В последнее время в интернете широко обсуждается публикация «Физики разработали гибридный #реактор на основе плазменной открытой ловушки». По существу, описанная концепция мало чем отличается от аналогичных предыдущих предложений создания гибридного термоядерного реактора. Суть всех подобных предложений состоит в следующем. К обычному ядерному реактору надо «прилепить» небольшой независимый источник нейтронов, например, ADS источник нейтронов (источник нейтронов на основе ускорителя заряженных частиц), #термоядерный источник (небольшой токамак) и т.д. В окружающем источник нейтронов бланкете происходит обычная ядерная реакция, которая умножает нейтроны источника за счет деления тяжелых ядер. Более 95% нейтронов получается за счет реакции деления. Преимущества такой системы заключается в том, что сам ядерный реактор подкритичен, и авария, связанная с разгоном на мгновенных нейтронах, практически исключена. К сожалению, это только одна сторона вопроса безопасности. Поскольку вся энергия нарабатывается в бланкете такого реактора, то и осколки деления будут находиться там же. Авария, связанная с потерей охлаждения бланкета, по-прежнему остается актуальной. При потере охлаждения блакета остаточное энерговыделение расплавит все конструкции бланкета и радиоактивные изотопы будут высвобождены из герметичных твэлов. Такой тип аварии наиболее опасен для ядерных реакторов. Привлечение в данное предложение тория - это дань моде, такой гибридный реактор лучше бы работал с ураном.
Гораздо менее раскрученное предложение Велихова Е.П. существенно отличается от изложенного выше. В нем предлагается использовать именно термоядерные нейтроны для производства U-233 из Th-232 и максимально подавить деление в бланкете. В этом случае размножение нейтронов в бланкете будет происходить не за счет реакции деления тяжелых ядер с образованием радиоактивных осколков, а за счет реакции испарения на Th-232 (реакции (n,2n), (n,3n)). Размноженные нейтроны будут захвачены Th-232 и превратятся в U-233. Для дальнейшего использования в тепловых реакторах для выработки электроэнергии полученный U-233 надо будет отделить от #тория. Таким образом, термоядерный реактор используется только для наработки ядерного топлива, а не для производства энергии. За счет разделения функций наработки топлива и производства энергии высвобождаемая #радиоактивность в процессе переработки топлива из бланкета термоядерного реактора более чем в сто раз меньше по сравнению с переработкой #ОЯТ ядерных реакторов. Термоядерный реактор произведет так много топлива, что перерабатывать ОЯТ тепловых реакторов не потребуется.
Нейтронная мощность ловушки мала, и она не может произвести достаточного количества термоядерных нейтронов, чтобы использовать ее в контексте предложения Е.П. Велихова, и не заниматься размножением нейтронов в бланкете за счет реакции деления.
http://www.atomic-energy.ru/news/2019/09/17/97402