«На начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создается относительно холодная плазма, количество которой поддерживается дополнительной подпиткой газом из атомов тяжелого водорода — дейтерия. Инжекция в такую плазму нейтральных пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития, а также поддержание необходимой температуры. Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия, при этом происходит выделение высокоэнергетических нейтронов. Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры, где магнитным полем удерживается плазма, и поступая в область с ядерным топливом, после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжёлых ядер, которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии», — отметил главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН, доктор физико-математических наук, профессор Андрей Аржанников.
Основным преимуществом гибридного ядерно-термоядерного реактора является одновременное использование реакции деления тяжелых ядер и синтеза лёгких, что позволяет свести к минимуму недостатки при использовании этих ядерных реакций порознь. Кроме того, такие реакторы снижают уровень требований к качеству плазмы и позволяют заменить до 95% делящегося урана на торий, который не способен к саморазгону. При этом гибридные реакторы отличаются относительно компактными размерами при высокой мощности и небольшим количеством радиоактивных отходов.
Сейчас специалисты Российского Федерального Ядерного Центра — Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е.И. Забабахина; Национального исследовательского Томского политехнического университета и Института ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН планируют на реакторной площадке собрать испытательный стенд из ториевой топливной сборки и нейтронного источника. Теоретические результаты своей работы они представили в научной публикации в журнале Plasma and Fusion Research.