Як збудувати термоядерний реактор. Термоядерні електростанції

«Lockheed Martin розпочала розробку компактного термоядерного реактора… На сайті фірми йдеться про будівництво першого дослідного зразка вже за рік. Якщо це виявиться правдою, через рік ми житимемо в зовсім іншому світі», - це початок однієї з «Горища». З часу її публікації минуло три роки, і світ відтоді не так сильно змінився.

Сьогодні у реакторах атомних електростанцій енергія виробляється за рахунок розпаду важких ядер. У термоядерних реакторах енергія виходить у ході процесу злиття ядер, при якому утворюються ядра меншої маси, ніж сума вихідних, а «залишок» йде у вигляді енергії. Відходи ядерних реакторів радіоактивні, їхнє безпечне поховання - це великий головний біль. Термоядерні реактори такого недоліку позбавлені, а також використовують широко доступне паливо, як водень.

У них є лише одна велика проблема – промислових зразків ще не існує. Завдання непросте: для термоядерних реакцій потрібно стиснути паливо та нагріти до сотень мільйонів градусів – гаряче, ніж на поверхні Сонця (де термоядерні реакції відбуваються природним шляхом). Досягти такої високої температури складно, але можна, тільки споживає такий реактор енергії більше, ніж виробляє.

Однак потенційних переваг у них все одно так багато, що розробкою займається, звичайно ж, не тільки Lockheed Martin.

ITER

ITER - найбільший проект у цій галузі. У ньому беруть участь Євросоюз, Індія, Китай, Корея, Росія, США та Японія, а сам реактор будується на території Франції з 2007 року, хоча його історія йде набагато глибше у минуле: про його створення домовлялися ще Рейган із Горбачовим у 1985-му. Реактор є тороїдальною камерою, «бублик», в якій плазму утримують магнітні поля, тому і називається токамак - тороїдальна каміра з магнітними доатушками. Енергію реактор вироблятиме за рахунок злиття ізотопів водню - дейтерію та тритію.

Планується, що ITER отримуватиме енергії в 10 разів більше, ніж споживати, проте це буде не скоро. Спочатку планувалося, що в експериментальному режимі реактор почне працювати в 2020 році, проте потім цей термін перенесли на 2025 рік. При цьому промислове виробництво енергії почнеться не раніше 2060 року, а чекати на поширення цієї технології можна лише десь наприкінці XXI століття.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X – найбільший термоядерний реактор типу стеллатор. Стеларатор вирішує проблему, яка переслідує токамаки, - «розповзання» плазми із центру тора до його стінок. Те, з чим токамак намагається впоратися за рахунок потужності магнітного поля, стеларатор вирішує за рахунок своєї складної форми: магнітне поле, що утримує плазму, згинається, щоб припинити наміри заряджених частинок.

Wendelstein 7-X, як сподіваються його творці, у 21-му році зможе пропрацювати півгодини, що дасть «квиток у життя» ідеї термоядерних станцій подібної конструкції.

National Ignition Facility

Ще один тип реакторів використовує для стиснення та розігріву палива потужні лазери. На жаль, найбільша лазерна установка для отримання термоядерної енергії, американська NIF, не змогла видати енергії більше, ніж споживає.

Які з усіх цих проектів справді злетять, а кого спіткає доля NIF, передбачити складно. Залишається чекати, сподіватися та стежити за новинами: 2020-ті обіцяють стати цікавим часом для ядерної енергетики.

«Ядерні технології» – один із профілів Олімпіади НТІ для школярів.

Людство поступово підходить до межі незворотного виснаження вуглеводневих ресурсів Землі. Ми майже два століття видобуваємо з надр планети нафту, газ та вугілля, і вже зрозуміло, що їхні запаси виснажуються з величезною швидкістю. Провідні країни світу давно замислилися над створенням нового джерела енергії, екологічно чистого, безпечного з погляду експлуатації, з колосальними паливними запасами.

Термоядерний реактор

Сьогодні багато говорять про використання так званих альтернативних видів енергії – відновлюваних джерел у вигляді фотовольтаїки, вітроенергетики та гідроенергетики. Вочевидь, що з своїх властивостей дані напрями можуть лише ролі допоміжних джерел енергопостачання.

Як довгострокову перспективу людства можна розглядати лише енергетику на основі ядерних реакцій.

З одного боку, інтерес до будівництва ядерних реакторів на своїй території виявляє дедалі більше держав. Але все ж таки нагальною проблемою для ядерної енергетики є переробка та поховання радіоактивних відходів, а це позначається на економічних та екологічних показниках. Ще в середині XX століття провідні світові вчені-фізики у пошуках нових видів енергії звернулися до джерела життя на Землі – Сонцю, у надрах якого за температури близько 20 мільйонів градусів протікають реакції синтезу (злиття) легких елементів з виділенням колосальної енергії.

Найкраще із завданням розробки установки для реалізації ядерних реакцій синтезу в земних умовах впоралися вітчизняні фахівці. Знання та досвід у галузі керованого термоядерного синтезу (УТС), отримані в Росії, лягли в основу проекту, що є без перебільшення енергетичною надією людства – Міжнародного експериментального термоядерного реактора (ІТЕР, ITER), який зводиться у Кадараш (Франція).

Історія термоядерного синтезу

Перші термоядерні дослідження розпочалися у країнах, які працювали над своєю атомною оборонною програмою. Це не дивно, адже на зорі атомної ери головною метою появи реакторів з дейтерієвою плазмою було дослідження фізичних процесів у гарячій плазмі, знання яких було необхідне навіть для створення термоядерної зброї. Згідно з розсекреченими даними, СРСР і США практично одночасно розпочали у 1950-х роках. роботи з УТС. Але, в той же час, є історичні свідчення, що ще в 1932 р. старий революціонер і близький друг вождя світового пролетаріату Микола Бухарін, котрий обіймав у той час посаду голови комітету ВРНГ і стежив за розвитком радянської науки, пропонував розгорнути в країні проект дослідження контрольованих. термоядерні реакції.

Історія радянського термоядерного проекту не обійшлася без кумедного факту. Майбутнього знаменитого академіка та творця водневої бомби Андрія Дмитровича Сахарова наштовхнуло на ідею магнітної термоізоляції високотемпературної плазми листа солдата радянської армії. У 1950 р. сержант Олег Лаврентьєв, який служив на Сахаліні, направив до Центрального комітету Всесоюзної комуністичної партії листа, в якому запропонував використовувати у водневій бомбі дейтерид літію-6 замість зрідженого дейтерію і тритію, а також створити систему з електростатичним утриманням гарячої плазми для здійснення керованого термоя . Лист потрапив на відгук до тоді ще молодого вченого Андрія Сахарова, який у своєму відгуку написав, що «вважає за необхідне детальне обговорення проекту товариша Лаврентьєва».

Вже до жовтня 1950 р. Андрій Сахаров та його колега Ігор Тамм зробили перші оцінки магнітного термоядерного реактора (МТР). Перша тороїдальна установка з сильним поздовжнім магнітним полем, заснована на ідеях І. Тамма та А. Сахарова, була побудована в 1955 р. в Липан. Її назвали ТМП – тор із магнітним полем. Наступні установки вже називалися ТОКАМАК, по комбінації початкових складів у словосполученні «Тороїдальна камера Магнітна Котушка». У своєму класичному варіанті токамак - це тороїдальна камера у вигляді бублика, вміщена в тороїдальне магнітне поле. З 1955 по 1966 р. у Курчатівському інституті було збудовано 8 таких установок, на яких проводилася маса різних досліджень. Якщо до 1969 р. поза СРСР було побудовано токамак лише у Австралії, то наступні роки їх звели у 29 країнах, включаючи США, Японію, країни Європи, Індію, Китай, Канаду, Лівію, Єгипет. Загалом у світі до теперішнього часу було побудовано близько 300 токамаків, у тому числі 31 у СРСР та Росії, 30 у США, 32 у Європі та 27 у Японії. Фактично три країни – СРСР, Великобританія та США вели негласне змагання, хто першим зуміє приборкати плазму та фактично розпочати виробництво енергії «з води».

Найважливішим плюсом термоядерного реактора є зниження радіаційної біологічної небезпеки приблизно в тисячу разів у порівнянні з усіма сучасними атомними енергореакторами.

Термоядерний реактор не викидає СО2 і не напрацьовує важкі радіоактивні відходи. Цей реактор можна ставити будь-де, в будь-якому місці.

Крок довжиною півстоліття

У 1985 р. академік Євген Велихов від імені СРСР запропонував вченим Європи, США та Японії разом створити термоядерний реактор, і вже у 1986 р. у Женеві було досягнуто згоди про проектування установки, що отримала надалі ім'я ІТЕР. У 1992 р. партнери підписали чотиристоронню угоду щодо розробки інженерного проекту реактора. Перший етап будівництва за планом має завершитись до 2020 р., коли заплановано отримати першу плазму. У 2011 р. на майданчику ІТЕР розпочалося реальне будівництво.

Схема ИТЕРа повторює класичний російський токамак, розроблений ще 1960-х гг. Планується, що на першому етапі реактор працюватиме в імпульсному режимі за потужності термоядерних реакцій 400–500 МВт, на другому етапі відпрацьовуватиметься режим безперервної роботи реактора, а також система відтворення тритію.

Реактор ІТЕР не дарма називають енергетичним майбутнім людства. По-перше, це найбільший світовий науковий проект, адже на території Франції його будують практично всім світом: беруть участь ЄС+Швейцарія, Китай, Індія, Японія, Південна Корея, Росія та США. Угода про спорудження установки була підписана в 2006 р. Країни Європи вносять близько 50% обсягу фінансування проекту, на частку Росії припадає приблизно 10% загальної суми, які будуть інвестовані у формі високотехнологічного обладнання. Але найголовніший внесок Росії – сама технологія токамака, що лягла в основу реактора ІТЕР.

По-друге, це буде перша великомасштабна спроба використати для отримання електроенергії термоядерну реакцію, яка відбувається на Сонці. По-третє, ця наукова робота має принести цілком практичні плоди, і до кінця століття світ очікує на появу першого прототипу комерційної термоядерної електростанції.

Вчені припускають, що першу плазму на міжнародному експериментальному термоядерному реакторі вдасться отримати у грудні 2025 року.

Чому такий реактор почали будувати буквально всім світовим науковим співтовариством? Справа в тому, що багато технологій, які планується використовувати при зведенні ІТЕРу, не належать одразу до всіх країн. Не може одна, навіть найрозвиненіша в науково-технічному плані держава мати одразу сотню технологій вищого світового рівня в усіх галузях техніки, що застосовується в такому високотехнологічному та проривному проекті, як термоядерний реактор. Адже ІТЕР – це сотні подібних технологій.

Росія за багатьма технологіями термоядерного синтезу перевищує загальносвітовий рівень. Але, наприклад, і японські атомники також мають унікальні компетенції в цій галузі, цілком застосовні в ІТЕРі.

Тому ще на початку проекту країни-партнери дійшли домовленостей про те, хто і що постачатиме на майданчик, і що це має бути не просто кооперація в інжинірингу, а можливість для кожного з партнерів отримати нові технології від інших учасників, щоб у майбутньому. розвивати їх у себе самостійно.

Андрій Ретінгер, журналіст-міжнародник

Друга половина ХХ століття була періодом бурхливого розвитку ядерної фізики. Стало ясно, що ядерні реакції можна використовуватиме отримання величезної енергії з мізерної кількості палива. Від вибуху першої ядерної бомби до першої АЕС минуло лише дев'ять років, і коли в 1952 році була випробувана воднева бомба, з'явилися прогнози, що вже в 1960-х вступлять в дію термоядерні електростанції. На жаль, ці сподівання не справдилися.

Термоядерні реакції З усіх термоядерних реакцій у найближчій перспективі цікаві лише чотири: дейтерій+дейтерій (продукти – тритій і протон, енергія, що виділяється 4,0 МеВ), дейтерій+дейтерій (гелій-3 і нейтрон, 3,3 МеВ), дейтерій+тритій (гелій-4 та нейтрон, 17,6 МеВ) та дейтерій+гелій-3 (гелій-4 та протон, 18,2 МеВ). Перша та друга реакції йдуть паралельно з рівною ймовірністю. Тритій і гелій-3, що утворюються, «згорають» у третій і четвертій реакціях

Основне джерело енергії для людства нині - спалювання вугілля, нафти та газу. Але їх запаси обмежені, а продукти згоряння забруднюють довкілля. Вугільна електростанція дає більше радіоактивних викидів, ніж АЕС такої потужності! То чому ми досі не перейшли на ядерні джерела енергії? Причин тому багато, але головною з них останнім часом стала радіофобія. Незважаючи на те, що вугільна електростанція навіть при штатній роботі шкодить здоров'ю значно більшої кількості людей, ніж аварійні викиди на АЕС, вона робить це тихо і непомітно для публіки. Аварії ж на АЕС одразу стають головними новинами у ЗМІ, викликаючи загальну паніку (часто абсолютно необґрунтовану). Втім, це зовсім не означає, що ядерна енергетика не має об'єктивних проблем. Чимало клопоту завдають радіоактивні відходи: технології роботи з ними все ще вкрай дорогі, і до ідеальної ситуації, коли всі вони повністю перероблятимуться і використовуватимуться, ще далеко.

З усіх термоядерних реакцій у найближчій перспективі цікаві лише чотири: дейтерій+дейтерій (продукти — тритій і протон, енергія, що виділяється 4,0 МеВ), дейтерій+дейтерій (гелій-3 і нейтрон, 3,3 МеВ), дейтерій+тритій (гелій -4 та нейтрон, 17,6 МеВ) та дейтерій+гелій-3 (гелій-4 та протон, 18,2 МеВ). Перша та друга реакції йдуть паралельно з рівною ймовірністю. Трітій і гелій-3, що утворюються, «згорають» у третій і четвертій реакціях.

Від розподілу до синтезу

Потенційно вирішити ці проблеми дозволяє перехід від реакторів поділу до реакторів синтезу. Якщо типовий реактор розподілу містить десятки тонн радіоактивного палива, яке перетворюється на десятки тонн радіоактивних відходів, що містять найрізноманітніші радіоактивні ізотопи, то реактор синтезу використовує лише сотні грамів, максимум кілограми, одного радіоактивного ізотопу водню — тритію. Крім того, що для реакції потрібна мізерна кількість цього найменш небезпечного радіоактивного ізотопу, його виробництво також планується здійснювати безпосередньо на електростанції, щоб мінімізувати ризики, пов'язані з транспортуванням. Продуктами синтезу є стабільні (не радіоактивні) та нетоксичні водень та гелій. Крім того, на відміну від реакції поділу термоядерна реакція при руйнуванні установки моментально припиняється, не створюючи небезпеки теплового вибуху. То чому ж досі не збудовано жодної діючої термоядерної електростанції? Причина в тому, що з перерахованих переваг неминуче випливають недоліки: створити умови синтезу виявилося набагато складнішим, ніж передбачалося на початку.

Критерій Лоусона

Щоб термоядерна реакція була енергетично вигідною, потрібно забезпечити досить високу температуру термоядерного палива, досить високу його густину та досить малі втрати енергії. Останні чисельно характеризуються так званим «часом утримання», який дорівнює відношенню запасеної в плазмі теплової енергії до потужності втрат енергії (багато хто помилково вважає, що «час утримання» — це час, протягом якого в установці підтримується гаряча плазма, але це не так) . При температурі суміші дейтерію та тритію, що дорівнює 10 кеВ (приблизно 110 000 000 градусів), нам потрібно отримати добуток кількості частинок палива в 1 см 3 (тобто концентрації плазми) на час утримання (у секундах) не менше 10 14 . При цьому неважливо, чи буде у нас плазма з концентрацією 1014 см -3 і часом утримання 1 с, або плазма з концентрацією 10 23 і час утримання 1 нс. Цей критерій називається «критерієм Лоусона».
Крім критерію Лоусона, що відповідає за отримання енергетично вигідної реакції, існує ще критерій запалення плазми, який для дейтерій-тритієвої реакції приблизно втричі більший за критерій Лоусона. "Запалювання" означає, що тієї частки термоядерної енергії, що залишається в плазмі, вистачатиме для підтримки необхідної температури, і додатковий нагрівання плазми більше не буде потрібно.

Z-пінч

Першим пристроєм, у якому планувалося отримати керовану термоядерну реакцію, став так званий Z-пінч. Ця установка в найпростішому випадку складається всього з двох електродів, що знаходяться серед дейтерію (водню-2) або суміші дейтерію і тритію, і високовольтних батареї імпульсних конденсаторів. На перший погляд здається, що вона дозволяє отримати стислу плазму, розігріту до величезної температури: саме те, що потрібне для термоядерної реакції! Однак у житті все виявилося, на жаль, далеко не так райдужно. Плазмовий джгут виявився нестійким: найменший його вигин призводить до посилення магнітного поля з одного боку і послаблення з іншого, сили, що виникають, ще більше збільшують вигин джгута — і вся плазма «вивалюється» на бічну стінку камери. Джгут нестійкий не тільки до вигину, найменше його потоншення призводить до посилення в цій частині магнітного поля, яке ще сильніше стискає плазму, видавлюючи її в об'єм джгута, що залишився, поки джгут не буде остаточно «передавлений». Передавлена ​​частина має великий електричний опір, так що струм обривається, магнітне поле зникає, і вся плазма розсіюється.

Принцип роботи Z-пінчу простий: електричний струм породжує кільцеве магнітне поле, яке взаємодіє з цим струмом і стискає його. Через війну щільність і температура плазми, якою тече струм, зростають.

Стабілізувати плазмовий джгут вдалося, наклавши на нього потужне зовнішнє магнітне поле, паралельне струму, і помістивши в товстий кожух (при переміщенні плазми переміщається і магнітне поле, що індукує в кожусі електричний струм, що прагне повернути плазму на місце). Плазма перестала згинатися і перетискатися, але до термоядерної реакції у скільки-небудь серйозних масштабах все одно було далеко: плазма стосується електродів і віддає їм тепло.

Сучасні роботи в галузі синтезу на Z-пінчі передбачають ще один принцип створення термоядерної плазми: струм протікає через трубку з плазми вольфраму, яка створює потужне рентгенівське випромінювання, що стискає та розігріває капсулу з термоядерним паливом, що знаходиться всередині плазмової трубки, подібно до того, як це відбувається у термоядерній бомбі. Однак ці роботи мають суто дослідницький характер (вивчаються механізми роботи ядерної зброї), а виділення енергії в цьому процесі все ще в мільйони разів менше, ніж споживання.

Чим менше відношення великого радіусу тора токамака (відстань від центру всього тора до центру поперечного перерізу його труби) до малого (радіусу перерізу труби), тим більше може бути тиск плазми при тому ж магнітному полі. Зменшуючи це відношення, вчені перейшли від круглого перерізу плазми та вакуумної камери до D-подібного (у цьому випадку роль малого радіусу виконує половина висоти перерізу). У всіх сучасних токамаків форма перерізу саме така. Граничним випадком став так званий «сферичний токамак». У таких токамаках вакуумна камера та плазма мають майже сферичну форму, за винятком вузького каналу, що з'єднує полюси сфери. У каналі проходять провідники магнітних котушок. Перший сферичний токамак, START, з'явився лише в 1991-му році, так що це досить молодий напрямок, але він уже показав можливість отримати той самий тиск плазми при втричі меншому магнітному полі.

Пробкотрон, стеларатор, токамак

Інший варіант створення необхідних реакції умов — звані відкриті магнітні пастки. Найвідоміша з них – «пробкотрон»: труба з поздовжнім магнітним полем, яке посилюється на її кінцях і слабшає в середині. Збільшене на кінцях поле створює магнітну пробку (звідки російську назву), або магнітне дзеркало (англійське - mirror machine), яке утримує плазму від виходу за межі установки через торці. Однак таке утримання неповне, частина заряджених частинок, що рухаються певними траєкторіями, виявляється здатною пройти через ці пробки. А внаслідок зіткнень будь-яка частка рано чи пізно потрапить на таку траєкторію. Крім того, плазма в пробкотроні виявилася ще й нестійкою: якщо в якомусь місці невелика ділянка плазми віддаляється від осі установки, виникають сили, що викидають плазму на стінку камери. Хоча базова ідея пробкотрону була значно вдосконалена (що дозволило зменшити як нестійкість плазми, так і проникність пробок), до параметрів, необхідних для енергетично вигідного синтезу, практично навіть наблизитися не вдалося.

Чи можна зробити так, щоб плазма не йшла через пробки? Здавалося б, очевидне рішення — повернути плазму в кільце. Однак тоді магнітне поле всередині кільця виходить сильнішим, ніж зовні, і плазма знову прагне піти на стінку камери. Вихід із цієї непростої ситуації теж здавався досить очевидним: замість кільця зробити «вісімку», тоді на одній ділянці частка віддалятиметься від осі установки, а на іншій — повертатиметься назад. Саме так вчені прийшли до ідеї першого стеларатора. Але таку «вісімку» не можна зробити в одній площині, так що довелося використовувати третій вимір, згинаючи магнітне поле в другому напрямку, що також призвело до поступового відходу від осі до стінки камери.

Ситуація різко змінилася зі створенням настанов типу «токамак». Результати, отримані на токамаку Т-3 у другій половині 1960-х років, були такими приголомшливими для того часу, що західні вчені приїжджали в СРСР зі своїм вимірювальним обладнанням, щоб переконатися в параметрах плазми самостійно. Реальність навіть перевершила їхні очікування.

Ці фантастично переплетені труби не арт-проект, а камера стелатора, вигнута у вигляді складної тривимірної кривої.

У руках інерції

Крім магнітного утримання існує і інший підхід до термоядерному синтезу — інерційне утримання. Якщо в першому випадку ми намагаємося довгий час утримувати плазму дуже низької концентрації (концентрація молекул у повітрі навколо вас у сотні тисяч разів більша), то в другому — стискаємо плазму до величезної щільності, на порядок вищі за щільність найважчих металів, в розрахунку, що реакція встигне пройти за той короткий час, поки плазма не встигла розлетітися убік.

Спочатку, в 1960-х роках, планувалося використовувати маленьку кульку із замороженого термоядерного палива, рівномірно опромінювану з усіх боків безліччю лазерних променів. Поверхня кульки повинна була моментально випаруватися і, рівномірно розширюючись на всі боки, стиснути і нагріти частину палива, що залишилася. Однак на практиці опромінення виявилося недостатньо рівномірним. Крім того, частина енергії випромінювання передавалася у внутрішні шари, викликаючи їхнє нагрівання, що ускладнювало стиснення. У результаті кулька стискалася нерівномірно і слабко.

Є ряд сучасних конфігурацій стелараторів, і всі вони близькі до тору. Одна з найпоширеніших конфігурацій передбачає використання котушок, аналогічних котушкам полоидального поля токамаків, і чотирьох-шостій скручених гвинтом навколо вакуумної камери провідників з різноспрямованим струмом. Складне магнітне поле, що створюється при цьому, дозволяє надійно утримувати плазму, не вимагаючи протікання через неї кільцевого електричного струму. Крім того, в стелараторах можуть бути використані котушки тороїдального поля, як у токамаків. А гвинтові провідники можуть бути відсутніми, але тоді котушки «тороїдального» поля встановлюються вздовж складної тривимірної кривої. Останні розробки в області стелараторів передбачають використання магнітних котушок і вакуумної камери дуже складної форми (сильно «м'ятий» тор), прорахованої на комп'ютері.

Проблему нерівномірності вдалося вирішити, суттєво змінивши конструкцію мішені. Тепер кулька розміщується всередині спеціальної невеликої металевої камери (вона називається «хольраум», від неї hohlraum — порожнина) з отворами, через які всередину потрапляють лазерні промені. Крім того, використовуються кристали, що конвертують лазерне випромінювання ІЧ-діапазону в ультрафіолетове. Це УФ-випромінювання поглинається найтоншим шаром матеріалу хольрауму, який нагрівається до величезної температури і випромінює в області м'якого рентгена. У свою чергу рентгенівське випромінювання поглинається найтоншим шаром на поверхні паливної капсули (кульки з паливом). Це ж дозволило вирішити проблему передчасного нагрівання внутрішніх шарів.

Проте потужність лазерів виявилася недостатньою у тому, щоб у реакцію встигла вступити помітна частина палива. Крім того, ефективність лазерів була дуже мала, лише близько 1%. Щоб синтез був енергетично вигідним за такого низького ККД лазерів, мало прореагувати практично все стиснене паливо. При спробах замінити лазери на пучки легких або важких іонів, які можна генерувати з значно більшим ККД, вчені також зіткнулися з масою проблем: легкі іони відштовхуються один від одного, що заважає їх фокусуванню, і гальмуються при зіткненнях з залишковим газом у камері, а прискорювачів важких іонів із потрібними параметрами створити не вдалося.

Магнітні перспективи

Більшість надій у галузі термоядерної енергетики зараз пов'язані з токамаками. Особливо після відкриття у них режиму з покращеним утриманням. Токамак є одночасно і згорнутим в кільце Z-пінчем (по плазмі протікає кільцевий електричний струм, що створює магнітне поле, необхідне для її утримання), і послідовністю пробкотронів, зібраних в кільце і створюють гофроване тороїдальне магнітне поле. Крім того, на тороїдальне поле котушок та поле плазмового струму накладається перпендикулярне площині тора поле, створюване декількома окремими котушками. Це додаткове поле, зване полоідальним, посилює магнітне поле плазмового струму (також полоідальне) із зовнішнього боку тора і послаблює його з внутрішньої сторони. Таким чином, сумарне магнітне поле з усіх боків від плазмового джгута виявляється однаковим, і його положення залишається стабільним. Змінюючи це додаткове поле, можна в певних межах переміщати плазмовий джгут усередині вакуумної камери.

Принципово інший підхід синтезу пропонує концепція мюонного каталізу. Мюон - це нестабільна елементарна частка, що має такий же заряд, як і електрон, але в 207 разів більшу масу. Мюон може замінювати електрон в атомі водню, при цьому розмір атома зменшується у 207 разів. Це дозволяє одному ядру водню наближатися до іншого, не витрачаючи енергію. Але отримання одного мюона витрачається близько 10 ГеВ енергії, що означає необхідність зробити кілька тисяч реакцій синтезу однією мюон щоб одержати енергетичної выгодны. Через можливість «прилипання» мюона до гелію, що утворюється в реакції, поки не вдалося досягти більше кількох сотень реакцій. На фото — збирання стеларатора Wendelstein z-x інституту фізики плазми Макса Планка.

Важливою проблемою токамаків тривалий час була необхідність створювати у плазмі кільцевий струм. Для цього через центральний отвір тора токамака пропускали магнітопровід, магнітний потік в якому безперервно змінювали. Зміна магнітного потоку породжує вихрове електричне поле, яке іонізує газ у вакуумній камері і підтримує струм у плазмі. Однак струм у плазмі повинен підтримуватися безперервно, а це означає, що магнітний потік повинен безперервно змінюватись в одному напрямку. Це, зрозуміло, неможливо, тому струм у токамаках вдавалося підтримувати лише обмежений час (від часток секунди до кількох секунд). На щастя, було виявлено так званий бутстреп-струм, який виникає у плазмі без зовнішнього вихрового поля. Крім того, були розроблені методи нагрівання плазми, що одночасно викликають у ній необхідний кільцевий струм. Спільно це дало потенційну можливість як завгодно тривалої підтримки гарячої плазми. На практиці рекорд зараз належить токамаку Tore Supra, де плазма безперервно «горіла» більше шести хвилин.

Другий тип установок утримання плазми, з яким пов'язані великі надії, це стеларатори. За минулі десятиліття конструкція стелараторів кардинально змінилася. Від початкової «вісімки» майже нічого не залишилося, і ці установки стали набагато ближчими до токамаків. Хоча поки час утримання у стелараторів менший, ніж у токамаків (через менш ефективну H-моди), а собівартість їх спорудження вище, поведінка плазми в них спокійніше, що означає більш високий ресурс першої внутрішньої стінки вакуумної камери. Для комерційного освоєння термоядерного синтезу цей чинник дуже велике значення.

Вибір реакції

На перший погляд, як термоядерне паливо логічніше використовувати чистий дейтерій: він коштує відносно дешево і безпечний. Однак дейтерій з дейтерієм реагує у сотню разів менш охоче, ніж із тритієм. Це означає, що для роботи реактора на суміші дейтерію та тритію достатньо температури 10 кеВ, а для роботи на чистому дейтерії потрібна температура більше 50 кеВ. А чим вища температура — тим вищі втрати енергії. Тому щонайменше спочатку термоядерну енергетику планується будувати на дейтерій-тритієвому паливі. Тритій при цьому напрацьовуватиметься в самому реакторі за рахунок опромінення швидкими нейтронами літію, що утворюються в ньому.
"Неправильні" нейтрони. У культовому фільмі "9 днів одного року" головний герой, працюючи на термоядерній установці, отримав серйозну дозу нейтронного опромінення. Проте пізніше виявилося, що ці нейтрони народжені над результаті реакції синтезу. Це не вигадка режисера, а реальний ефект, який спостерігається в Z-пінчах. У момент обриву електричного струму індуктивність плазми призводить до генерації величезної напруги мільйони вольт. Окремі іони водню, прискорившись у цьому полі, здатні вибивати буквально нейтрони з електродів. Спочатку це явище дійсно було прийнято за правильну ознаку перебігу термоядерної реакції, але подальший аналіз спектра енергій нейтронів показав, що вони мають інше походження.
Режим із покращеним утриманням. H-мода токамака – це такий режим його роботи, коли при великій потужності додаткового нагрівання втрати плазмою енергії різко зменшуються. Випадкове відкриття в 1982 режиму з поліпшеним утриманням за своєю значимістю не поступається винаходу самого токамака. Загальноприйнятої теорії цього явища поки що не існує, але це не заважає використовувати його на практиці. Усі сучасні токамаки працюють у цьому режимі, оскільки він зменшує втрати більш ніж удвічі. Згодом подібний режим було виявлено і на стелатораторах, що вказує на те, що це загальна властивість тороїдальних систем, проте на них утримання покращується лише приблизно на 30%.
Нагрів плазми. Існує три основні методи нагрівання плазми до термоядерних температур. Омічний нагрівання - це нагрівання плазми за рахунок протікання через неї електричного струму. Цей метод найефективніший на перших етапах, оскільки зі зростанням температури у плазми знижується електричний опір. Електромагнітне нагрівання використовує електромагнітні хвилі з частотою, що збігається з частотою обертання навколо магнітних силових ліній електронів або іонів. При інжекції швидких нейтральних атомів створюється потік негативних іонів, які потім нейтралізуються, перетворюючись на нейтральні атоми, здатні проходити через магнітне поле до центру плазми, щоб передати свою енергію саме там.
А чи це реактори? Тритій радіоактивний, а потужне нейтронне опромінення від D-T реакції створює наведену радіоактивність в елементах конструкції реактора. Доводиться використовувати роботів, що ускладнює роботу. У той же час поведінка плазми звичайного водню або дейтерію дуже близька до поведінки плазми із суміші дейтерію та тритію. Це призвело до того, що за всю історію лише дві термоядерні установки повноцінно працювали на суміші дейтерію та тритію: токамаки TFTR і JET. На решті установок навіть дейтерій використовується далеко не завжди. Так що назва «термоядерна» у визначенні установки зовсім не означає, що в ній будь-коли реально відбувалися термоядерні реакції (а в тих, де відбуваються, майже завжди використовують чистий дейтерій).
Гібридний реактор. D-T реакція породжує 14 МеВ нейтрони, які можуть ділити навіть збіднений уран. Розподіл одного ядра урану супроводжується виділенням приблизно 200 МеВ енергії, що в десять разів перевершує енергію, що виділяється при синтезі. Отже, вже існуючі токамаки могли б стати енергетично вигідними, якби їх оточили урановою оболонкою. Перед реакторами поділу такі гібридні реактори мали б перевагу у неможливості розвитку в них некерованої ланцюгової реакції. Крім того, вкрай інтенсивні потоки нейтронів повинні переробляти довгоживучі продукти поділу урану на короткоживучі, що суттєво знижує проблему захоронення відходів.

Інерційні надії

Інерційний синтез теж не стоїть на місці. За десятки років розвитку лазерної техніки з'явилися перспективи підвищити ККД лазерів приблизно вдесятеро. А їх потужність на практиці вдалося підвищити в сотні та тисячі разів. Ведуться роботи над прискорювачами важких іонів з параметрами, придатними для термоядерного застосування. Крім того, найважливішим фактором прогресу в галузі інерційного синтезу стала концепція «швидкого запалювання». Вона передбачає використання двох імпульсів: один стискає термоядерне паливо, а інший розігріває невелику частину. Передбачається, що реакція, що почалася в невеликій частині палива, згодом пошириться далі і охопить все паливо. Такий підхід дозволяє істотно знизити витрати енергії, а значить, зробити реакцію вигідною при меншій частці палива, що прореагував.

Проблеми токамаків

Незважаючи на прогрес установок інших типів, токамаки на даний момент все одно залишаються поза конкуренцією: якщо на двох токамаках (TFTR і JET) ще в 1990-х реально було отримано виділення термоядерної енергії, що дорівнює витратам енергії на нагрівання плазми (нехай такий режим і тривав лише близько секунди), то на установках інших типів нічого подібного досягти не вдалося. Навіть просте збільшення розмірів токамаків призведе до здійсненності у них енергетично вигідного синтезу. Зараз у Франції будується міжнародний реактор ITER, який має продемонструвати це на практиці.

Проте проблем вистачає й у токамаків. ITER коштує мільярди доларів, що є неприйнятним для майбутніх комерційних реакторів. Жоден реактор не працював безперервно навіть протягом кількох годин, не кажучи вже про тижні і місяці, що знову ж таки необхідно для промислового застосування. Поки що немає впевненості, що матеріали внутрішньої стінки вакуумної камери зможуть витримати тривалий вплив плазми.

Зробити проект менш витратним зможе концепція токамака із сильним полем. За рахунок збільшення поля вдвічі-втричі планується отримати потрібні параметри плазми в відносно невеликій установці. На такій концепції, зокрема, засновано реактор Ignitor, який спільно з італійськими колегами зараз починають будувати у підмосковному ТРІНІТІ (Троїцький інститут інноваційних та термоядерних досліджень). Якщо розрахунки інженерів виправдаються, то при значно меншій порівняно з ITER ціні в цьому реакторі вдасться отримати запалення плазми.

Вперед, до зірок!

Продукти термоядерної реакції розлітаються в різні боки зі швидкостями, що становлять тисячі кілометрів на секунду. Це уможливлює створення надефективних ракетних двигунів. Питомий імпульс у них буде вищим, ніж у кращих електрореактивних двигунів, а споживання енергії при цьому може бути навіть негативним (теоретично можливе вироблення, а не споживання енергії). Більше того, є всі підстави вважати, що зробити термоядерний ракетний двигун буде навіть простіше, ніж наземний реактор: немає проблеми зі створенням вакууму, з теплоізоляцією надпровідних магнітів, немає обмежень за габаритами тощо. Крім того, вироблення двигуном електроенергії бажане, але зовсім не обов'язкова, достатньо, щоб він не надто багато її споживав.

Електростатичне утримання

Концепцію електростатичного утримання іонів найлегше зрозуміти з прикладу установки, званої «фузором». Її основу становить сферичний сітчастий електрод, який подається негативний потенціал. Прискорені в окремому прискорювачі або полем центрального електрода іони потрапляють всередину його і утримуються там електростатичним полем: якщо іон прагне вилетіти назовні, поле електрода розвертає його назад. На жаль, ймовірність зіткнення іона з сіткою на багато порядків вища, ніж ймовірність вступити в реакцію синтезу, що робить енергетично вигідну реакцію неможливою. Подібні установки знайшли застосування лише як джерела нейтронів.
Прагнучи зробити сенсаційне відкриття, багато вчених прагнуть бачити синтез скрізь, де тільки можна. У пресі багаторазово виникали повідомлення щодо різних варіантів так званого «холодного синтезу». Синтез виявляли в «просочених» дейтерієм металах при протіканні через них електричного струму, при електролізі насичених дейтерієм рідин, під час утворення в них кавітаційних бульбашок, а також в інших випадках. Однак більшість із цих експериментів не мали задовільного відтворення в інших лабораторіях, а їх результати практично завжди можна пояснити без використання синтезу.
Продовжуючи «славну традицію», що почалася з «філософського каменю», а потім перетворилася на «вічний двигун», багато сучасних шахраїв пропонують уже зараз купити у них «генератор холодного синтезу», «кавітаційний реактор» та інші «безпаливні генератори»: про філософський камінь уже всі забули, у вічний двигун не вірять, а от ядерний синтез зараз звучить цілком переконливо. Але, на жаль, насправді таких джерел енергії поки що не існує (а коли їх вдасться створити, це буде у всіх випусках новин). Так що знайте: якщо вам пропонують купити пристрій, що виробляє енергію за рахунок холодного ядерного синтезу, то вас намагаються просто «надути»!

За попередніми оцінками, навіть за сучасного рівня техніки можливе створення термоядерного ракетного двигуна для польоту до планет Сонячної системи (при відповідному фінансуванні). Освоєння технології таких двигунів у десятки разів підвищить швидкість пілотованих польотів та дасть можливість мати на борту великі резервні запаси палива, що дозволить зробити політ на Марс не складнішим заняттям, ніж зараз робота на МКС. Для автоматичних станцій потенційно стане доступною швидкість 10% від швидкості світла, що означає можливість відправлення дослідницьких зондів до найближчих зірок та отримання наукових даних ще за життя їх творців.

Найбільш опрацьованою нині вважається концепція термоядерного ракетного двигуна на основі інерційного синтезу. При цьому відмінність двигуна від реактора полягає в магнітному полі, яке спрямовує заряджені продукти реакції в один бік. Другий варіант передбачає використання відкритої пастки, у якої одна з пробок навмисно ослаблена. Плазма, що витікає з неї, буде створювати реактивну силу.

Термоядерне майбутнє

Освоєння термоядерного синтезу виявилося набагато важче складніше, ніж це здавалося спочатку. І хоча безліч проблем вже вирішено, тих, що залишилися, вистачить на кілька найближчих десятиліть напруженої праці тисяч вчених та інженерів. Але перспективи, які відкривають перед нами перетворення ізотопів водню і гелію, такі великі, а зроблений шлях вже настільки значний, що зупинятися на півдорозі немає сенсу. Хоч би що говорили численні скептики, майбутнє, безумовно, за синтезом.

Термоядерний реактор ще не працює і запрацює нескоро. Але вчені вже точно знають, як його влаштовано.

Теорія

Як паливо для термоядерного реактора може виступати Гелій-3 один з ізотопів гелію. Він рідко зустрічається на Землі, але його дуже багато на Місяці. На цьому будується сюжет однойменного фільму Дункана Джонса. Якщо ви читаєте цю статтю, фільм вам точно сподобається.

Реакція ядерного синтезу - це коли два маленькі атомні ядра зліплюються в одне велике. Це реакція, зворотна. Наприклад, можна зіткнути два ядра водню, щоб отримати гелій.

За такої реакції виділяється величезна кількість енергії завдяки різниці мас: маса частинок до реакції більше, ніж маса отриманого великого ядра. Ця маса і перетворюється на енергію завдяки.

Але для того, щоб відбулося злиття двох ядер, треба подолати їхню силу електростатичного відштовхування і сильно притиснути один до одного. А на невеликих відстанях, порядку розміру ядер, діють вже набагато більші ядерні сили, завдяки яким ядра притягуються один до одного і об'єднуються в одне велике ядро.

Тому реакція термоядерного синтезу може проходити тільки при дуже високих температурах, щоб швидкість ядер була такою, що при зіткненні їм вистачило енергії настільки наблизитися один до одного, щоб запрацювали ядерні сили та відбулася реакція. Ось звідки в назві взялося "термо-".

Практика

Де енергія, там і зброя. Під час холодної війни СРСР та США розробили термоядерні (або водневі) бомби. Ця руйнівна зброя, створена людством, теоретично вона може знищити Землю.

Саме температура і є основною перешкодою використовувати термоядерну енергію на практиці. Немає матеріалів, які зможуть утримати таку температуру і не розплавитися.

Але вихід є, можна утримувати плазму завдяки сильному. У спеціальних пристроях токамаках плазму можуть утримати у формі бублика величезні потужні магніти.

Термоядерна електростанція безпечна, екологічно чиста та дуже економічна. Вона може вирішити усі енергетичні проблеми людства. Справа за малим – навчитися будувати термоядерні електростанції.

Міжнародний експериментальний термоядерний реактор

Побудувати термоядерний реактор дуже складно і дуже дорого. Для вирішення такого грандіозного завдання об'єдналися зусилля вчених кількох країн: Росії, США, країн ЄС, Японії, Індії, Китаю, Республіки Корея та Канади.

Зараз будується експериментальний токамак у Франції, коштуватиме він приблизно 15 мільярдів доларів, за планами він буде закінчений до 2019 року і до 2037 року на ньому проводитимуться експерименти. Якщо вони будуть успішними, то може ми ще встигнемо пожити в щасливу епоху термоядерної енергії.

Так що зосередьтеся сильніше і починайте з нетерпінням чекати на результати експериментів, це вам не другий iPad чекати - на кону майбутнє людства.

Нещодавно у Московському фізико-технічному інституті відбулася російська презентація проекту ІТЕР, у рамках якого планується створити термоядерний реактор, який працює за принципом токамака. Група вчених із Росії розповіла про міжнародний проект та про участь російських фізиків у створенні цього об'єкта. «Лента.ру» відвідала презентацію ІТЕР та поговорила з одним із учасників проекту.

ІТЕР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor – Міжнародний термоядерний експериментальний реактор) – проект термоядерного реактора, що дозволяє продемонструвати та дослідити термоядерні технології для їх подальшого використання в мирних та комерційних цілях. Творці проекту вважають, що керований термоядерний синтез може стати енергетикою майбутнього та служити альтернативою сучасним газу, нафти та вугіллю. Дослідники відзначають безпеку, екологічність та доступність технології ІТЕР порівняно зі звичайною енергетикою. За складністю проект можна порівняти з Великим адронним колайдером; установка реактора включає більше десяти мільйонів конструктивних елементів.

Про ІТЕР

Для тороїдальних магнітів токамака необхідно 80 тисяч кілометрів надпровідних ниток; загальна їх вага сягає 400 тонн. Сам реактор важитиме близько 23 тисячі тонн. Для порівняння - вага Ейфелевої вежі в Парижі дорівнює всього 7,3 тисяч тонн. Обсяг плазми в токамаку досягатиме 840 кубічних метрів, тоді як, наприклад, у найбільшому реакторі такого типу, що діє у Великій Британії, - JET - обсяг дорівнює ста кубічним метрам.

Висота токамака становитиме 73 метри, з яких 60 метрів будуть знаходитися над землею та 13 метрів - під нею. Для порівняння, висота Спаської вежі Московського Кремля дорівнює 71 метру. Основна платформа реактора займатиме площу, що дорівнює 42 гектарам, що можна порівняти з площею 60 футбольних полів. Температура в плазмі токамака досягатиме 150 мільйонів градусів Цельсія, що вдесятеро вище за температуру в центрі Сонця.

У будівництві ІТЕР у другій половині 2010 років планується задіяти одночасно до п'яти тисяч осіб - до них увійдуть як робітники та інженери, так і адміністративний персонал. Багато компонентів ІТЕР доставлятимуться від порту біля Середземного моря спеціально спорудженою дорогою завдовжки близько 104 кілометрів. Зокрема, нею буде перевезено найважчий фрагмент установки, маса якого складе понад 900 тонн, а довжина - близько десяти метрів. Понад 2,5 мільйона кубометрів землі вивезуть з місця будівництва установки ІТЕР.

Загальні витрати на проектні та будівельні роботи оцінюються у 13 мільярдів євро. Ці кошти виділяються сімома основними учасниками проекту, які представляють інтереси 35 країн. Для порівняння, сукупні витрати на будівництво та обслуговування Великого адронного колайдера майже вдвічі менші, а будівництво та підтримка працездатності Міжнародної космічної станції обходиться майже в півтора рази дорожче.

Токамак

Сьогодні у світі існують два перспективні проекти термоядерних реакторів: токамак ( тороїдальна каміра з магнітними доатушками) та стеларатор. В обох установках плазма утримується магнітним полем, проте в токамаку вона має форму тороїдального шнура, яким пропускається електричний струм, тоді як в стелараторі магнітне поле наводиться зовнішніми котушками. У термоядерних реакторах відбуваються реакції синтезу важких елементів з легень (гелію з ізотопів водню - дейтерію та тритію), на відміну від звичайних реакторів, де ініціюються процеси розпаду важких ядер на легші.

Фото: НДЦ «Курчатовський інститут»/nrcki.ru

Електричний струм у токамаку використовується також для початкового розігріву плазми до температури близько 30 мільйонів градусів Цельсія; подальше розігрів проводиться спеціальними пристроями.

Теоретична схема токамака була запропонована в 1951 радянськими фізиками Андрієм Сахаровим та Ігорем Таммом, і в 1954 в СРСР була побудована перша установка. Проте вченим не вдавалося тривалий час підтримувати плазму в стаціонарному режимі, і до середини 1960 років у світі склалося переконання, що керований термоядерний синтез на основі токамака неможливий.

Але вже через три роки на встановленні Т-3 в Інституті атомної енергії імені Курчатова під керівництвом Лева Арцимовича вдалося нагріти плазму до температури понад п'ять мільйонів градусів Цельсія та ненадовго втримати її; Вчені з Великобританії, які були присутні на експерименті, на своєму устаткуванні зафіксували температуру близько десяти мільйонів градусів. Після цього у світі почався справжній бум токамаків, тож у світі було побудовано близько 300 установок, найбільші з яких знаходяться в Європі, Японії, США та Росії.

Зображення: Rfassbind/wikipedia.org

Управління ІТЕР

На чому ґрунтується впевненість у тому, що ІТЕР запрацює через 5-10 років? На яких практичних та теоретичних розробках?

З російської сторони заявлений графік робіт ми виконуємо і не збираємось порушувати. На жаль, бачимо деяке запізнення робіт, виконуваних іншими, переважно Європою; частково є запізнення в Америки та спостерігається тенденція до того, що проект буде дещо затриманий. Затримано, але не зупинено. Є впевненість у тому, що він запрацює. Концепт самого проекту повністю теоретично і практично прорахований та надійний, тому я думаю, що він запрацює. Чи дасть він повністю заявлені результати... поживемо - побачимо.

Проект скоріше носить дослідницький характер?

Звичайно. Заявлений результат немає отриманого результату. Якщо його буде отримано повною мірою, я буду дуже щасливий.

Які нові технології з'явилися, з'являються чи з'являтимуться у проекті ІТЕР?

Проект ІТЕР є не просто надскладним, а ще й наднапруженим проектом. Напруженим у плані енергонавантаження, умов експлуатації певних елементів, у тому числі наших систем. Тому нові технології просто повинні народжуватися у цьому проекті.

А чи є приклад?

космос. Наприклад, наші алмазні детектори. Ми обговорювали можливість застосування наших алмазних детекторів на космічних вантажівках, які є ядерними машинами, які перевозять деякі об'єкти типу супутників або станцій з орбіти на орбіту. Є такий проект космічної вантажівки. Так як це апарат з ядерним реактором на борту, то складні умови експлуатації вимагають аналізу та контролю, тому наші детектори цілком могли б це зробити. На даний момент тема створення такої діагностики поки що не фінансується. Якщо вона буде створена, то може бути застосована, і тоді в неї не потрібно буде вкладати гроші на стадії розробки, а лише на стадії освоєння та впровадження.

Яка частка сучасних російських розробок нульових та дев'яностих років у порівнянні з радянськими та західними розробками?

Частка російського наукового внеску до ІТЕР і натомість загальносвітового дуже велика. Я не знаю її точно, але вона дуже вагома. Вона явно не менша за російський відсоток фінансової участі в проекті, тому що в багатьох інших командах є велика кількість росіян, які поїхали за кордон працювати в інші інститути. У Японії та Америці, скрізь, ми з ними дуже добре контактуємо та працюємо, хтось із них представляє Європу, хтось – Америку. Крім того, там є свої наукові школи. Тому, сильніше ми чи більше розвиваємо те, що робили раніше... Один із великих сказав, що «ми стоїмо на плечах титанів», тому та база, яка була напрацьована за радянських часів, безперечно велика і без неї ми нічого би не змогли. Але і зараз ми не стоїмо на місці, ми рухаємося.

А чим займається саме ваша група в ІТЕР?

У мене сектор у відділі. Відділ займається розробкою кількох діагностик, наш сектор займається безпосередньо розробкою вертикальної нейтронної камери, нейтронної діагностики ІТЕР і вирішує велике коло завдань від проектування до виготовлення, а також проводить супутні науково-дослідні роботи, пов'язані з розробкою, зокрема алмазних детекторів. Алмазний детектор - унікальний прилад, що спочатку створений саме в нашій лабораторії. Раніше він використовувався на багатьох термоядерних установках, зараз він застосовується досить широко багатьма лабораторіями від Америки до Японії; вони, скажімо так, пішли слідом за нами, але ми продовжуємо залишатися на висоті. Зараз ми робимо алмазні детектори і збираємося вийти на рівень їхнього промислового виробництва (дрібносерійного виробництва).

В яких галузях промисловості можуть використовуватись ці детектори?

В даному випадку це термоядерні дослідження, надалі ми припускаємо, що вони будуть потрібні в ядерній енергетиці.

Що саме роблять детектори, що вони вимірюють?

нейтрони. Більш цінного продукту, ніж нейтрон, немає. Ми з вами також складаємося з нейтронів.

Які показники нейтронів вони вимірюють?

Спектральні. По-перше, безпосереднє завдання, яке вирішується в ІТЕРі, це вимір енергетичних спектрів нейтронів. Крім того, вони моніторять кількість та енергію нейтронів. Друге додаткове завдання стосується ядерної енергетики: у нас є паралельні розробки, які можуть вимірювати і теплові нейтрони, які є основою ядерних реакторів. У нас це завдання другорядне, але воно також відпрацьовується, тобто ми можемо працювати тут і в той же час робити напрацювання, які можуть бути успішно застосовані в ядерній енергетиці.

Якими методами ви користуєтесь у своїх дослідженнях: теоретичним, практичним, комп'ютерним моделюванням?

Усіми: від складної математики (методів математичної фізики) та математичного моделювання до експериментів. Всі різні типи розрахунків, які ми проводимо, підтверджуються і перевіряються експериментами, тому що в нас безпосередньо експериментальна лабораторія з кількома нейтронними генераторами, що працюють, на яких ми проводимо тестування тих систем, які самі ж і розробляємо.

У вас в лабораторії є реактор, що діє?

Чи не реактор, а нейтронний генератор. Нейтронний генератор, по суті, це мінімодель тих термоядерних реакцій, про які йдеться. У ньому йде все те ж саме, тільки там процес дещо інший. Він працює за принципом прискорювача - це пучок певних іонів, що б'є по мішені. Тобто у разі плазми ми маємо гарячий об'єкт, у якому кожен атом має велику енергію, а в нашому випадку спеціально прискорений іон ударяється по мішені, насиченій подібними ж іонами. Відповідно відбувається реакція. Скажімо так, це один із способів, яким ви можете робити ту саму термоядерну реакцію; єдине тільки, що доведено, що даний спосіб не має високого ККД, тобто ви не отримаєте позитивного енерговиходу, але саму реакцію ви отримуєте - ми безпосередньо спостерігаємо цю реакцію і частки і все, що в ній йде.