый прообраз управляемой энергетической установки на водородном ТЯ-топливе.
Олег Лаврентьев был первым в мире человеком, который задумался о реальном проекте термоядерного реактора, опередив всех крупнейших отечественных и зарубежных ученых, профессионально занятых этой проблемой.
А.Д. Сахаров высоко оценил предложения Лаврентьева. В результате обсуждения этих предложений со своим руководителем И.Е. Таммом, ими были сформулированы принципы термоизоляции плазмы магнитным полем и рассчитаны первые модели магнитного термоядерного реактора (МТР) тороидальной формы, трансформировавшегося впоследствии в ТОКАМАК (тороидальная камера с магнитными катушками). Токамаки стали главным и наиболее перспективным направлением развития работ по УТС сначала в нашей стране, а затем и во всем мире.
Опыты с тороидальными лабораторными установками МТР начались в ЛИПАНе в 1951 г. и проходили с переменным успехом. Сперва было достаточно много неудач.
Выяснилось, что в поведении высокотемпературной плазмы в магнитном поле возникает много неустойчивостей, способствующих попаданию ионов плазмы на стенки реактора. Пришлось потратить несколько десятилетий на теоретические и экспериментальные работы, позволившие подавить эти неустойчивости и найти технически осуществимые способы разогрева плазмы до температур близких к 108 К.
Постановление СМ СССР, подписанное И.В. Сталиным, вышло 05.05.1951 г. и положило начало государственной, видимо первой в мире, программе термоядерных исследований. Был создан научный совет по МТР под председательством И.В. Курчатова.
В середине XX века человечество приступило к искусственному освоению гигантской энергии, заключённой в ядрах. Атомная бомба (урановая, плутониевая) «работает» на реакции деления, водородная бомба (которая вовсе не из водорода, но называется так) – на реакции синтеза. В бомбе реакции идут в одно мгновение и носят взрывной характер. Можно уменьшить интенсивность ядерных реакций, растянуть их во времени и использовать их разумно в качестве управляемого источника энергии. В мире построены многие сотни ядерных реакторов разного типа, где идут реакции деления, и «сжигаются» тяжёлые элементы – уран, торий или плутоний. Возникла также задача сделать управляемой реакцию синтеза, чтобы и она служила источником энергии.
Извлечение ядерной энергии основано на том фундаментальном факте, что ядра химических элементов из середины таблицы Менделеева упакованы плотно, а по краям таблицы, т.е. самые лёгкие и самые тяжёлые ядра – менее плотно. Наиболее плотно упакованы ядра железа и его соседи по периодической системе. Поэтому мы выигрываем энергию в двух случаях: когда мы делим тяжёлые ядра на более мелкие осколки, и когда мы склеиваем лёгкие ядра в более крупные.
Соответственно, энергию можно извлекать двумя способами: в ядерных реакциях деления тяжёлых элементов – урана, плутония, тория или в ядерных реакциях синтеза (слипания) лёгких элементов – водорода, лития, бериллия и их изотопов. В природе, в естественных условиях реализуются оба типа реакций. Реакции синтеза идут во всех звёздах, включая солнце, и являются практически единственным исходным источником энергии на Земле – если не непосредственно через солнечный свет, то опосредованно – через нефть, уголь, газ, воду и ветер. Природная реакция деления имела место на Земле около 2-х миллиардов лет назад на территории нынешнего Габона в Африке: там случайно скопилось много урана в одном месте, и в течение 100 миллионов лет работал природный ядерный реактор! Потом концентрация урана уменьшилась, и природный реактор заглох.
На осуществление управляемой реакции деления человечеству потребовалось лишь несколько лет. Однако управляемая реакция синтеза оказалась намного более трудной задачей, с которой до конца ещё не справились. Дело в том, что для того, чтобы два лёгких ядра, например, дейтерия и трития, могли слиться, им надо преодолеть большой потенциальный барьер.
Наиболее прямолинейный способ добиться этого – разогнать два лёгких ядра до высокой энергии, так чтобы они сами проскочили барьер. Это подразумевает, что смесь дейтерия и трития должна быть разогрета до очень высокой температуры – порядка 100 млн. градусов! При такой температуре смесь, разумеется, ионизована, т.е. представляет собой плазму. Плазму удерживают в сосуде в форме бублика магнитным полем сложной конфигурации и разогревают. Эта установка, изобретение И.Е.Тамма, А.Д.Сахарова, Л.А.Арцимовича и др., называется «токамак». Главная проблема здесь – добиться стабильности очень горячей плазмы, чтобы она не «высадилась на стенки» сосуда. Это требует больших размеров установки и соответственно очень сильных магнитных полей в большом объёме. Принципиальных трудностей здесь почти нет, но есть множество технических проблем, которые пока не решены.
В начале пятидесятых годов работы по УТС как в СССР, так и в других странах были строго засекречены, поскольку они могли иметь отношение к решению определенных военных задач. Рассекречивание этих работ произошло позднее по инициативе СССР, после доклада И.В. Курчатова в Английском ядерном центре в Харуэлле в 1956 г. о работах по УТС, ведущихся в ЛИПАНе.
В 1968 году на токамаке Т-3А (Курчатовский институт) получены рекордные температуры электронов (Те~20 млн.град.) и ионов (Тi~4 млн.град.) После 1969 года в мире построено ~ 100 токамаков.
Позднее появилось много альтернативных проектов по решению проблемы "мирного термояда". Кроме направления с магнитным удержанием плазмы, разрабатывается направление с инерционным удержанием (инерциальный термоядерный синтез): лазерный термоядерный синтез, применение мощных электронных пучков. Разрабатываются различные плазменные технологии, различные способы нагрева высокотемпературной плазмы. Большое внимание уделяется разработке новейших физических методик по диагностике высокотемпературной плазмы.
Недавно начали строить международную установку ИТЭР в районе Экс-ан-Прованса во Франции. В проекте активно участвует и Россия, внося 1/11 финансирования. К 2018 году международный токамак должен заработать и продемонстрировать принципиальную возможность генерации энергии за счёт термоядерной реакции синтеза
- Как работает термоядерный реактор
Прежде чем говорить о том, что такое гибридные термоядерные реакторы стоит разобраться с тем, что такое термоядерный синтез и как всё это работает.
Термоядерный реактор - разрабатываемое в 1990-х гг. устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах ( 108 К). Основное требование, которому должен удовлетворять T. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.
2.1 Устройство термоядерного реактора
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 ср. 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: центр. соленоид I, электрическое поле которого осуществляет пробой газа, регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит. 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.
Рис. 1 - Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР: 1 - центральный соленоид; 2 - бланкет - защита; 3 - плазма; 4 - вакуумная стенка; 5 - трубопровод откачки; 6 - криостат; 7 - катушки активного управления; 8 - катушки тороидального магнитного поля; 9 - первая стенка; 10 - диверторные пластины; 11 - катушки полоидального магнитного поля.
Рис. 2 – Устройство термоядерного реактора.
- Типы термоядерных реакторов
Различают два типа термоядерных
реакторов (далее Т.р.) К первому относятся
реакторы, которым энергия от внешних
источников необходима только для зажигания
TP. Далее реакции поддерживаются за счёт
энергии, выделяющейся в плазме при TP,
направленной в дейтерий-тритиевой смеси
на поддержание высокой температуры расходуется
энергия a-частиц, образующихся в ходе
реакций. В смеси дейтерия с 3He энергия всех продуктов реакций,
т. е. a-частиц и протонов, расходуется на
поддержание необходимой температуры
плазмы. В стационарном режиме работы
T. р. энергия, которую несут заряженные
продукты реакций, компенсирует энергетические
потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью пла
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.
- 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 слу
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) — торо
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 частота
- 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 термоядер
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.
- Гибридные формы промысловых рыб
- Гибридный способ сварки
- Гиганский магниторезестивный эффект
- Гигантская акула
- Гигантская вечерница
- Гигеническая гимнастика
- Гигиеа тела, одежды и жилища современного человека
- Гибридные автомобили
- Гибридные агенты и архитектуры
- Гибридные двигатели
- Гибридные двигатели
- Гибридные привода автомобилей иностранного производства
- Гибридные процессоры
- Гибридные силовые установки
