Гибридный ядерный синтез-деление ( гибридная ядерная энергетика ) — это предлагаемый способ производства энергии за счет сочетания процессов ядерного синтеза и деления .
Основная идея состоит в том, чтобы использовать быстрые нейтроны высокой энергии из термоядерного реактора для запуска деления неделящегося топлива , такого как U-238 или Th-232 . Каждый нейтрон может вызвать несколько событий деления, умножая энергию, выделяемую каждой реакцией синтеза, в сотни раз. Поскольку топливо деления не является делящимся, самоподдерживающаяся цепная реакция деления не происходит. Это не только сделает термоядерные конструкции более экономичными с точки зрения энергопотребления, но и позволит сжигать топливо, которое не подходит для использования на обычных атомных станциях, даже их ядерные отходы .
В общих чертах гибрид по своей концепции аналогичен быстрому реактору-размножителю , в котором вместо термоядерной зоны гибрида используется компактная высокоэнергетическая активная зона деления. Другая похожая концепция — это подкритический реактор с ускорителем , в котором для обеспечения нейтронов вместо ядерных реакций используется ускоритель частиц .
Эта концепция возникла в 1950-х годах, а в 1970-е годы ее активно защищал Ганс Бете . В то время строились первые мощные эксперименты по термоядерному синтезу, но прошло еще много лет, прежде чем они могли стать экономически конкурентоспособными. Гибриды были предложены как способ значительно ускорить их внедрение на рынок, позволяя производить энергию еще до того, как термоядерные системы достигнут безубыточности . [1] Однако детальные исследования экономики систем показали, что они не могут конкурировать с существующими реакторами деления. [2]
От этой идеи отказались, и она бездействовала до тех пор, пока продолжающиеся задержки с достижением безубыточности не привели к кратковременному возрождению концепции примерно в 2009 году. [3] Эти исследования в основном концентрировались на аспектах конструкции, связанных с утилизацией ядерных отходов , а не на производстве энергия. [4] С тех пор эта концепция вызывала циклический интерес, в основном основанный на успехе или неудаче более традиционных решений, таких как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин.
Еще одна крупная разработка в области производства энергии была начата в Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса (LLNL) в рамках программы LIFE . Вклад промышленности привел к отказу от гибридного подхода для LIFE, который затем был переработан в систему чистого синтеза. LIFE была отменена, когда базовая технология Национального центра зажигания не смогла достичь проектных показателей. [5]
Сообщается , что компания Apollo Fusion, основанная руководителем Google Майком Кэссиди в 2017 году, также сосредоточилась на использовании гибридного метода докритического ядерного синтеза-деления. [6] [7] Их веб-сайт теперь посвящен двигателям на эффекте Холла , а термоядерный синтез упоминается лишь вскользь. [8]
9 сентября 2022 года профессор Пэн Сяньцзюэ из Китайской академии инженерной физики объявил, что правительство Китая одобрило строительство крупнейшей в мире импульсной силовой установки - Z-FFR, а именно Z(-пинч)-реактора деления-термоядерного синтеза. в Чэнду, провинция Сычуань. Нейтроны, произведенные на установке Z-пинча (обладающей цилиндрической симметрией и питаемой дейтерием и тритием), ударят по коаксиальному бланкету, включающему как изотопы урана, так и лития. Деление урана увеличит общую тепловую мощность объекта в 10–20 раз. Взаимодействие лития и нейтронов обеспечит тритий для дальнейшей заправки. Инновационная квазисферическая геометрия вблизи ядра Z-FFR обеспечивает высокую эффективность разряда Z-пинча. 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 энергетические системы деления основаны на цепной реакции событий ядерного деления , в результате которой высвобождаются два или три нейтрона, которые вызывают дальнейшие события деления. Путем тщательной компоновки и использования различных поглощающих материалов в системе можно установить баланс высвобождаемых и поглощаемых нейтронов, известный как критичность . [13]
Природный уран представляет собой смесь нескольких изотопов, в основном следовых количеств 235 U и более 99% 238 U. Когда они подвергаются делению, оба этих изотопа выделяют быстрые нейтроны с пиковой энергией распределения от 1 до 2 МэВ. Эта энергия слишком мала, чтобы вызвать деление 238 U, а это означает, что он не может поддерживать цепную реакцию. 235 U будет подвергаться делению при ударе нейтронами такой энергии, поэтому 235 U представляет собой цепную реакцию. В природном уране слишком мало атомов урана- 235 , чтобы поддерживать цепную реакцию, атомы разбросаны слишком далеко, и вероятность того, что нейтрон попадет в один из них, слишком мала. Цепные реакции осуществляются путем концентрирования или обогащения топлива, увеличивая количество 235 U для производства обогащенного урана , [14] в то время как остаток, в настоящее время в основном 238 U, представляет собой отход, известный как обедненный уран . 235 U будет поддерживать цепную реакцию, если его обогащение составит около 20% от массы топлива. [15]
235 U будет легче подвергаться делению, если нейтроны имеют более низкую энергию, так называемые тепловые нейтроны . Нейтроны можно замедлить до тепловой энергии за счет столкновений с материалом -замедлителем нейтронов . Проще всего использовать атомы водорода, находящиеся в воде. Помещая топливо для деления в воду, вероятность того, что нейтроны вызовут деление еще одного 235 U, значительно увеличивается, а это означает, что уровень обогащения, необходимый для достижения критичности, значительно снижается. Это приводит к концепции обогащенного урана реакторного качества , при котором количество 235 U увеличивается с чуть менее 1% в природной руде до 3–5%, в зависимости от конструкции реактора. Это контрастирует с обогащением оружейного уровня , которое увеличивается до 235 U как минимум до 20%, а чаще - до более 90%. [15]
Для поддержания критичности топливо должно сохранять дополнительную концентрацию 235 U. Типичный реактор деления сжигает достаточное количество 235 U, чтобы реакция прекратилась на период порядка нескольких месяцев. Сочетание выгорания 235 U с образованием поглотителей нейтронов или поглотителей в процессе деления в конечном итоге приводит к тому, что масса топлива не может поддерживать критичность. Это сгоревшее топливо необходимо удалить и заменить свежим. В результате образуются ядерные отходы , которые являются высокорадиоактивными и наполнены долгоживущими радионуклидами, которые представляют угрозу безопасности. [16]
Отходы содержат большую часть того урана-235 , с которого они начинались, и лишь около 1% энергии топлива извлекается к тому времени, когда оно достигает точки, в которой оно перестает делиться. Одним из решений этой проблемы является переработка топлива, при которой используются химические процессы для отделения 235 U (и других неядовитых элементов) от отходов, а затем смешивание извлеченного 235 U со свежим топливом. Это уменьшает количество нового топлива, которое необходимо добыть, а также концентрирует нежелательные части отходов в меньшую нагрузку. Однако переработка обходится дорого, и, как правило, выгоднее просто покупать свежее топливо из шахты. [16]
Как и 235 U, 239 Pu может поддерживать цепную реакцию, поэтому является полезным реакторным топливом. Однако 239 Pu не встречается в природе в коммерчески полезных количествах. Другая возможность — получить 239 Pu из 238 U посредством захвата нейтронов или другими способами. Этот процесс происходит только с нейтронами более высокой энергии, чем в реакторе с замедлителем, поэтому обычный реактор производит лишь небольшое количество Pu, когда нейтрон захватывается массой топлива до его замедления. [17]
Можно построить реактор, не требующий замедлителя. Для этого топливо необходимо дополнительно обогатить до такой степени, чтобы 235 U стал достаточно распространенным, чтобы поддерживать критичность даже при использовании быстрых нейтронов. Сверхбыстрые нейтроны, вылетающие из топливной загрузки, затем могут быть использованы для воспроизводства топлива в сборке из 238 U, окружающей активную зону реактора, которое чаще всего берется из запасов обедненного урана. 239 Pu также можно использовать для активной зоны, а это означает, что, как только система заработает, ее можно будет дозаправить, используя создаваемый ею 239 Pu, оставив достаточное количество для подачи в другие реакторы. Эта концепция известна как реактор-размножитель . [17]
Извлечение 239 Pu из 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, содержащихся в обычных ядерных отходах. [17]
В термоядерных реакторах обычно сжигается смесь дейтерия (D) и трития (Т). При нагревании до миллионов градусов кинетическая энергия топлива начинает преодолевать естественное электростатическое отталкивание между ядрами, так называемый кулоновский барьер , и топливо начинает подвергаться плавлению. Эта реакция выделяет альфа-частицу и нейтрон высокой энергии 14 МэВ. Ключевым требованием для экономичной работы термоядерного реактора является то, чтобы альфа-атомы отдавали свою энергию обратно в топливную смесь, нагревая ее так, чтобы происходили дополнительные реакции термоядерного синтеза. Это приводит к состоянию, мало чем отличающемуся от цепной реакции в случае деления, известному как воспламенение . [18]
Создание конструкции реактора, способного достичь воспламенения, оказалось серьезной проблемой. Первые попытки построить такой реактор были предприняты в 1938 году, а первый успех был в 2022 году, 84 года спустя. [19] Даже в этом случае количество выделяемой энергии было на порядки меньше, чем энергия, необходимая для работы машины. Реактор, который производит больше электроэнергии, чем используется для его эксплуатации (состояние, известное как инженерная безубыточность) , потребует на десятилетия больше работы. [20]
Кроме того, существует проблема заправки такого реактора. Дейтерий можно получить путем разделения изотопов водорода в морской воде (см. Производство тяжелой воды ). Тритий имеет короткий период полураспада, чуть более десяти лет, поэтому в природе встречаются лишь следовые количества. Для питания реактора нейтроны реакции используются для образования большего количества трития в результате реакции в литиевой подушке , окружающей реакционную камеру. [21] Разведение трития является ключом к успеху цикла DT-синтеза, и на сегодняшний день этот метод не был продемонстрирован. Прогнозы, основанные на компьютерном моделировании, предполагают, что коэффициенты воспроизводства довольно малы, и термоядерная установка едва сможет покрыть свои собственные нужды. Потребуются многие годы, чтобы накопить достаточно излишков для запуска еще одного реактора. [22]
Конструкции синтеза-деления по существу заменяют литиевый бланкет типичной термоядерной конструкции на бланкет из топлива деления, будь то природная урановая руда или даже ядерные отходы. Энергии термоядерных нейтронов более чем достаточно, чтобы вызвать деление 238 U, а также многих других элементов топлива, включая некоторые трансурановые отходы. Реакция может продолжаться, даже если весь 235 U сгорит; Скорость контролируется не нейтронами от событий деления, а нейтронами, поставляемыми термоядерным реактором. [1]
Деление происходит естественным путем, поскольку каждое событие выделяет более одного нейтрона, способного произвести дополнительные события деления. Термоядерный синтез, по крайней мере, в DT-топливе, выделяет только один нейтрон, и этот нейтрон не способен производить больше термоядерных событий. Когда этот нейтрон попадает в делящийся материал в бланкете, может произойти одна из двух реакций. Во многих случаях кинетическая энергия нейтрона заставит один или два нейтрона вылететь из ядра, не вызывая деления. У этих нейтронов все еще достаточно энергии, чтобы вызвать другие события деления. В других случаях нейтрон будет захвачен и вызовет деление, в результате которого высвободятся два или три нейтрона. Это означает, что каждый нейтрон термоядерного синтеза в конструкции термоядерного деления может привести к образованию от двух до четырех нейтронов в топливе деления. [1]
Это ключевая концепция гибридной концепции, известной как размножение деления . Для каждого события термоядерного синтеза может произойти несколько событий деления, каждое из которых выделяет гораздо больше энергии, чем исходный термоядерный синтез, примерно в 11 раз. Это значительно увеличивает общую выходную мощность реактора. Это было предложено как способ создания практических термоядерных реакторов, хотя ни один термоядерный реактор еще не достиг точки безубыточности, путем увеличения 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 образования 239 Pu или 233 U, которые можно удалить и использовать в качестве топлива в обычных реакторах деления. Это приводит к альтернативной конструкции, в которой основной целью термоядерного реактора является переработка отходов в новое топливо. Хотя этот процесс гораздо менее экономичен, чем химическая переработка, он также сжигает некоторые наиболее неприятные элементы вместо того, чтобы просто физически отделять их. Это также имеет преимущества с точки зрения нераспространения , поскольку технологии обогащения и переработки также связаны с производством ядерного оружия. Однако стоимость производимого ядерного топлива очень высока и вряд ли сможет конкурировать с традиционными источниками. [2]
Ключевым вопросом концепции термоядерного синтеза-деления является количество и время жизни нейтронов в различных процессах, так называемая нейтронная экономика .
В конструкции чистого термоядерного синтеза нейтроны используются для воспроизводства трития в литиевом бланкете. Природный литий примерно на 92% состоит из 7 Li, а остальная часть – в основном из 6 Li. Для размножения 7 Li требуется энергия нейтронов, даже более высокая, чем энергия, выделяемая при делении, около 5 МэВ, что вполне соответствует диапазону энергий, обеспечиваемых термоядерным синтезом. В результате этой реакции образуются тритий , гелий-4 и еще один медленный нейтрон. 6 Li может реагировать с нейтронами высокой или низкой энергии, в том числе выделяющимися в результате реакции 7 Li. Это означает, что одна реакция синтеза может произвести несколько тритиев, что является необходимым 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. Для этой цели можно использовать новые нейтроны, выделяющиеся в результате реакций деления, 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 термоядерным нейтроном и 7 Li может создать более одного трития, и это важно для поддержания работы реактора. [22]
Чтобы решить эту проблему, по крайней мере, часть нейтронов деления также должна быть использована для размножения трития в 6 Li. Каждый нейтрон, который это делает, больше не доступен для деления, что снижает мощность реактора. Это требует очень тщательного баланса, если мы хотим, чтобы реактор мог производить достаточно трития, чтобы поддерживать свою работу, а также производить достаточно событий деления, чтобы поддерживать положительную энергию на стороне деления. Если это невозможно сделать одновременно, нет смысла строить гибрид. Даже если этот баланс удастся сохранить, это может произойти только на экономически неосуществимом уровне. По этой причине в качестве способа увеличения количества доступных нейтронов были предложены различные вещества, выделяющие нейтроны. [24]
На раннем этапе разработки гибридной концепции на вопрос общей экономики было трудно ответить. Серия исследований, начавшаяся в конце 1970-х годов, дала гораздо более четкую картину гибрида в полном топливном цикле и позволила лучше понять экономику. Эти исследования показали, что нет смысла создавать гибрид. [2]
Одно из наиболее подробных исследований было опубликовано в 1980 году Национальной лабораторией Лос-Аламоса (LANL). [2] Они отметили, что гибрид будет производить большую часть своей энергии косвенно, как за счет процессов деления в реакторе, так и за счет предоставления 239 Pu для топлива других реакторов деления. В этой общей картине гибрид по существу идентичен реактору-размножителю, так же, как и гибрид. [25] Оба требуют химической обработки для удаления образовавшегося плутония -239 , в результате оба представляют одинаковые риски распространения и безопасности, и оба производят примерно одинаковое количество топлива. Поскольку полученное топливо является основным источником энергии в общем цикле, в конечном итоге обе системы оказались практически идентичными. [26]
Однако что не было идентичным, так это техническая зрелость двух конструкций. Гибрид потребует значительных дополнительных исследований и разработок, прежде чем станет известно, сможет ли он вообще работать, и даже если это будет продемонстрировано, результатом будет система, по существу идентичная системам селекционеров, которые уже создавались в то время. В отчете сделан 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. Таким образом, нет достаточных стимулов для демонстрации и коммерциализации гибрида термоядерного синтеза-деления. [26]
Сам по себе процесс термоядерного синтеза в настоящее время не обеспечивает достаточного усиления (выходная мощность по сравнению с входной мощностью), чтобы быть жизнеспособным источником энергии. Используя избыточные нейтроны реакции термоядерного синтеза, чтобы, в свою очередь, вызвать реакцию деления с высоким выходом (около 100%) в окружающем подкритическом делящемся бланкете, чистый выход гибридного процесса синтеза-деления может обеспечить целевой прирост от 100 до 100%. В 300 раз больше входной энергии (увеличение в три или четыре раза по сравнению с одним только термоядерным синтезом). Даже учитывая высокую неэффективность на входе (т.е. низкий КПД лазера в ICF и потери на тормозное излучение в конструкциях токамаков), это все равно может обеспечить достаточную тепловую мощность для экономичного производства электроэнергии. Это можно рассматривать как кратчайший путь к жизнеспособной термоядерной энергии до тех пор, пока не будут разработаны более эффективные технологии чистого термоядерного синтеза, или как самоцель по выработке энергии, а также к потреблению существующих запасов ядерных расщепляющихся материалов и отходов.
В проекте LIFE Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса ( LLNL ) с использованием технологии, разработанной в Национальной установке зажигания , цель состоит в том, чтобы использовать топливные таблетки из дейтерия и трития , окруженные делящейся оболочкой, для производства энергии, значительно превышающей входную ( лазерную ) энергию для производство электроэнергии. Принцип заключается в том, чтобы вызвать термоядерный синтез с инерционным удержанием (ICF) в топливной таблетке, которая действует как высококонцентрированный точечный источник нейтронов , который, в свою очередь, преобразует и расщепляет внешний делящийся слой. Параллельно с подходом ICF Техасский университет в Остине разрабатывает систему на основе термоядерного реактора токамак , оптимизирующую утилизацию ядерных отходов, а не выработку электроэнергии. Принципы использования реакторов ICF или токамаков в качестве источника нейтронов по существу одинаковы (основное отличие состоит в том, что ICF по сути является точечным источником нейтронов, тогда как токамаки представляют собой более диффузные тороидальные источники).
Окружающий бланкет может представлять собой делящийся материал (обогащенный уран или плутоний ) или воспроизводящий материал (способный превращаться в расщепляющийся материал путем нейтронной бомбардировки), такой как торий , обедненный уран или отработанное ядерное топливо . Такие подкритические реакторы (которые также включают в себя системы нейтронного расщепления , управляемые ускорителями частиц ) представляют собой единственные известные в настоящее время средства активного захоронения (а не хранения) отработавшего ядерного топлива без переработки. Побочные продукты деления, образующиеся при работе коммерческих легководных ядерных реакторов ( LWR ), долгоживущие и высокорадиоактивные, но они могут потребляться с использованием избыточных нейтронов в реакции термоядерного синтеза вместе с делящимися компонентами в бланкете, по существу уничтожая их. путем ядерной трансмутации и производства отходов, которые гораздо безопаснее и менее опасны для ядерного распространения . Отходы будут содержать значительно меньшие концентрации долгоживущих актинидов , пригодных для использования в оружии , на гигаватт-год произведенной электроэнергии по сравнению с отходами LWR. Кроме того, на единицу произведенной электроэнергии будет примерно в 20 раз меньше отходов. Это открывает потенциал для эффективного использования очень больших запасов обогащенных расщепляющихся материалов, обедненного урана и отработанного ядерного топлива.
В отличие от нынешних коммерческих реакторов деления, гибридные реакторы потенциально демонстрируют то, что считается безопасным по своей природе , поскольку они остаются глубоко подкритическими при любых условиях, а отвод остаточного тепла возможен с помощью пассивных механизмов. Деление происходит за счет нейтронов, образующихся в результате термоядерного воспламенения, и, следовательно, не является самоподдерживающимся. Если процесс термоядерного синтеза намеренно остановить или процесс прерван из-за механической неисправности, деление затухает и прекращается почти мгновенно. Это отличается от принудительного гашения в обычном реакторе с помощью регулирующих стержней, которые поглощают нейтроны, чтобы уменьшить поток нейтронов ниже критического, самоподдерживающегося уровня. Неотъемлемой опасностью обычного реактора деления является любая ситуация, приводящая к положительной обратной связи , неконтролируемой цепной реакции , подобной той, что произошла во время Чернобыльской катастрофы . В гибридной конфигурации реакции деления и синтеза разделены, т.е., хотя выход нейтронов синтеза стимулирует деление, выход деления не оказывает никакого влияния на реакцию синтеза, что исключает любую вероятность возникновения петли положительной обратной связи.
В топливном цикле гибридного термоядерного синтеза есть три основных компонента: дейтерий , тритий и делящиеся элементы. [27] Дейтерий можно получить путем разделения изотопов водорода в морской воде (см. Производство тяжелой воды ). Тритий может быть получен в самом гибридном процессе путем поглощения нейтронов литийсодержащими соединениями. Это повлечет за собой создание дополнительного литийсодержащего слоя и средств сбора. Небольшие количества трития также производятся в результате активации нейтронов в ядерных реакторах деления, особенно когда тяжелая вода используется в качестве замедлителя нейтронов или теплоносителя. Третий компонент — это расщепляющиеся материалы, полученные извне, из демилитаризованных запасов расщепляющихся материалов или коммерческого ядерного топлива и потоков отходов. Деление, вызванное термоядерным синтезом, также дает возможность использовать торий в качестве топлива, что значительно увеличит потенциальное количество доступных расщепляющихся материалов. Чрезвычайно энергичная природа быстрых нейтронов , испускаемых во время термоядерных процессов (до 0,17 скорости света), может позволить обычно неделящемуся 238 U подвергаться делению напрямую (без предварительного преобразования в 239 Pu), что позволяет использовать очищенный природный уран. с очень низким обогащением, сохраняя при этом глубоко подкритический режим.
Практические инженерные проекты должны в первую очередь учитывать безопасность в качестве основной цели. Все конструкции должны включать пассивное охлаждение в сочетании с огнеупорными материалами для предотвращения плавления и изменения конфигурации делящихся элементов в геометрию, способную привести к непреднамеренной критичности. Слои покрытия из литийсодержащих компаундов обычно включаются в конструкцию системы генерации трития, чтобы система могла 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. Топливо DT можно производить на месте с использованием дейтерия, полученного при производстве тяжелой воды, и трития, вырабатываемого в самом гибридном реакторе. Ядерное расщепление для генерации дополнительных нейтронов может использоваться для увеличения мощности 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 в реакторе в качестве топлива будет использоваться природный торий. В то время как нейтроны высокой энергии (0,17c), образующиеся в результате термоядерных процессов, способны напрямую вызывать деление как тория, так и 238 U, нейтроны с более низкой энергией, образующиеся в результате расщепления, обычно не могут. Это компромисс, который влияет на смесь топлива и степень расщепления, используемую в конструкции.