Создание и испытание термоядерного компонента гибридного ядерно-термоядерного реактора осуществили специалисты Томского политехнического университета (ТПУ) совместно с другими российскими учеными. Результаты работы опубликованы 1 декабря 2020 года в журнале Nuclear Engineering and Technology.

Гибридная система синтез-деление состоит из активной зоны (бланкета) и внешнего источника нейтронов, в качестве которого выступает термоядерный модуль. Выделение энергии происходит в активной зоне за счет управляемой цепной реакции деления. Отличием от классических ядерных реакторов является то, что поддержание критического режима осуществляется не за счет регулирования поглощения нейтронов, а за счет управления интенсивностью поступления нейтронов в активную зону от внешнего источника.

Сама по себе активная зона находится в подкритическом режиме, когда в отсутствие внешнего источника цепная реакция быстро затухает. В качестве внешнего источника выступает газодинамическая магнитная ловушка, в которой дейтерий и тритий удерживаются в состоянии высокотемпературной плазмы. В процессе термоядерной реакции образуется гелий и нейтроны. В свою очередь, образующиеся нейтроны обеспечивают критический режим активной зоны.

«В плазме ионы дейтерия и трития, сталкиваясь друг с другом, объединяются в ядра гелия с выделением высокоэнергетических нейтронов. Те поступают из вакуумной камеры в бланкет в импульсном режиме, поддерживая деление тяжелых ядер, которое и дает основную энергию. Ключевое отличие гибридной системы в том, что ядерный материал находится не в строго критическом состоянии, как в традиционном реакторе, а в состоянии, близком к критическому, что исключает возможность развития неконтролируемой цепной реакции», — сообщил доцент отделения ядерно-топливного цикла ТПУ Сергей Беденко.

Теплоотвод в реакторе осуществляется гелиевым теплоносителем. Предполагаемые параметры реактора позволяют его использовать не только для получения электроэнергии, но и для выделения водорода.

Разрабатываемый гибридный реактор должен иметь компактные размеры и мощность около 60-100 МВт. Одна загрузка топлива должна обеспечивать его беспрерывную работу в течение 8 лет. Разработчики видят его потенциал в обеспечении электроэнергией и теплом отдаленных труднодоступных районов, а также в получении водородного топлива.

Напомним, концепция гибридного реактора была предложена в 2019 году. Ее авторами является коллектив ученых Томского политехнического университета, Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е. И. Забабахина и Института ядерной физики имени Г. И. Будкера Сибирского отделения РАН.