гибридный термоядерный реактор

ГИБРИДНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР - разрабатываемая разновидность термоядерного реактора, в к-ром для выработки энергии будут использоваться не только реакции синтеза лёгких ядер (обычно дейтерия и трития), но и реакции деления. Бланкет Г. т. р. состоит из двух зон. В 1-й зоне - делящиеся в-ва (уран или торий), во 2-й зоне - литийсодержащие вещества для воспроизводства сгоревшего в плазме трития.

Термоядерные нейтроны, рождающиеся в плазме с энергией 14,1 МэВ, проникают через первую стенку в бланкет с делящимися веществами. При помещении в эту зону ²³⁸U нейтроны поглощаются в нём с образованием ⁸³⁹Pu; если в эту зону поместить ²³²Th, то образуется ²³³U. Одновременно в бланкете выделяется энергия, примерно равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в Г. т. р. можно получать примерно в 6 раз больше энергии, чем в "чистом", при прочих равных условиях.

Вследствие многократного увеличения термоядерной мощности урановым бланкетом для Г. т. р. не обязательно достижение самоподдерживающейся термоядерной реакции в плазме и возможно уменьшение нейтронной нагрузки на первую стенку реактора по сравнению с "чистым" термоядерным реактором. В результате упрощается решение многих проблем конструкции Г. т. р.

Лит.: Велихов Е. П. и др.. Гибридный термоядерный реактор токамак для производства делящегося топлива и электроэнергии, "Атом. энергия", 1978, т. 45, в. 1, с. 3; Пистунович В. И., Шаталов Г. E., Термоядерный реактор на основе токамака, в кн.: Итоги науки и техники. Сер. Физика плазмы, т. 2, M., 1981. В. И. Пистунович.

   <<      Предметный указатель      >>