Гибридный ядерный синтез-деление ( гибридная ядерная энергетика ) — это предлагаемый способ получения энергии путем использования комбинации процессов ядерного синтеза и деления .
Основная идея заключается в использовании высокоэнергетических быстрых нейтронов из термоядерного реактора для запуска деления в неделящихся видах топлива, таких как U-238 или Th-232 . Каждый нейтрон может запустить несколько событий деления, умножая энергию, выделяемую каждой реакцией синтеза, в сотни раз. Поскольку топливо деления не является делящимся, самоподдерживающейся цепной реакции деления не происходит. Это не только сделало бы термоядерные конструкции более экономичными с точки зрения мощности, но и позволило бы сжигать топливо, которое не подходило бы для использования на обычных установках деления, даже их ядерные отходы .
В общих чертах, гибрид по концепции похож на быстрый реактор-размножитель , который использует компактное высокоэнергетическое ядро деления вместо гибридного термоядерного ядра. Другая похожая концепция — это управляемый ускорителем подкритический реактор , который использует ускоритель частиц для получения нейтронов вместо ядерных реакций.
Концепция датируется 1950-ми годами и активно пропагандировалась Гансом Бете в 1970-х годах. В то время строились первые мощные эксперименты по термоядерному синтезу, но прошло еще много лет, прежде чем они стали экономически конкурентоспособными. Гибриды были предложены как способ значительно ускорить их выход на рынок, производя энергию даже до того, как термоядерные системы достигли бы безубыточности . [1] Однако подробные исследования экономики систем показали, что они не могли конкурировать с существующими реакторами деления. [2]
Идея была заброшена и оставалась бездействующей до тех пор, пока постоянные задержки в достижении безубыточности не привели к кратковременному возрождению концепции около 2009 года. [3] Эти исследования в основном были сосредоточены на аспектах утилизации ядерных отходов , а не на производстве энергии. [4] С тех пор концепция вызывала циклический интерес, основанный в основном на успехе или неудаче более традиционных решений, таких как хранилище ядерных отходов Yucca Mountain.
Еще одна крупная работа по проектированию производства энергии была начата в Национальной лаборатории Лоуренса в Ливерморе (LLNL) в рамках их программы LIFE . Вклад промышленности привел к отказу от гибридного подхода для LIFE, который затем был перепроектирован как система чистого синтеза. LIFE был отменен, когда базовая технология от Национального центра зажигания не смогла достичь своих проектных показателей производительности. [5]
Apollo Fusion, компания, основанная руководителем Google Майком Кэссиди в 2017 году, также, как сообщается, сосредоточена на использовании гибридного метода субкритического ядерного синтеза-деления. [6] [7] Их веб-сайт теперь сосредоточен на их двигателях на эффекте Холла и упоминает синтез только вскользь. [8]
9 сентября 2022 года профессор Пэн Сяньцзюэ из Китайской академии инженерной физики объявил, что правительство Китая одобрило строительство крупнейшей в мире импульсной энергетической установки - Z-FFR, а именно Z(-pinch)-реактора деления-синтеза - в Чэнду, провинция Сычуань. Нейтроны, произведенные в установке Z-pinch (наделенной цилиндрической симметрией и работающей на дейтерии и тритии), будут попадать в коаксиальный бланкет, включающий изотопы урана и лития. Деление урана увеличит общую теплоотдачу установки в 10-20 раз. Взаимодействие лития и нейтронов обеспечит тритий для дальнейшей подпитки. Инновационная квазисферическая геометрия вблизи ядра Z-FFR приводит к высокой производительности разряда Z-pinch. По словам профессора Сяньцзюэ, это значительно ускорит использование термоядерной энергии и подготовит ее к коммерческому производству электроэнергии к 2035 году. [9] [10] [11] [12]
Обычные системы ядерной энергетики основаны на цепной реакции ядерного деления , которая высвобождает два или три нейтрона, которые вызывают дальнейшие события деления. Благодаря тщательному размещению и использованию различных поглощающих материалов, система может быть установлена в балансе высвобождаемых и поглощаемых нейтронов, известном как критичность . [13]
Природный уран представляет собой смесь нескольких изотопов, в основном следовых количеств 235 U и более 99% 238 U. При делении оба этих изотопа выделяют быстрые нейтроны с пиковым распределением энергии около 1–2 МэВ. Эта энергия слишком мала, чтобы вызвать деление 238 U, что означает, что он не может поддерживать цепную реакцию. 235 U подвергнется делению при столкновении с нейтронами этой энергии, поэтому 235 U — цепная реакция. В природном уране слишком мало атомов 235 U, чтобы поддерживать цепную реакцию, атомы разбросаны слишком далеко, и вероятность попадания нейтрона в один из них слишком мала. Цепные реакции осуществляются путем концентрирования или обогащения топлива, увеличения количества 235 U для получения обогащенного урана [14] , в то время как остаток, теперь в основном 238 U, является отходами, известными как обедненный уран . 235U будет поддерживать цепную реакцию, если его обогатить примерно до 20% от массы топлива. [15]
235U будет легче подвергаться делению, если нейтроны будут иметь более низкую энергию, так называемые тепловые нейтроны . Нейтроны можно замедлить до тепловых энергий посредством столкновений с замедлителем нейтронов , проще всего использовать атомы водорода, содержащиеся в воде. Помещая топливо деления в воду, вероятность того, что нейтроны вызовут деление другого 235U , значительно увеличивается, что означает, что уровень обогащения, необходимый для достижения критичности, значительно снижается. Это приводит к концепции обогащенного урана реакторного качества , при котором количество 235U увеличивается с чуть менее 1% в природной руде до 3–5% в зависимости от конструкции реактора. Это контрастирует с обогащением оружейного качества , при котором 235U увеличивается по крайней мере до 20%, а чаще всего более чем до 90%. [15]
Для поддержания критичности топливо должно сохранять эту дополнительную концентрацию 235 U. Типичный реактор деления сжигает достаточно 235 U, чтобы остановить реакцию в течение периода порядка нескольких месяцев. Сочетание выгорания 235 U с созданием поглотителей нейтронов, или ядов , как части процесса деления в конечном итоге приводит к тому, что топливная масса не может поддерживать критичность. Это сгоревшее топливо необходимо удалить и заменить свежим топливом. Результатом являются ядерные отходы , которые являются высокорадиоактивными и наполнены долгоживущими радионуклидами, которые представляют проблему безопасности. [16]
Отходы содержат большую часть 235 U, с которого они начинались, только около 1% энергии из топлива извлекается к тому времени, когда оно достигает точки, где оно больше не делится. Одним из решений этой проблемы является переработка топлива, которая использует химические процессы для отделения 235 U (и других неядовитых элементов) от отходов, а затем смешивает извлеченный 235 U со свежим топливом. Это уменьшает количество нового топлива, которое необходимо добыть, а также концентрирует нежелательные части отходов в меньшую загрузку. Однако переработка стоит дорого, и обычно было более экономично просто купить свежее топливо из шахты. [16]
Как и 235 U, 239 Pu может поддерживать цепную реакцию, поэтому он является полезным реакторным топливом. Однако 239 Pu не встречается в природе в коммерчески полезных количествах. Другая возможность — это получение 239 Pu из 238 U посредством захвата нейтронов или различными другими способами. Этот процесс происходит только с нейтронами более высокой энергии, чем те, которые можно было бы обнаружить в замедлителе реактора, поэтому обычный реактор производит только небольшие количества Pu, когда нейтрон захватывается внутри топливной массы до того, как он замедлится. [17]
Можно построить реактор, которому не требуется замедлитель. Для этого топливо должно быть дополнительно обогащено до такой степени, чтобы 235 U был достаточно распространенным, чтобы поддерживать критичность даже с быстрыми нейтронами. Дополнительные быстрые нейтроны, выходящие из топливной загрузки, затем могут быть использованы для воспроизводства топлива в сборке 238 U, окружающей активную зону реактора, чаще всего взятой из запасов обедненного урана. 239 Pu также может быть использован для активной зоны, что означает, что после того, как система будет запущена и запущена, ее можно будет заправлять, используя 239 Pu, который она создает, с достаточным количеством остатка для подачи в другие реакторы. Эта концепция известна как реактор-размножитель . [17]
Извлечение 239 Pu из исходного сырья 238 U может быть достигнуто с помощью химической обработки, таким же образом, как и обычная переработка. Разница в том, что масса будет содержать гораздо меньше других элементов, особенно некоторых высокорадиоактивных продуктов деления, обнаруженных в обычных ядерных отходах. [17]
Термоядерные реакторы обычно сжигают смесь дейтерия (D) и трития (T). При нагревании до миллионов градусов кинетическая энергия в топливе начинает преодолевать естественное электростатическое отталкивание между ядрами, так называемый кулоновский барьер , и топливо начинает подвергаться синтезу. Эта реакция выделяет альфа-частицу и нейтрон высокой энергии 14 МэВ. Ключевым требованием к экономичной работе термоядерного реактора является то, что альфа-частицы отдают свою энергию обратно в топливную смесь, нагревая ее так, чтобы происходили дополнительные реакции синтеза. Это приводит к состоянию, мало чем отличающемуся от цепной реакции в случае деления, известному как зажигание . [18]
Создание конструкции реактора, способного достичь воспламенения, оказалось существенной проблемой. Первые попытки построить такой реактор были предприняты в 1938 году, а первый успех был достигнут в 2022 году, 84 года спустя. [19] Даже в этом случае количество высвобождаемой энергии было на несколько порядков меньше, чем энергия, необходимая для работы машины. Реактор, который производит больше электроэнергии, чем используется для его работы, состояние, известное как инженерная безубыточность , потребует десятилетий работы. [20]
Кроме того, существует проблема с топливом для такого реактора. Дейтерий можно получить путем разделения изотопов водорода в морской воде (см. производство тяжелой воды ). Тритий имеет короткий период полураспада, чуть более десятилетия, поэтому в природе его можно обнаружить только в следовых количествах. Для питания реактора нейтроны из реакции используются для размножения большего количества трития посредством реакции в литиевой подложке , окружающей реакционную камеру. [21] Размножение трития является ключом к успеху цикла DT-синтеза, и на сегодняшний день эта технология не была продемонстрирована. Прогнозы, основанные на компьютерном моделировании, предполагают, что коэффициенты размножения довольно малы, и термоядерная установка едва ли сможет покрыть свое собственное потребление. Потребуется много лет, чтобы развести достаточно излишков для запуска еще одного реактора. [22]
Конструкции синтеза-деления по сути заменяют литиевый бланкет типичного термоядерного проекта на бланкет из ядерного топлива, либо из природной урановой руды, либо даже из ядерных отходов. У нейтронов синтеза более чем достаточно энергии, чтобы вызвать деление 238 U, а также многих других элементов в топливе, включая некоторые элементы трансурановых отходов. Реакция может продолжаться даже после того, как весь 235 U сгорит; скорость контролируется не нейтронами от событий деления, а нейтронами, поставляемыми термоядерным реактором. [1]
Деление происходит естественным образом, поскольку каждое событие испускает более одного нейтрона, способного производить дополнительные события деления. Синтез, по крайней мере в DT-топливе, испускает только один нейтрон, и этот нейтрон не способен производить больше событий слияния. Когда этот нейтрон ударяет по делящемуся материалу в бланкете, может произойти одна из двух реакций. Во многих случаях кинетическая энергия нейтрона приведет к тому, что один или два нейтрона будут выбиты из ядра, не вызывая деления. Эти нейтроны все еще имеют достаточно энергии, чтобы вызвать другие события деления. В других случаях нейтрон будет захвачен и вызовет деление, которое высвободит два или три нейтрона. Это означает, что каждый нейтрон слияния в конструкции слияния-деления может привести к появлению от двух до четырех нейтронов в топливе деления. [1]
Это ключевая концепция в гибридной концепции, известной как деление умножение . Для каждого события синтеза может произойти несколько событий деления, каждое из которых выделяет гораздо больше энергии, чем исходный синтез, примерно в 11 раз. Это значительно увеличивает общую выходную мощность реактора. Это было предложено как способ создания практических термоядерных реакторов, даже если ни один термоядерный реактор еще не достиг безубыточности, путем умножения выходной мощности с использованием дешевого топлива или отходов. [1] Однако многие исследования неоднократно демонстрировали, что это становится практичным только тогда, когда общий реактор очень большой, от 2 до 3 ГВт, что делает его строительство дорогим. [23]
Эти процессы также имеют побочный эффект в виде воспроизводства 239 Pu или 233 U, которые могут быть удалены и использованы в качестве топлива в обычных реакторах деления. Это приводит к альтернативной конструкции, где основной целью реактора деления-слияния является переработка отходов в новое топливо. Хотя этот процесс гораздо менее экономичен, чем химическая переработка, он также сжигает некоторые из самых опасных элементов вместо того, чтобы просто физически их отделять. Это также имеет преимущества для нераспространения , поскольку технологии обогащения и переработки также связаны с производством ядерного оружия. Однако стоимость произведенного ядерного топлива очень высока и вряд ли сможет конкурировать с традиционными источниками. [2]
Ключевым вопросом для концепции синтеза-деления является количество и время жизни нейтронов в различных процессах, так называемая нейтронная экономика .
В чистом термоядерном синтезе нейтроны используются для воспроизводства трития в литиевом бланкете. Природный литий состоит примерно из 92% 7 Li, а остальное в основном из 6 Li. Для воспроизводства 7 Li требуются нейтронные энергии, даже более высокие, чем те, которые выделяются при делении, около 5 МэВ, что вполне соответствует диапазону энергий, обеспечиваемых термоядерным синтезом. Эта реакция производит тритий и гелий-4 , а также еще один медленный нейтрон. 6 Li может реагировать с нейтронами высокой или низкой энергии, включая те, которые выделяются в результате реакции 7 Li. Это означает, что одна термоядерная реакция может производить несколько тритиев, что является обязательным условием, если реактор собирается компенсировать естественный распад и потери в процессах термоядерного синтеза. [22]
Когда литиевый бланкет заменяется или вытесняется топливом деления в гибридной конструкции, нейтроны, которые реагируют с делящимся материалом, больше не доступны для воспроизводства трития. Новые нейтроны, высвобождаемые в результате реакций деления, могут быть использованы для этой цели, но только в 6 Li. Можно было бы переработать литий, чтобы увеличить количество 6 Li в бланкете, компенсируя эти потери, но недостатком этого процесса является то, что реакция 6 Li производит только один атом трития. Только высокоэнергетическая реакция между нейтроном синтеза и 7 Li может создать более одного трития, и это необходимо для поддержания работы реактора. [22]
Чтобы решить эту проблему, по крайней мере часть нейтронов деления также должна использоваться для воспроизводства трития в 6 Li. Каждый нейтрон, который используется, больше не доступен для деления, что снижает выход реактора. Это требует очень тщательного баланса, если кто-то хочет, чтобы реактор мог производить достаточно трития для поддержания своей работы, а также производить достаточно событий деления, чтобы поддерживать энергию деления положительной. Если это невозможно осуществить одновременно, нет причин строить гибрид. Даже если этот баланс можно поддерживать, это может происходить только на экономически невыгодном уровне. По этой причине были предложены различные вещества, выделяющие нейтроны, в качестве способа умножения количества доступных нейтронов. [24]
На ранних этапах развития гибридной концепции вопрос общей экономики казался сложным для ответа. Серия исследований, начавшихся в конце 1970-х годов, дала гораздо более ясную картину гибрида в полном топливном цикле и позволила лучше понять экономику. Эти исследования показали, что не было причин строить гибрид. [2]
Одно из самых подробных исследований было опубликовано в 1980 году Лос-Аламосской национальной лабораторией (LANL). [2] Они отметили, что гибрид будет производить большую часть своей энергии косвенно, как через события деления в реакторе, так и гораздо больше, предоставляя 239 Pu для топлива других реакторов деления. В этой общей картине гибрид по сути идентичен реактору-размножителю тем же образом, что и гибрид. [25] Оба требуют химической обработки для удаления выведенного 239 Pu, оба представляют в результате одинаковые риски распространения и безопасности, и оба производят примерно одинаковое количество топлива. Поскольку выведенное топливо является основным источником энергии в общем цикле, две системы в конечном итоге были почти идентичны. [26]
Однако не идентичной была техническая зрелость двух конструкций. Гибрид потребовал бы значительных дополнительных исследований и разработок, прежде чем стало бы известно, сможет ли он вообще работать, и даже если бы это было продемонстрировано, результатом стала бы система, по сути идентичная селекционерам, которые уже строились в то время. В отчете сделан следующий вывод:
Инвестиции времени и денег, необходимые для коммерциализации гибридного цикла, могут быть оправданы только реальным или предполагаемым преимуществом гибрида над классическим FBR. Наш анализ приводит нас к выводу, что такого преимущества не существует. Следовательно, нет достаточного стимула для демонстрации и коммерциализации гибрида синтеза-деления. [26]
Процесс синтеза сам по себе в настоящее время не достигает достаточного усиления (выходная мощность над входной мощностью), чтобы быть жизнеспособным в качестве источника энергии. Используя избыточные нейтроны из реакции синтеза, чтобы в свою очередь вызвать реакцию деления с высоким выходом (близкую к 100%) в окружающем подкритическом делящемся бланкете, чистый выход гибридного процесса синтеза-деления может обеспечить целевой выигрыш в 100-300 раз по сравнению с входной энергией (увеличение в три или четыре раза по сравнению с одним только синтезом). Даже допуская высокую неэффективность на входной стороне (т. е. низкую эффективность лазера в ICF и потери тормозного излучения в конструкциях токамаков), это все еще может дать достаточный выход тепла для экономичной выработки электроэнергии. Это можно рассматривать как кратчайший путь к жизнеспособной термоядерной энергии, пока не будут разработаны более эффективные чистые технологии синтеза, или как самоцель для выработки энергии, а также для потребления существующих запасов ядерных делящихся материалов и отходов.
В проекте LIFE в Национальной лаборатории Лоуренса Ливермора (LLNL) с использованием технологии, разработанной в Национальном центре зажигания , цель состоит в том, чтобы использовать топливные таблетки дейтерия и трития, окруженные делящимся бланкетом, для производства энергии, достаточно большой, чем входная ( лазерная ) энергия для выработки электроэнергии. Принцип заключается в том, чтобы вызвать инерционный термоядерный синтез (ICF) в топливной таблетке, которая действует как высококонцентрированный точечный источник нейтронов , который, в свою очередь, преобразует и расщепляет внешний делящийся бланкет. Параллельно с подходом ICF Техасский университет в Остине разрабатывает систему, основанную на реакторе термоядерного синтеза токамак , оптимизируя ее для утилизации ядерных отходов по сравнению с выработкой электроэнергии. Принципы использования реакторов ICF или токамак в качестве источника нейтронов по сути одинаковы (главное отличие заключается в том, что ICF по сути является точечным источником нейтронов, тогда как токамаки являются более рассеянными тороидальными источниками).
Окружающий бланкет может быть расщепляющимся материалом (обогащенный уран или плутоний ) или воспроизводящим материалом (способным преобразовываться в расщепляющийся материал путем нейтронной бомбардировки), таким как торий , обедненный уран или отработанное ядерное топливо . Такие подкритические реакторы (которые также включают в себя системы нейтронного расщепления , управляемые ускорителем частиц ) предлагают единственный известный в настоящее время способ активной утилизации (в отличие от хранения) отработанного ядерного топлива без переработки. Побочные продукты деления, получаемые при работе коммерческих легководных ядерных реакторов ( LWR ), являются долгоживущими и высокорадиоактивными, но их можно потреблять, используя избыточные нейтроны в реакции синтеза вместе с расщепляющимися компонентами в бланкете, по сути уничтожая их путем ядерной трансмутации и производя отходы, которые намного безопаснее и представляют меньший риск для ядерного распространения . Отходы будут содержать значительно сниженные концентрации долгоживущих, пригодных для использования в оружии актинидов на гигаватт-год произведенной электроэнергии по сравнению с отходами от LWR. Кроме того, отходов на единицу произведенной электроэнергии будет примерно в 20 раз меньше. Это дает возможность эффективно использовать очень большие запасы обогащенных расщепляющихся материалов, обедненного урана и отработанного ядерного топлива.
В отличие от современных коммерческих реакторов деления, гибридные реакторы потенциально демонстрируют то, что считается изначально безопасным поведением, поскольку они остаются глубоко подкритичными при любых условиях, а отвод остаточного тепла возможен посредством пассивных механизмов. Деление приводится в действие нейтронами, получаемыми в результате событий зажигания термоядерного синтеза, и, следовательно, не является самоподдерживающимся. Если процесс термоядерного синтеза намеренно останавливается или процесс прерывается механическим отказом, деление затухает и останавливается почти мгновенно. Это контрастирует с принудительным затуханием в обычном реакторе с помощью стержней управления, которые поглощают нейтроны, чтобы уменьшить поток нейтронов ниже критического, самоподдерживающегося уровня. Присущая опасность обычного реактора деления заключается в любой ситуации, приводящей к положительной обратной связи , неуправляемой цепной реакции , такой как произошла во время катастрофы на Чернобыльской АЭС . В гибридной конфигурации реакции деления и термоядерного синтеза разделены, то есть, в то время как выход нейтронов термоядерного синтеза управляет делением, выход деления не оказывает никакого влияния на реакцию термоядерного синтеза, что исключает любую возможность возникновения петли положительной обратной связи.
В гибридном термоядерном топливном цикле есть три основных компонента: дейтерий , тритий и делящиеся элементы. [27] Дейтерий может быть получен путем разделения изотопов водорода в морской воде (см. производство тяжелой воды ). Тритий может быть получен в самом гибридном процессе путем поглощения нейтронов в литийсодержащих соединениях. Это повлечет за собой дополнительный литийсодержащий бланкет и средство сбора. Небольшие количества трития также производятся путем активации нейтронов в ядерных реакторах деления, особенно когда тяжелая вода используется в качестве замедлителя нейтронов или охладителя. Третий компонент - это внешне полученные делящиеся материалы из демилитаризованных запасов делящихся материалов или коммерческого ядерного топлива и потоков отходов. Деление, управляемое термоядерным синтезом, также дает возможность использовать торий в качестве топлива, что значительно увеличит потенциальное количество доступных делящихся материалов. Чрезвычайно энергичная природа быстрых нейтронов , испускаемых в ходе термоядерных реакций (до 0,17 скорости света), может позволить обычно неделящемуся 238U подвергнуться делению напрямую (без предварительного преобразования в 239Pu ), что позволяет использовать очищенный природный уран с очень низким обогащением, при этом сохраняя глубоко подкритический режим.
Практические инженерные проекты должны в первую очередь учитывать безопасность как основную цель. Все проекты должны включать пассивное охлаждение в сочетании с огнеупорными материалами для предотвращения плавления и переконфигурации делящихся материалов в геометрии, способные к непреднамеренной критичности. Защитные слои литийсодержащих соединений, как правило, будут включены как часть проекта для генерации трития, чтобы позволить системе быть самоподдерживающейся для одного из ключевых компонентов топливного элемента. Тритий, из-за его относительно короткого периода полураспада и чрезвычайно высокой радиоактивности, лучше всего производить на месте, чтобы избежать необходимости транспортировки из удаленного места. DT-топливо может быть изготовлено на месте с использованием дейтерия, полученного при производстве тяжелой воды, и трития, полученного в самом гибридном реакторе. Ядерное расщепление для генерации дополнительных нейтронов может быть использовано для повышения выхода деления, с оговоркой, что это компромисс между количеством нейтронов (обычно 20-30 нейтронов на событие расщепления) и уменьшением индивидуальной энергии каждого нейтрона. Это следует учитывать, если реактор будет использовать природный торий в качестве топлива. В то время как нейтроны высокой энергии (0,17c), полученные в результате термоядерных реакций, способны напрямую вызывать деление как в тории, так и в 238 U, нейтроны с более низкой энергией, полученные в результате расщепления, как правило, не могут этого сделать. Это компромисс, который влияет на смесь топлива в зависимости от степени расщепления, используемой в конструкции.