Гибридный реактор: Физики разработали гибридный реактор на основе плазменной открытой ловушки

Физики разработали гибридный реактор на основе плазменной открытой ловушки

Специалисты трех российских институтов (Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е. И. Забабахина; Томского политехнического университета; Института ядерной физики им. Г. И. Будкера 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 легких, поэтому можно ожидать, что такие установки усилят положительные особенности и нивелируют недостатки, присущие энергетике на основе раздельного использования этих ядерных реакций. Для эффективного использования реакции управляемого термоядерного синтеза в производстве энергии необходимо сначала получить, а затем постоянно поддерживать стабильное состояние плазмы с очень высокой температурой (выше 100 млн. °С) при ее высокой плотности. Создание реактора, работающего по гибридной схеме, представляется более легкой задачей, поскольку в этом случае плазма используется не для получения энергии, а всего лишь в качестве источника дополнительных нейтронов для поддержания необходимой схемы протекания ядерных реакций. Таким образом, требования, предъявляемые к ее характеристикам, становятся менее жесткими.

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 тяжелых 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 на реакторной площадке ТПУ экспериментального стенда, который будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного источника на основе инженерно-технических решений, уже реализованных на открытых ловушках ИЯФ СО РАН.

Гибридный ядерный реактор на тории – Наука – Коммерсантъ

Российские ученые предложили концепцию ториевого гибридного реактора, в котором для получения дополнительных нейтронов применена высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке.

Фото: Институт ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН

Фото: Институт ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН

Этот проект — результат тесного сотрудничества трех организаций: Российского федерального ядерного центра — Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е. И. Забабахина, Томского политехнического университета и Института ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН. От используемых сегодня ядерных реакторов предложенный гибридный ториевый реактор отличают умеренная мощность, относительно небольшие размеры, высокая безопасность при эксплуатации и малый уровень радиоактивных отходов.

«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 пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития, а также поддержание необходимой температуры. Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия, и происходит выделение высокоэнергетических нейтронов. Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры, где магнитным полем удерживается плазма, поступают в область с ядерным топливом и после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжелых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии»,— цитирует пресс-служба Института ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН главного научного сотрудника института, профессора Андрея Аржанникова.

Основное преимущество гибридного ядерно-термоядерного реактора — одновременное использование реакции деления тяжелых ядер и синтеза легких, что позволяет свести к минимуму недостатки при использовании этих ядерных реакций порознь.

Кроме того, такие реакторы снижают уровень требований к качеству плазмы и позволяют заменить до 95% делящегося урана на торий, который не способен к саморазгону. При этом гибридные реакторы отличаются относительно компактными размерами при высокой мощности и небольшим количеством радиоактивных отходов.

«Гибридная установка состоит из двух частей. Основная — энергогенерирующая часть (бланкет) — представляет собой активную зону ядерного реактора. В ней распределен делящийся материал, входящий в состав ядерного топлива. Благодаря этому возможно протекание цепной реакции деления тяжелых ядер. Вторая часть установки, помещенная внутри бланкета, служит для того, чтобы генерировать нейтроны, которые попадают в энергогенерирующий бланкет. В этой части установки в плазме дейтерия протекают термоядерные реакции синтеза ядер, в которых и образуются нейтроны. Особенностью гибридной установки является то, что та часть установки, в которой идут цепные реакции деления тяжелых ядер — бланкет, во время работы находится в подкритическом состоянии.

А обычная реакторная установка при работе на постоянном уровне мощности находится в строго критическом состоянии, которое поддерживается системой управления и защиты»,— объясняет руководитель отделения естественных наук ТПУ и заведующий лабораторией изотопного анализа и технологий ТПУ Игорь Шаманин.

По его словам, за основу бланкета была взята концепция многоцелевой высокотемпературной газоохлаждаемой реакторной установки малой мощности, работающей на ториевом ядерном топливе. Эта концепция разработана в Томском политехническом университете и широко представлена в периодических научных изданиях различного уровня.

«Проекты такого масштаба под силу группам исследователей, объединяющих вузовскую, академическую и отраслевую науку. Такая кооперация обеспечивает синергетический эффект и значительно сокращает путь от идеи до реализации проекта на практике»,— говорит ученый.

Сейчас участники проекта рассматривают возможность создания экспериментального стенда на реакторной площадке ТПУ, который будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного источника.

«Fuel evolution in hybrid reactor based on thorium subcriticalassembly with open trap as fusion neutron source(computer simulations)»; Andrey V. Arzhannikov, Sergey V. Bedenko, Aleksandr A. Ivanov, Dmitry G. Modestov, Vadim V. Prikhodko, Stanislav L. Sinitsky, Igor V. Shamanin, Vladimir M. Shmakov; журнал Plasma and Fusion Research: Regular Articles, сентябрь 2019 г.

Гибридный реактор ADI® (гибрид)

См. все анаэробные системы

Система анаэробного сбраживания рассчитана на работу в условиях средней объемной нагрузки.

Запросить предложение

---

• Устранение надбавок за сточные воды
• Сократить или исключить использование химикатов

• Брошюра о гибридном реакторе ADI 433 КБ
• Вся документация

Снятый с производства продукт

Система анаэробного сбраживания рассчитана на работу в условиях средней объемной нагрузки.

Запросить предложение

• Устранение надбавок за сточные воды
• Сократить или исключить использование химикатов

---

• Брошюра о гибридном реакторе ADI 433 КБ
• Вся документация

Снятый с производства продукт

Описание

Система анаэробного сбраживания рассчитана на работу в условиях средней объемной нагрузки.

Гибридный реактор ADI® сочетает в себе два процесса и сохраняет преимущества каждой из технологий: анаэробный иловый слой с восходящим потоком (UASB) и неподвижная пленка с восходящим потоком (UFF). Нижняя часть реактора действует как UASB, где слой анаэробной биомассы сбраживает разлагающиеся органические вещества сточных вод. Верхняя часть реактора содержит среду с поперечным потоком, которая обеспечивает обширную площадь поверхности для роста фиксированной пленки биоса. Среда также улавливает слой ила и исходные твердые частицы и возвращает твердые частицы в слой ила посредством осветления пластинчатого типа.

В случаях, когда требуется очень высокая степень удаления, можно установить двухступенчатый реактор для достижения более высокого качества сточных вод. Эта двухступенчатая система состоит из двух реакторов одинакового размера, которые работают последовательно и периодически чередуют опережающие и отстающие обозначения. Эта циклическая операция эффективна при очистке потоков сточных вод с высокой концентрацией растворимых органических веществ и низкой концентрацией твердых веществ.​

• Непрерывное выполнение требований по сбросу
• Преобразование органических отходов в возобновляемую зеленую энергию (тепло и электроэнергию)
• Большой запас биомассы и длительное время удержания твердых веществ
• Превосходная стабильность процесса при пиковых нагрузках
• Среда поперечного потока с большой площадью поверхности для удержания твердых частиц　
• Способствует росту биомассы
• Обеспечивает высокую скорость загрузки
• Отработанный шлам, пригодный для наземного применения　
• Небольшое количество оборудования и движущихся частей снижает потребность в техническом обслуживании
• Гибкая программа утилизации шлама
• Тренды данных для управления технологическими процессами 　
• Крышка обеспечивает легкий доступ для отбора проб и обслуживания

Характеристики

Экономия затрат

• Экономия затрат на электроэнергию
• Конструкция с низким энергопотреблением
• Значительно менее энергоемкие, чем аэробные системы
• Рекуперация энергии из биогаза для сокращения использования ископаемого топлива на заводе
• Устранение надбавок за сточные воды
• Сократить или исключить использование химикатов

Экологические преимущества

• Непрерывное выполнение требований к выбросам
• Преобразование органических отходов в возобновляемую зеленую энергию (тепло и электроэнергию)
• Отработанный шлам, пригодный для внесения в почву в качестве жидкого удобрения благодаря высокому содержанию питательных веществ
• Улучшить местную и глобальную водную безопасность

Преимущества процесса

• Большой запас биомассы и длительное время удерживания твердых веществ
• Превосходная стабильность процесса при пиковых нагрузках
• Поперечный поток с большой площадью поверхности для удержания твердых частиц
• Способствует росту биомассы
• Обеспечивает высокую скорость загрузки

Упрощенная эксплуатация и техническое обслуживание

• Небольшое количество оборудования и движущихся частей снижает потребность в техническом обслуживании
• Минимальное внимание оператора
• Гибкая программа утилизации шлама
• Тренды данных для управления технологическими процессами
• Крышка обеспечивает легкий доступ для отбора проб и обслуживания

Тип реактора (скорость органической загрузки)

Документация

• Брошюра о гибридном реакторе ADI433 КБ
• Решения для анаэробного сбраживания органических сточных вод537,1 КБ

Гибридная ядерная энергетика

Гибридная ядерная энергетика

Натали Буркхард


14 марта 2015 г.

Представлено в качестве курсовой работы для Ph341, Стэнфордский университет, зима 2015 г.

Потребность в энергии

Людям нужна энергия, и текущие потребности в более чистых энергии, чтобы компенсировать и, в конечном счете, избежать выбросов парниковых газов. Ядерный деление часто описывается как бедное нейтронами, но богатое энергией. Деление имеет продемонстрированная способность производить энергию без парниковых газов, но это процесс производит большой поток радиоактивных ядерных отходов, которые включает потенциально бомбовый плутоний. [1] Между тем, синтез часто описывается как богатая нейтронами, но бедная по мощности: хотя термоядерный синтез теоретическая способность генерировать большое количество чистой энергии, это не в настоящее время является экономически выгодным источником энергии. [1] Однако, используя избыток нейтронов в реакциях синтеза, чтобы вызвать реакцию деления в окружающий делящийся бланкет, комбинированный гибридный синтез-деление процесс (гибридная ядерная энергетика) может значительно умножить произведенную энергию и уменьшить объем отходов и радиоактивность. [1,2]

Объединение процессов синтеза и деления

Концепция гибридного синтеза-деления была впервые введен в 1950-х годах и повторно введен лауреатом Нобелевской премии Гансом Бете в конце 1970-х гг. [1,2] Гибридный ядерный топливный цикл имеет три основных компоненты: дейтерий, тритий и делящийся бланкет. Когда дейтерий и тритий подвергаются слиянию, альфа-частице и быстрой образуются нейтроны. [2] Затем нейтрон с энергией 14 МэВ вылетает из плазмы и захватывается делящимся бланкетом, создавая несколько делящихся ядер от воспроизводящих, и позволяет гибридному реактору быть чистый источник топлива. [2] Сам бланкет может быть делящимся (например, уран, торий) или плодородным (фертильный материал может быть преобразован в делящийся материал нейтронной бомбардировкой). [2] Плодородные одеяла в настоящее время средства активной утилизации демилитаризованных запасов расщепляющееся или коммерческое ядерное топливо и потоки отходов, включая отработавшее ядерное топливо, обогащенные делящиеся материалы и обедненный уран. Этот процесс не требует обогащения или переработки, которые являются связанных с производством ядерного оружия. [2] Для более подробного описание процессов синтеза, деления и синтеза-деления, пожалуйста обратитесь к Кейтс-Харбек. [3]

Преимущества гибридных реакторов

Гибридные реакторы считаются безопасными по своей природе потому что они позволяют эксплуатировать бланкет деления в подкритическом во всех условиях и, вероятно, будет менее восприимчивым к нестабильности. [1] Реакция деления управляется нейтронами, образующимися в результате синтеза. события воспламенения, поэтому, если процесс синтеза остановлен или нарушен, деление прекращается почти мгновенно — цепная реакция физически невозможно, потому что реакции синтеза и деления разделены. [1] Хотя необходимое термоядерное оборудование повышает первоначальную стоимость реактор, термоядерный гибрид имеет низкий расход топлива и объем отходов, что снижает долгосрочную стоимость топливных циклов. Он также обеспечивает способ увеличить имеющиеся запасы урана и тория, потому что термоядерный реактор может использовать свои изотопы в изобилии, в отличие от чистого термоядерного реакторы, которые могут использовать только определенные изотопы, которые встречаются гораздо реже. [2]

Проблемы реализации

К сожалению, несмотря на блестящие теоретические По оценке, гибридных реакторов синтеза-деления в настоящее время не существует. На практике технология сложна в реализации, и ранние попытки требовалось «воссоздать условия, вызывающие реакцию на Солнце». [1] Таким образом, хотя они могут иметь долгосрочные преимущества, сложность и стоимость создания гибридного реактора оказалась грозное препятствие. [4] Строительство ядерного реактора внутри термоядерного реактор представляет собой огромную инженерную задачу. Как технология в сдерживание плазмы продвинулось вперед по сравнению с недавним, люди стали более оптимистично настроены в отношении гибридной мощности, но многие из проблем, которые все еще чума гибридного синтеза-деления заключается в разработке обязательно больших, дорогая, мощная техника. [1] Типичные стратегии включают отлов плазма с интенсивным магнитным полем внутри токамака, хотя как 2009 г., самая долгоживущая реакция синтеза длилась всего несколько секунд. [1] Тем не менее, существует множество текущих исследований для решения проблем. присущих реализации гибридного синтеза-деления, потому что чистый термоядерная энергия еще сложнее, захоронение ядерных отходов является насущная проблема, и выбросы парниковых газов должны быть сокращены. [1] Несколько голосов даже оспаривают идею о том, что гибридные реакторы действительно, быть безопаснее вариантов ядерной энергетики. Несмотря на физ. невозможности аварий с возникновением критичности, большая опасность кроется в других несчастных случаев, таких как невозможность подачи достаточного количества охлаждающей воды в активная зона после остановки реактора. [4] Гибридная мощность не получила широкого распространения. считается достаточно убедительным, чтобы пройти такой дорогостоящий проект с вероятными применениями, ограниченными удалением ядерных отходов, в то время как более масштабные усилия сосредоточены на чисто термоядерных реакторах.