И термоядерной энергетики

Как было показано выше, тип реактора является определяющим для любой ядерной энергетической установки. Исходя из перспектив глобального преобразования мировой энергетики, наиболее перспективными можно считать, пожалуй, пять основных известных в настоящее время науке типов реакторов [2, 4].

1. Высокотемпературный энергетический ядерный реактор на газообразном топливе (ГФЯР), являющийся реактором на тепловых нейтронах, в котором делящееся вещество в составе газообразного гексафторида урана или в виде испаренного металлического урана расположено в центральной зоне полости (цилиндрической или сферической), образованной твердым замедлителем–отражателем нейтронов (Be, ВеО, С или их комбинацией).

Перспективность ГФЯР связана со следующим: возможность получения большой мощности; коэффициент воспроизводства, превышающий единицу; высокая температура нагрева рабочей среды (более 10000 °К); малая критическая масса (десятки килограммов делящегося вещества); возможность циркуляции делящегося вещества и его очистка в системе циркуляции.

Из этого следует: высокая эффективность использования горючего; минимальные затраты на топливный цикл; повышенная безопасность; высокая экономичность; широкий диапазон использования.

2. Вихревые ядерные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах. Вихревой реактор состоит из вихревой камеры, внутри которой в процессе вихревого движения введенного тангенциально теплоносителя образуется устойчивый центробежный кипящий слой мелкодисперсного твердого и жидкого ядерного топлива. Благодаря целому ряду положительных свойств этого слоя энергетический вихревой ядерный реактор обладает некоторыми преимуществами по сравнению с реакторами с фиксированными активными зонами. С помощью этого типа реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства на быстрых нейтронах можно коренным образом изменить структуру топливного баланса и создать возможность практически неограниченного развития ядерной энергетики, поскольку преодолевается кризис ресурсов природного урана в будущем.

3. Электроядерный бридинг. Сущность заключается в использовании мощного пучка заряженных частиц (протонов) высокой энергии, получаемого с помощью ускорителя, для бомбардировки мишеней из бериллия, тория, урана. В результате возникают мощные источники нейтронов, которые можно использовать для переработки уранового и ториевого сырья в делящиеся материалы, т.е. для производства ядерного топлива.

4. Пароводяной реактор–размножитель на быстрых нейтронах (БПВР). Реактор аналогичен ВВЭР.

5. Энергетический термоядерный реактор (ТОКОМАК). Существует пока в виде исследовательской установки, на которой отрабатываются лишь основные принципы термоядерного синтеза. Практическая реализация управляемой термоядерной реакции сопряжена в настоящее время с рядом физических и технических трудностей.

Основная трудность физического характера сопряжена с неустойчивостью плазмы, помещенной в магнитную ловушку.

Трудности технического характера (наличие примесей с большими порядковыми номерами) приводят к возрастанию энергетических потерь из плазмы.

Решение этих проблем необходимо проанализировать возможность осуществления термоядерного синтеза, при котором отношение выходной энергии реакции синтеза к энергии, затраченной на создание, нагрев и удержание плазмы, по крайней мере, равно единице. Это может потребовать создания экспериментальной термоядерной электростанции.