Как ядерные отходы могут стать топливом для термоядерной энергетики

2025-08-19 19:00:00

Сотрудники Национальной лаборатории в Лос-Аламосе (США, штат Нью-Мексико) представили результаты компьютерного моделирования, демонстрирующего потенциальную возможность переработки радиоактивных ядерных отходов для целей наработки трития — изотопа водорода, выступающего в качестве топлива для реакций ядерного синтеза.

Полученные результаты будут доложены на осенней конференции Американского химического общества в 2025 году.

Ядерный синтез, использующий в качестве топливной композиции изотопы дейтерия и трития, выступает как один из наиболее перспективных методов генерации энергии, что обусловлено, главным образом, более низкими требованиями к энергетическим затратам для "зажигания" и поддержания реакции по сравнению с другими видами топлива. Так, для осуществления реакций дейтерий-дейтериевого цикла требуются более высокие температурные режимы, а сама реакция характеризуется меньшей скоростью.

Однако, ввиду редкости и высокой стоимости трития, для обеспечения устойчивой генерации термоядерной энергии потребуется разработка технологий его воспроизводства («бридинга»). Современные мировые запасы трития, основным источником которого являются тяжеловодные реакторы канадского типа CANDU, оцениваются приблизительно в 25 килограммов; стоимость одного килограмма составляет порядка 33 млн долларов США. Производство трития в реакторах CANDU происходит в качестве побочного продукта в результате взаимодействия нейтронов с тяжелой водой (оксидом дейтерия), которая используется в контуре одновременно в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя. Согласно данным, опубликованным на портале ScienceDirect.com, ежегодный выход трития в типичном реакторе данного типа составляет приблизительно 130 граммов.

Отсутствие надёжного и непрерывного источника трития делает невозможным масштабирование коммерческих термоядерных электростанций. Расчётное ежегодное потребление термоядерного реактора мощностью 1000 МВт превышает 55 кг трития, что на порядки превосходит современные объёмы его глобального производства. Предложение исследователей заключается в применении систем на основе ускорителя заряженных частиц, когда пучок частиц бомбардирует облучённое ядерное топливо. В результате ядерных реакций образуются нейтроны, которые впоследствии могут быть захвачены для наработки трития в ходе последовательности ядерных превращений.

Результаты численного моделирования указывают на то, что система тепловой мощностью 1000 МВт потенциально способна обеспечивать годовую наработку порядка 2 кг трития, что является величиной, сопоставимой с совокупным годовым выходом данного изотопа на всех реакторах канадского парка. Ключевым преимуществом предлагаемой системы является высокая эффективность процесса генерации трития. Согласно полученным оценкам, проектируемая установка способна производить более чем в десять раз больше трития по сравнению с термоядерным реактором аналогичной тепловой мощности.