Почему нынешние термоядерные реакторы не смогут давать чистую энергию, а по экологии ощутимо хуже в сравнении с обычными АЭС.
Энергоблок мощностью на 1ГВт будет потреблять в год порядка ста килограмм трития. А в мире за год производится трития лишь несколько килограмм и это не масштабируется. Для сравнения, сейчас на планете более 400 энергоблоков обычных АЭС, в сумме вырабатывающих более 400ГВт электричества. Заменить даже малую толику обычных ядерных АЭС термоядерными реакторами не получится.
Практически вся энергия выделяющаяся в термоядерном реакторе улетает в виде очень быстро двигающихся нейтронов. Отбирать эту энергию у нейтронов практически не реально. Если же тормозить настолько быстрые нейтроны в каком-то материале, то очень быстро этот материал сам становится радиоактивен и теряет свою механическую прочность разрушаясь в потоке быстрых нейтронов. Потому этот материал надо часто менять и куда-то девать, но перерабатывать такое никто не умеет, придётся захоранивать на очень долгие времена изрядные объёмы нескончаемого потока таких вот ядерных отходов.
Другой типа реакции слияния, безнейтронные, в термоядерных реакторах делать ещё не научились, даже в лабораторных условиях даже на экспериментальных установках. Слишком уж там мощные требования по ряду параметров, которые до сих пор не достижимы для нашей цивилизации.
Зачем вообще тогда занимаются термоядерными реакторами?
Во-первых, не ради энергетики, а чтобы научиться обращаться с плазмой во всяких режимах эксплуатации. Авось это пригодится где-нибудь и как-нибудь.
Во-вторых, можно тормозить поток нейтронов обложив термоядерный реактор 238-м ураном, это который обеднённый. Тогда в нём начнёт образовываться плутоний (сразу несколько изотопов), конкретно 239-й плутоний можно будет отделить и пустить на фабрикацию МОКС-топлива. Того самого, которое можно загружать в реакторы обычных АЭС, замещая до 30-40% обычного уранового топлива. В некоторых ядерных реакторах можно даже до 60% топливных сборок замещать МОКС-топливом.
В результате, при использовании современных термоядерных реакторов в энергетических целях, получается некий аналог топливного цикла с российским бридером БН-800.
В реакторах на быстрых нейтронах используются бланкеты с 238-м ураном и поглощающие поток быстрых нейтронов ради наработки в них плутония. Этот образовавшийся плутоний потом из бланкетов выделяют и отправляют на фабрикацию топлива.
Для чего ещё могут быть полезны термоядерные реакторы? За счёт них можно дожигать ядерные отходы извлекаемые из ядерного топлива обычных АЭС. Тем самым изрядно сократить требования к срокам хранения ядерных отходов. Это опять же аналогично тому, как планируют использоваться реакторы на быстрых нейтронах (тот же БН-800 и планируемый БН-1200).
Ядерное топливо с обычных АЭС выгорает лишь на три-пять процентов и логично пускать в энергетический оборот оставшееся. Продукты распада выгоревшей части являются минорными актиноидами и осколками от деления. Именно из-за минорных актиноидов отходы из облучённого ядерного топлива приходится хранить тысячи лет. Если минорные актиноиды дожигать в потоке быстрых нейтронов, то срок хранения ядерных отходов снижается до хранения в несколько сотен лет (определяясь уже временем распадом осколков деления).
#
энергетика #
атом #
термояд #
lang_ru@
Россия @
ru
