Российские ученые разработали ядерный реактор с низким уровнем отходов

Отечественные ученые провели компьютерное моделирование топливного цикла ториевого гибридного реактора. От используемых сегодня ядерных реакторов его отличает умеренная мощность, относительно небольшие размеры, высокая безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов.

В качестве источника дополнительных нейтронов в случае ториевого гибридного реактора используется высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке. Над проектом работают ученые трех научных организаций: Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Забабахина (ВНИИТФ), Томского политехнического университета (ТПУ), а также Института ядерной физики имени Будкера СО РАН (ИЯФ СО РАН).

Как рассказали в пресс-службе ИЯФ СО РАН, гибридные ядерно-термоядерные реакторы одновременно используют реакции деления тяжелых и синтеза легких ядер. Ученые надеются, что такой принцип позволит нивелировать недостатки и усилить сильные стороны реакторов, работающих на основе раздельного использования реакций.

Сейчас для того, чтобы реакция управляемого термоядерного синтеза при производстве энергии использовалась эффективно, нужно получить и поддерживать стабильное состояние плазмы при температуре свыше 100 миллионов градусов по Цельсию и высокой плотности. Гибридная схема позволяет использовать плазму лишь в качестве источника дополнительных нейтронов, обеспечивающих поддержание необходимой схемы протекания ядерных реакций. Требования к ее характеристикам при этом не столь жесткие.

Помимо прочего, это позволяет заменить до 95 процентов топлива - делящегося урана на неделящийся сырьевой торий. В отличие от урана, он с меньшими затратами выделяется из природного сырья. Кроме того, в гибридной энерговыделяющей установке, как только дополнительные нейтроны от внешнего источника перестают поступать, ядерные реакции деления сразу же затухают. То есть гибридные реакторы на ториевом топливе не способны к "саморазгону", а следовательно - значительно безопаснее.

- 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. - отмечает начальник лаборатории 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.

По словам ученого, теперь разработчикам предстоит смоделировать различные режимы поступления нейтронов из плазменного источника и выбрать оптимальный вариант для обеспечения работы реактора. Предполагается, что топливный цикл будущей установки составит 3 тысячи эффективных суток, то есть круглосуточной работы при 100 процентах мощности.