Термоядерный синтез обещает практически неисчерпаемый источник энергии с минимальным образованием долгоживущих радиоактивных отходов. Однако на пути к коммерческому синтезу стоит серьёзное ресурсное ограничение: нехватка трития — одного из двух видов топлива для наиболее освоенной схемы реакций, дейтерий-тритиевой (D–T).
В сентябре 2025 года Терренс Тарновски, физик из Национальной лаборатории Лос-Аламоса (США), представил на конференции Американского химического общества результаты моделирования нового подхода: ускорительно-управляемой подкритической системы с расплавленной литиевой солью, которая производит тритий из отработавшего ядерного топлива. Речь идёт о концепции, детально проработанной на основе компьютерных симуляций, а не о построенной установке.
Почему тритий является узким местом
Тритий — радиоактивный изотоп водорода с периодом полураспада около 12,3 года. Он встречается в природе в ничтожных количествах, а основным источником его производства сегодня служат ядерные реакторы на тяжёлой воде — в частности, канадские CANDU. Тарновски оценивает всё количество трития, существующее на планете, примерно в 25 кг, причём большая его часть недоступна для коммерческого использования.
Между тем расчёты показывают: один коммерческий термоядерный энергетический блок мощностью 2 гигаватта будет потреблять около 112 кг трития в год. При таком соотношении дефицит трития станет критическим ограничением при масштабировании термоядерной энергетики, даже если все технические проблемы самой реакции будут решены. Именно поэтому поиск альтернативных путей производства трития считается стратегически важным.
Как работает предложенная концепция
Концепция Тарновского строится на принципе, который в ядерной физике называют ускорительно-управляемой системой (ADS). Её ключевое отличие от обычного реактора — отсутствие самоподдерживающейся цепной реакции: система работает только при наличии внешнего источника нейтронов. Этим источником служит пучок протонов, разогнанных ускорителем частиц.
Схема выглядит следующим образом. Протонный пучок направляется на мишень внутри реактора, вызывая реакцию спалляции — расщепление тяжёлых ядер с выбросом нейтронов. Эти нейтроны попадают в расплавленную литиевую соль, окружающую отработавшее ядерное топливо. Литий захватывает нейтроны и превращается в тритий по реакции: ⁶Li + n → ⁴He + ³H. Отработавшее ядерное топливо при этом выполняет роль делящегося материала, усиливающего нейтронное поле внутри системы.
Ускорительная схема позволяет управлять мощностью подкритической системы, изменяя ток пучка: после отключения внешнего источника нейтронов цепная реакция быстро затухает. Это потенциальное преимущество, но оно не отменяет остаточного тепловыделения, обращения с радиоактивными материалами и других требований ядерной безопасности.
Расплавленная соль одновременно выполняет несколько функций: служит теплоносителем, замедляет нейтроны до оптимального диапазона, а также делает содержащийся в ней радиоактивный материал физически труднодоступным для несанкционированного извлечения, что улучшает режим нераспространения.
Чем это отличается от прямого «сжигания» отходов в реакторе
Важно понимать границы концепции. Предложенная система не является реактором на быстрых нейтронах, который «сжигает» актиниды из отработавшего топлива, существенно сокращая их количество. Основная задача системы Тарновского — производство трития, а не трансмутация отходов. Отработавшее топливо здесь служит нейтронным усилителем, а не основным объектом переработки.
Это уточнение принципиально: концепцию нельзя позиционировать как полное решение проблемы ядерных отходов. Объём радиоактивного материала в хранилищах она не сократит в сколько-нибудь значимой мере. Что она делает — так это превращает часть существующих отходов в ресурс для производства ценного вещества вместо их хранения в чистом виде.
Нерешённые проблемы и ограничения
Работа Тарновского основана на моделировании. Построенной и испытанной установки такого типа не существует, и путь от расчётной модели до работающего объекта потребует решения многочисленных инженерных задач.
Материалы. Протонный пучок высокой мощности, нейтронный поток и расплавленная радиоактивная соль при высоких температурах создают экстремальные условия для конструкционных материалов. Ни один из известных материалов не обладает одновременно нужной коррозионной стойкостью, радиационной стойкостью и механической прочностью при таких условиях — эта проблема остаётся нерешённой.
Химическая переработка. Тритий нужно непрерывно извлекать из расплава — это требует разработки надёжных методов газовой и химической сепарации в радиационно-активной среде.
Радиационная безопасность. Работа с отработавшим ядерным топливом в жидкой форме создаёт специфические задачи защиты персонала и окружающей среды.
Энергетический баланс. Ускоритель потребляет значительную электроэнергию. Стоит ли энергетическая стоимость производства трития того количества энергии, которое он может дать в термоядерной реакции, — вопрос, требующий детальных расчётов для конкретных конфигураций системы.
Стоимость. Тарновски специально указывает на необходимость оценки экономики производства: при каком масштабе и при какой стоимости электроэнергии для ускорителя схема становится коммерчески конкурентоспособной по сравнению с производством трития в традиционных реакторах.
Регулирование. Ускорительно-управляемые системы с расплавленной солью остаются за рамками существующего лицензионного законодательства большинства стран — разработка нормативной базы потребует времени.
Место концепции в энергетическом контексте
Будущие D–T-реакторы предполагают воспроизводство трития в бланкете, однако замкнутый топливный цикл ещё не продемонстрирован на коммерческой установке. Для запуска и резервного снабжения первых систем всё равно потребуется внешний запас. Концепция из Лос-Аламоса рассматривается как один из возможных источников, а не как готовое решение.
Термоядерный синтез не является безотходным источником энергии: помимо трития, реактор производит высокоэнергетические нейтроны, активирующие конструкционные материалы. Объём и долговременность таких отходов существенно меньше, чем у делящихся материалов из обычных реакторов, однако утверждать об абсолютной экологической чистоте синтеза некорректно.
В МАГАТЭ ускорительно-управляемые подкритические системы рассматриваются как перспективное направление для переработки отходов и производства топлива — не как готовые технологии, а как область, требующая дальнейших исследований и демонстрационных установок. Работа группы Тарновского — вклад именно в этот этап: понять, какая конфигурация системы обеспечивает наилучшее сочетание эффективности и стоимости, прежде чем вкладывать ресурсы в строительство.
Читайте также: Хранилище ядерных отходов будет на постоянной основе функционировать в Финляндии