Створення термоядерного реактора. Хто будує термоядерний реактор

З чого все почалося. «Енергетичний виклик» виник у результаті поєднання трьох таких факторів:

1. Людство сьогодні споживає дуже багато енергії.

В даний час споживання енергії у світі становить близько 15,7 терават (ТВт). Розділивши цю величину на населення планети, ми отримаємо приблизно 2400 ватів на людину, що можна легко оцінити та уявити. Енергія, що споживається кожним жителем Землі (включаючи дітей), відповідає цілодобовій роботі 24 стоватних електричних ламп. Однак споживання цієї енергії по планеті є дуже нерівномірним, оскільки воно дуже велике в кількох країнах і нікчемне в інших. Споживання (у перерахунку на одну людину) дорівнює 10,3 кВт у США (одне з рекордних значень), 6,3 кВт у Російській Федерації, 5,1 кВт у Великій Британії тощо, але, з іншого боку, воно дорівнює лише 0,21 кВт у Бангладеш (всього 2% від рівня енергоспоживання в США!).

2. Світове споживання енергії драматично зростає.

За прогнозом Міжнародного агентства з енергетики (2006 рік) світове споживання енергії до 2030 року має збільшитись на 50%. Розвинені країни, звичайно, могли б чудово обійтися без додаткової енергії, проте це зростання необхідне для того, щоб позбавити від злиднів населення країн, що розвиваються, де 1,5 мільярда людей відчувають гостру нестачу електричної енергії.

3. В даний час 80% споживаної світом енергії створюється за рахунок спалювання викопних природних палив (нафта, вугілля та газ), використання яких:
а) потенційно несе небезпеку катастрофічних екологічних змін;
б) неминуче має колись закінчитися.

Зі сказаного ясно, що вже зараз ми повинні готуватися до закінчення епохи використання викопних типів пального

В даний час на атомних електростанціях у широких масштабах одержують енергію, що виділяється при реакціях поділу атомних ядер. Слід усіляко заохочувати створення та розвиток таких станцій, проте при цьому необхідно враховувати, що запаси одного з найважливіших для їх роботи матеріалу (дешевого урану) також можуть бути повністю витрачені протягом найближчих 50 років. Можливості заснованої на розподілі ядер енергетики можуть (і повинні) бути суттєво розширені за рахунок використання більш ефективних енергетичних циклів, що дозволяють майже вдвічі збільшити кількість енергії, що одержується. Для розвитку енергетики в цьому напрямку потрібно створювати реактори на торії (так звані торієві бридерні реактори або реактори-розмножувачі), в яких при реакції виникає більше торію, ніж вихідного урану, в результаті чого загальна кількість енергії, що одержується при заданій кількості речовини зростає в 40 разів . Перспективним видається також створення плутонієвих бридерів на швидких нейтронах, які значно ефективніші за уранові реактори і дозволяють отримувати в 60 разів більше енергії. Можливо, для розвитку цих напрямків знадобиться розробити нові, нестандартні методи одержання урану (наприклад, з морської води, що є найбільш доступним).

Термоядерні електростанції

На малюнку представлена ​​принципова схема (без дотримання масштабу) пристрою та принципу роботи термоядерної електростанції. У центральній частині розташовується тороїдальна (у формі бублика) камера об'ємом ~2000 м3, заповнена тритій-дейтерієвою (T-D) плазмою, нагрітою до температури вище 100 M°C. нейтрони, що утворюються при реакції синтезу (1), залишають «магнітну пляшку» і потрапляють у показану на малюнку оболонку з товщиною близько 1 м.

Усередині оболонки нейтрони стикаються з атомами літію, внаслідок чого відбувається реакція з утворенням тритію:

нейтрон + літій → гелій + тритій

Крім цього, в системі відбуваються і конкуруючі реакції (без утворення тритію), а також багато реакцій з виділенням додаткових нейтронів, які потім також призводять до утворення тритію (при цьому виділення додаткових нейтронів може бути суттєво посилено, наприклад, за рахунок введення в оболонку атомів берилію). та свинцю). Загальний висновок полягає в тому, що в цій установці може (принаймні теоретично) відбуватися реакція ядерного синтезу, при якій утворюватиметься тритій. При цьому кількість тритію, що утворюється, повинна не тільки забезпечувати потреби самої установки, але і бути навіть дещо більшою, що дозволить забезпечувати тритієм і нові установки. Саме ця концепція роботи повинна бути перевірена і реалізована на описаному нижче реакторі ITER.

Крім цього, нейтрони повинні розігрівати оболонку в так званих пілотних установках (в яких будуть використовуватися відносно «звичайні» конструкційні матеріали) приблизно до температури 400°C. Надалі передбачається створити вдосконалені установки з температурою нагріву оболонки вище 1000°C, що може бути досягнуто за рахунок використання нових високоміцних матеріалів (типу композитів з карбіду кремнію). Тепло, що виділяється в оболонці, як і в звичайних станціях, відбирається первинним охолоджуючим контуром з теплоносієм (що містить, наприклад, воду або гелій) і передається на вторинний контур, де і виробляється водяна пара, що подається на турбіни.

1985 - Радянський Союз запропонував установку «Токамак» наступного покоління, використовуючи досвід чотирьох провідних країн зі створення термоядерних реакторів. Сполучені Штати Америки спільно з Японією та Європейським співтовариством висунули пропозицію щодо здійснення проекту.

В даний час у Франції йде будівництво описуваного нижче міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER (International Tokamak Experimental Reactor), який буде першим токамаком, здатним запалити плазму.

У найбільш передових існуючих установках типу токамак давно досягнуто температури близько 150 M°C, близькі до значень, необхідних для роботи термоядерної станції, проте реактор ITER має стати першою великомасштабною енергетичною установкою, яка розрахована на тривалу експлуатацію. Надалі необхідно буде суттєво покращити параметри її роботи, що вимагатиме, насамперед, підвищення тиску в плазмі, оскільки швидкість злиття ядер при заданій температурі пропорційна квадрату тиску. Основна наукова проблема при цьому пов'язана з тим, що при підвищенні тиску у плазмі виникають дуже складні та небезпечні нестійкості, тобто нестабільні режими роботи.

Навіщо це нам треба?

Основна перевага ядерного синтезу полягає в тому, що як паливо для нього потрібна лише дуже невелика кількість дуже поширених у природі речовин. Реакція ядерного синтезу в описуваних установках може призводити до виділення величезної кількості енергії, що в десять мільйонів разів перевищує стандартне тепловиділення при звичайних хімічних реакціях (типу спалювання викопного палива). Для порівняння вкажемо, що кількість вугілля, необхідного для забезпечення роботи теплової електростанції потужністю 1 гігаВат (ГВт) становить 10 000 тонн на день (десять залізничних вагонів), а термоядерна установка такої ж потужності споживатиме на день лише близько 1 кілограма суміші D+T .

Дейтерій є стійким ізотопом водню; приблизно в одній з кожних 3350 молекул звичайної води один з атомів водню заміщений дейтерієм (спадщина, що дісталася нам від Великого Вибуху). Це дозволяє легко організувати досить дешеве отримання необхідної кількості дейтерію з води. Більш складним є отримання тритію, який є нестабільним (період напіврозпаду близько 12 років, внаслідок чого його вміст у природі мізерний), проте, як було показано вище, тритій виникатиме прямо всередині термоядерної установки в процесі роботи, за рахунок реакції нейтронів з літієм.

Таким чином, вихідним паливом для термоядерного реактора є літій та вода. Літій є звичайним металом, що широко використовується в побутових приладах (в батарейках для мобільних телефонів і т. п.). Описана вище установка навіть з урахуванням неідеальної ефективності зможе виробляти 200 000 кВт/год електричної енергії, що еквівалентно енергії, що міститься в 70 тоннах вугілля. Необхідна для цього кількість літію міститься в одній батарейці для комп'ютера, а кількість дейтерію - 45 літрів води. Вказана вище величина відповідає сучасному споживанню електроенергії (у перерахунку на одну особу) у країнах ЄС за 30 років. Сам факт, що така незначна кількість літію може забезпечити вироблення такої кількості електроенергії (без викидів CO2 і без найменшого забруднення атмосфери), є досить серйозним аргументом для найшвидшого та енергійного розвитку термоядерної енергетики (попри всі складнощі та проблеми) і навіть без стовідсоткової впевненості у успіх таких досліджень.

Дейтерія має вистачити на мільйони років, а запаси літію, що легко видобувається, цілком достатні для забезпечення потреб протягом сотень років. Навіть якщо запаси літію в гірських породах вичерпаються, ми можемо видобувати його з води, де він міститься в досить високій концентрації (у 100 разів перевищує концентрацію урану), щоб його видобуток був економічно доцільним.

Експериментальний термоядерний реактор (International thermonuclear experimental reactor) споруджується поблизу міста Кадараш Франції. Головне завдання проекту ІТЕР — здійснення керованої термоядерної реакції синтезу у промислових масштабах.

На одиницю ваги термоядерного палива виходить приблизно в 10 мільйонів разів більше енергії, ніж при згорянні такої ж кількості органічного палива, і приблизно в сто разів більше, ніж при розщепленні ядер урану в реакторах АЕС, що нині діють. Якщо розрахунки вчених та конструкторів виправдаються, це дасть людству невичерпне джерело енергії.

Тому низка країн (Росія, Індія, Китай, Корея, Казахстан, США, Канада, Японія, країни Євросоюзу) об'єднали свої зусилля у створенні Міжнародного термоядерного дослідницького реактора – прообразу нових енергетичних установок.

ІТЕР являє собою установку, що створює умови для синтезу атомів водню та тритію (ізотопу водню), внаслідок чого утворюється новий атом – атом гелію. Цей процес супроводжується величезним виплеском енергії: температура плазми, в якій триває термоядерна реакція — близько 150 млн. градусів за Цельсієм (для порівняння – температура ядра Сонця 40 млн. градусів). При цьому ізотопи вигоряють практично не залишаючи радіоактивних відходів.
Схема участі у міжнародному проекті передбачає постачання компонентів реактора та фінансування його будівництва. В обмін на це кожна з країн-учасниць отримує повний доступ до всіх технологій створення термоядерного реактора та до результатів усіх експериментальних робіт на цьому реакторі, які стануть основою для проектування серійних енергетичних термоядерних реакторів.

Реактор, заснований на принципі термоядерного синтезу, не має радіоактивного випромінювання і є повністю безпечним для навколишнього середовища. Він може бути розташований практично в будь-якій точці земної кулі, а паливом для нього є звичайна вода. Будівництво ITER має тривати близько десяти років, після чого реактор передбачається використати протягом 20 років.

Інтереси Росії у Раді Міжнародної організації з будівництва термоядерного реактора ІТЕР найближчими роками представлятиме член-кореспондент РАН Михайло Ковальчук — директор РНЦ «Курчатівський інститут», Інституту кристалографії РАН та вчений секретар президентської Ради з науки, технологій та освіти. Ковальчук тимчасово замінить на цій посаді академіка Євгена Веліхова, якого обрано на найближчі два роки головою міжнародної ради ІТЕР та не має права поєднувати цю посаду з обов'язками офіційного представника країни-учасниці.

Загальна вартість будівництва оцінюється в 5 мільярдів євро, ще стільки ж знадобиться для дослідної експлуатації реактора. Частки Індії, Китаю, Кореї, Росії, США та Японії становлять приблизно по 10 відсотків загальної вартості, 45 відсотків припадає на країни Європейського союзу. Однак поки що європейські держави не домовилися, як саме витрати будуть розподілені між ними. Через це початок будівництва перенесено на квітень 2010 року. Незважаючи на чергову відстрочку, вчені та чиновники, залучені до створення ІТЕР, стверджують, що зможуть завершити проект до 2018 року.

Розрахункова термоядерна потужність ІТЕР становить 500 мегават. Окремі деталі магнітів сягають від 200 до 450 тонн. Для охолодження ІТЕР потрібно 33 тисячі кубометрів води на день.

1998 року США припинили фінансування своєї участі у проекті. Після того, як до влади в країні прийшли республіканці, а в Каліфорнії почалися віялові відключення електроенергії, адміністрація Буша оголосила про збільшення вкладень в енергетику. Брати участь у міжнародному проекті США не мали наміру і займалися власним термоядерним проектом. На початку 2002 року радник президента Буша з технологій Джон Марбургер III заявив, що США передумали і мають намір повернутися до проекту.

Проект за кількістю учасників можна порівняти з іншим найбільшим міжнародним науковим проектом - Міжнародною космічною станцією. Вартість ІТЕР, що раніше досягала 8 мільярдів доларів, потім склала менше 4 мільярдів. В результаті виходу з-поміж учасників Сполучених Штатів було вирішено зменшити потужність реактора з 1,5 ГВт до 500 МВт. Відповідно «схудла» і ціна проекту.

У червні 2002 року у російській столиці відбувся симпозіум «Дні ІТЕР у Москві». На ньому обговорювалися теоретичні, практичні та організаційні проблеми відродження проекту, успіх якого здатний змінити долю людства і дати йому новий вид енергії, за ефективністю та економічністю можна порівняти лише з енергією Сонця.

У липні 2010 року представники країн-учасниць проекту міжнародного термоядерного реактора ITER затвердили його бюджет та термін будівництва на позачерговій зустрічі, що відбулася у французькому Кадараші. .

На позачерговій зустрічі учасники проекту затвердили термін початку перших експериментів із плазмою — 2019 рік. Проведення повноцінних дослідів заплановано на березень 2027 року, хоча керівництво проекту попросило технічних фахівців спробувати оптимізувати процес та розпочати досліди у 2026 році. Учасники зустрічі також визначились із витратами на будівництво реактора, проте суми, які планується витратити на створення установки, не розголошуються. За інформацією, отриманою редактором порталу ScienceNOW з неназваного джерела, на момент початку експериментів вартість проекту ITER може становити 16 мільярдів євро.

Зустріч також стала першим офіційним робочим днем ​​для нового директора проекту, японського фізика Осаму Мотодзіма (Osamu Motojima). До нього проектом з 2005 року керував японець Канамі Ікеда (Kaname Ikeda), який побажав залишити посаду одразу після затвердження бюджету та термінів будівництва.

Термоядерний реактор ITER є спільним проектом держав Євросоюзу, Швейцарії, Японії, США, Росії, Південної Кореї, Китаю та Індії. Ідея створення ITER розглядається з 80-х років минулого століття, проте через фінансові та технічні складнощі вартість проекту постійно зростає, а дата початку будівництва постійно відкладається. У 2009 році фахівці розраховували, що роботи зі створення реактора розпочнуться у 2010 році. Пізніше цю дату пересунули, а як час запуску реактора називався спочатку 2018, а потім 2019 рік.

Реакції термоядерного синтезу - це реакції злиття ядер легких ізотопів з утворенням більш важкого ядра, які супроводжуються величезним викидом енергії. У теорії в термоядерних реакторах можна отримувати багато енергії з низькими витратами, але на даний момент вчені витрачають набагато більше енергії та грошей на запуск та підтримку реакції синтезу.

Термоядерний синтез – це дешевий та екологічно безпечний спосіб видобутку енергії. На Сонці вже мільярди років відбувається некерований термоядерний синтез – з важкого ізотопу водню дейтерію утворюється гелій. При цьому виділяється величезна кількість енергії. Однак на Землі люди поки що не навчилися керувати подібними реакціями.

Як паливо в реакторі ІТЕР будуть використовуватися ізотопи водню. У ході термоядерної реакції енергія виділяється при з'єднанні легких атомів у більш тяжкі. Щоб досягти цього, необхідно розігріти газ до температури понад 100 мільйонів градусів - набагато вище за температуру в центрі Сонця. Газ за такої температури перетворюється на плазму. Атоми ізотопів водню при цьому зливаються, перетворюючись на атоми гелію з виділенням великої кількості нейтронів. Електростанція, що працює на цьому принципі, використовуватиме енергію нейтронів, що уповільнюються шаром щільної речовини (літію).

Чому створення термоядерних установок таке затягнулося?

Чому ж такі важливі та цінні установки, переваги яких обговорюються майже півстоліття, ще не створено? Існують три основні причини (розглянуті нижче), першу з яких можна назвати зовнішньою чи суспільною, а дві інші — внутрішніми, тобто зумовленими законами та умовами розвитку самої термоядерної енергетики.

1. Довгий час вважалося, що проблема практичного використання енергії термоядерного синтезу не вимагає термінових рішень і дій, оскільки ще у 80-х роках минулого століття джерела викопного палива здавалися невичерпними, а проблеми екології та зміни клімату не хвилювали громадськість. У 1976 році Консультативний комітет з термоядерної енергії в Міністерстві енергетики США спробував оцінити терміни здійснення НДДКР та створення демонстраційної термоядерної енергетичної установки за різних варіантів фінансування досліджень. При цьому виявилося, що обсяги річного фінансування досліджень у цьому напрямі зовсім недостатні, і при збереженні існуючого рівня асигнувань створення термоядерних установок ніколи не завершиться успіхом, оскільки кошти, що виділяються, не відповідають навіть мінімальному, критичному рівню.

2. Більш серйозна перешкода на шляху розвитку досліджень у цій галузі полягає в тому, що термоядерну установку типу, що обговорюється, не можна створити і продемонструвати в малих розмірах. З наведених далі пояснень стане ясно, що для термоядерного синтезу необхідне не тільки магнітне утримання плазми, а й достатній її нагрівання. Відношення енергії, що витрачається і одержується, зростає, щонайменше, пропорційно квадрату лінійних розмірів установки, внаслідок чого науково-технічні можливості і переваги термоядерних установок можуть бути перевірені і продемонстровані лише на досить великих станціях, типу згадуваного реактора ITER. Суспільство просто не було готове до фінансування таких великих проектів, доки не було достатньої впевненості в успіху.

3. Розвиток термоядерної енергетики мало дуже складний характер, проте (незважаючи на недостатнє фінансування та труднощі вибору центрів для створення установок JET та ITER) в останні роки спостерігається явний прогрес, хоча станція, що діє, ще не створена.

Сучасний світ стоїть перед дуже серйозним енергетичним викликом, який точніше можна назвати «невизначеною енергетичною кризою». Проблема пов'язана з тим, що запаси викопних горючих речовин можуть вичерпатися вже в другій половині цього століття. Більше того, спалювання викопних палив може призвести до необхідності якимось чином пов'язувати і «зберігати» вуглекислий газ, що випускається в атмосферу (згадана вище програма CCS) для запобігання серйозним змінам у кліматі планети.

В даний час майже вся енергія, що споживається людством, створюється спалюванням викопних палив, а вирішення проблеми може бути пов'язане з використанням сонячної енергії або ядерної енергетики (створенням реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах тощо). Глобальна проблема, зумовлена ​​зростанням населення країн, що розвиваються, і їх потребою у підвищенні рівня життя та збільшенні обсягу виробленої енергії, не може бути вирішена тільки на основі розглянутих підходів, хоча, звичайно, слід заохочувати будь-які спроби розвитку альтернативних методів вироблення енергії.

Власне, у нас невеликий вибір стратегій поведінки та розвиток термоядерної енергетики є виключно важливим, навіть незважаючи на відсутність гарантії успіху. Газета Financial Times (від 25.01.2004) писала з цього приводу:

Сподіватимемося на те, що жодних великих і несподіваних сюрпризів на шляху розвитку термоядерної енергетики не буде. У цьому випадку приблизно через 30 років ми зуміємо вперше подати електричний струм від неї в енергетичні мережі, а ще через 10 років почне працювати перша комерційна термоядерна електростанція. Можливо, що в другій половині нашого століття енергія ядерного синтезу почне замінювати викопні палива і поступово відіграватиме важливу роль у забезпеченні людства енергією в глобальному масштабі.

Немає абсолютної гарантії, що завдання створення термоядерної енергетики (як ефективне і великомасштабне джерело енергії для всього людства) завершиться успішно, але ймовірність успіху в цьому напрямку досить висока. З огляду на величезний потенціал термоядерних станцій можна вважати виправданими всі витрати на проекти їх швидкого (і навіть прискореного) розвитку, тим більше, що ці капіталовкладення виглядають дуже скромними на тлі жахливого за обсягом світового енергетичного ринку (4 трильйони доларів на рік8). Забезпечення потреб людства енергії є дуже серйозною проблемою. У міру того, як викопне паливо стає все менш доступним (крім цього його використання стає небажаним), ситуація змінюється, і ми просто не можемо дозволити собі не розвивати термоядерну енергетику.

На запитання "Коли з'явиться термоядерна енергетика?" Лев Арцимович (визнаний піонер і лідер досліджень у цій галузі) якось відповів, що «вона буде створена, коли стане справді необхідною людству»

ІТЕР стане першим термоядерним реактором, який вироблятиме більше енергії, ніж споживатиме. Вчені вимірюють цю характеристику за допомогою простого коефіцієнта, який вони називають Q. Якщо ІТЕР дозволить досягти всіх поставлених наукових цілей, то він вироблятиме в 10 разів більше енергії, ніж споживати. Останній із побудованих пристроїв — «Спільний європейський тор» в Англії — є дрібнішим прототипом термоядерного реактора, який на остаточному етапі наукових досліджень досяг значення Q, що дорівнює майже 1. Це означає, що він виробляв рівно стільки ж енергії, скільки споживав. ІТЕР дозволить перевершити цей результат, продемонструвавши створення енергії в процесі термоядерного синтезу і досягнувши значення Q, що дорівнює 10. Ідея полягає в тому, щоб при обсязі споживання енергії на рівні приблизно 50 МВт виробляти 500 МВт. Таким чином, однією з наукових цілей ІТЕР є довести, що може бути досягнуто значення Q, що дорівнює 10.

Інша наукова мета полягає в тому, що ІТЕР матиме досить тривалий час "горіння" - імпульс збільшеної тривалості до однієї години. ІТЕР - це науково-дослідний експериментальний реактор, який не може виробляти енергію постійно. Коли ІТЕР почне працювати, він буде увімкнений протягом однієї години, після чого його необхідно буде відключити. Це важливо тому, що досі створювані нами типові пристрої були здатні мати час горіння довжиною в кілька секунд або навіть десятих секунд - це максимум. «Спільний європейський тор» досяг свого значення Q, що дорівнює 1, при часі горіння приблизно дві секунди при довжині імпульсу 20 секунд. Але процес, який триває кілька секунд, не є по-справжньому постійним. За аналогією із запуском двигуна автомобіля: короткочасне включення двигуна з наступним вимкненням - це ще не справжня експлуатація автомобіля. Тільки коли ви проїдете на вашому автомобілі протягом півгодини, він вийде на постійний режим роботи та продемонструє, що на такому автомобілі справді можна їхати.

Тобто, з технічної та наукової точок зору, ІТЕР забезпечить значення Q, що дорівнює 10, та збільшений час горіння.

Програма термоядерного синтезу має воістину міжнародний, широкий характер. Люди вже зараз розраховують на успіх ІТЕР та думають про наступний крок — створення прототипу промислового термоядерного реактора під назвою ДЕМО. Щоб побудувати його, необхідно, щоб ІТЕР працював. Ми повинні досягти наших наукових цілей, тому що це означатиме, що ідеї, які ми висуваємо, цілком здійсненні. Проте, я погоджуюсь з тим, що завжди слід думати про те, що буде далі. Крім того, в процесі експлуатації ІТЕР протягом 25-30 років наші знання поступово поглибляться та розширяться, і ми зможемо більш точно намітити наш наступний крок.

Справді, суперечок про те, чи ІТЕР повинен бути саме токамаком, не виникає. Деякі вчені ставлять питання зовсім інакше: чи ІТЕР повинен бути? Фахівці в різних країнах, які розвивають власні, не такі масштабні термоядерні проекти, стверджують, що такий великий реактор зовсім не потрібен.

Втім, їхню думку навряд чи варто вважати авторитетною. У створенні ІТЕР були задіяні фізики, які працюють із тороїдальними пастками вже кілька десятків років. В основу пристрою експериментального термоядерного реактора в Карадаші лягли всі знання, отримані в ході експериментів на десятках попередників-токамаків. І ці результати говорять про те, що реактор обов'язково винен токамаком, причому великим.

JET На даний момент найуспішнішим токамаком можна вважати JET, побудований ЄС у британському містечку Ебінгдоні. Це найбільший із створених сьогодні реакторів типу токамак, великий радіус плазмового тора 2,96 метрів. Потужність термоядерної реакції досягає вже більше 20 мегават при часі утримання до 10 секунд. Реактор повертає близько 40% вкладеної в плазму енергії.

Саме фізика плазми визначає енергобаланс, – розповів Infox.ru Ігор Семенов. Що таке енергобаланс доцент МФТІ описав на простому прикладі: «Всі ми бачили, як горить багаття. Насправді, там не дрова горять, а газ. Енергетичний ланцюжок там ось який: горить газ, гріє дрова, дрова випаровуються, знову горить газ. Тому, якщо ми пліснемо у вогонь води, то різко заберемо з системи енергію на фазовий перехід рідкої води в пароподібний стан. Баланс стане негативним, багаття згасне. Є й інший спосіб – ми просто можемо взяти і головешки рознести у просторі. Багаття теж згасне. Так само і в термоядерному реакторі, який ми будуємо. Розміри вибрано так, щоб створити для даного реактора відповідний позитивний енергобаланс. Достатній, щоб у майбутньому побудувати справжню ТЯЕС, вирішивши на цьому експериментальному етапі всі проблеми, які на даний момент залишаються невирішеними».

Розміри реактора якось змінювалися. Це сталося на рубежі XX-XXI століття, коли США вийшли з проекту, а члени, що залишилися, зрозуміли, що бюджет ІТЕР (на той момент він оцінювався в 10 мільярдів доларів США) занадто великий. Від фізиків та інженерів вимагали зменшити вартість установки. А зробити це можна було лише за рахунок розмірів. Керував «перепроектуванням» ІТЕР французький фізик Роберт Аймар (Robert Aymar), який раніше працював на французькому токамаку Tore Supra у Карадаші. Зовнішній радіус плазмового тора було скорочено з 8,2 до 6,3 метра. Втім, ризики, пов'язані із зменшенням розміру, частково компенсували кілька додаткових надпровідних магнітів, які дозволили реалізувати відкритий і досліджений режим утримання плазми.

Термоядерний реактор О.П. Веліхов, С.В. Путівський

Є.П. Веліхов, С.В. Путівський.
Доповідь від 22.10.1999, виконана в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists

Анотація

У цій статті наведено короткий огляд сучасного стану термоядерних досліджень та викладено перспективи термоядерної енергетики в енергетичній системі 21 століття. Огляд розрахований на широке коло читачів, знайомих із основами фізики та інженерії.

За сучасними фізичними уявленнями, існує лише кілька фундаментальних джерел енергії і, які, в принципі, можуть бути освоєні та використані людством. Ядерні реакції синтезу - це одне з таких джерел енергії. У реакціях синтезу енергії проводиться за рахунок роботи ядерних сил, що здійснюються при злитті ядер легких елементів та утворенні більш важких ядер. Ці реакції широко поширені в природі - вважається, що енергія зірок і, в тому числі, Сонця виробляється в результаті ланцюжка ядерних реакцій синтезу, що перетворюють чотири ядра атома водню на ядро ​​гелію. Можна сказати, що Сонце - це великий природний термоядерний реактор, що забезпечує енергією екологічну систему Землі.

В даний час, більше 85% енергії та виробленої людиною виходить при спалюванні органічних палив - вугілля, нафти та природного газу. Це дешеве джерело енергії і, освоєне людиною близько 200 - 300 років тому, призвело до швидкого розвитку людського суспільства, його добробуту і, як наслідок, до зростання народонаселення Землі. Передбачається, що через зростання народонаселення і більш рівномірного споживання енергії та по регіонах, виробництво енергії і зросте до 2050 р. приблизно втричі в порівнянні з нинішнім рівнем і досягне 10 21 Дж на рік. Не викликає сумніву, що в найближчому майбутньому колишнє джерело енергії і - органічні палива - доведеться замінити на інші види виробництва енергії. Це станеться як через виснаження природних ресурсів, так і через забруднення навколишнього середовища, яке за оцінками фахівців має настати набагато раніше, ніж будуть вироблені дешеві природні ресурси (нинішній спосіб виробництва енергії і використовує атмосферу як смітник, викидаючи щодня 17 млн. тонн. вуглекислого та інших газів, супутніх спалюванню палив). Перехід від органічних палив до широкомасштабної альтернативної енергетики очікується у середині 21 століття. Передбачається, що майбутня енергетика буде ширше, ніж нинішня енергетична система, використовувати різноманітні і, в тому числі, відновлювані джерела енергії і, такі як: сонячна енергія, енергія вітру, гідроелектроенергія, вирощування та спалювання біомаси та ядер. Частка кожного джерела енергії та у загальному виробництві енергії буде визначатися структурою споживання енергії та економічною ефективністю кожного з цих джерел енергії.

У нинішньому індустріальному суспільстві більше половини енергії і використовується в режимі постійного споживання, що не залежить від часу доби та сезону. На цю постійну базову потужність накладаються добові та сезонні коливання. Таким чином, енергетична система повинна складатися з базової енергетики, яка забезпечує суспільство енергією на постійному або квазіпостійному рівні, та енергетичних ресурсів, які використовуються в міру потреби. Очікується, що відновлювані джерела енергії і такі, як сонячна енергія, спалювання біомаси та ін, будуть використовуватися в основному в змінній складовій споживання енергії. Основний і єдиний кандидат для базової енергетики - це ядерна енергія. В даний час, для отримання енергії та освоєно лише ядерні реакції поділу, які використовуються на сучасних атомних електростанціях. Керований термоядерний синтез, поки, лише потенційний кандидат для базової енергетики.

Які ж переваги має термоядерний синтез, порівняно з ядерними реакціями поділу, які дозволяють сподіватися на широкомасштабний розвиток термоядерної енергетики? Основна та принципова відмінність полягає у відсутності довгоживучих радіоактивних відходів, які характерні для ядерних реакторів поділу. І хоча в процесі роботи термоядерного реактора перша стінка активується нейтронами, вибір відповідних низькоактивованих конструкційних матеріалів відкриває принципову можливість створення термоядерного реактора, в якому наведена активність першої стінки знижуватиметься до повністю безпечного рівня за тридцять років після зупинки реактора. Це означає, що реактор, що виробив ресурс, потрібно буде законсервувати всього на 30 років, після чого матеріали можуть бути перероблені і використані в новому реакторі синтезу. Ця ситуація принципово відрізняється від реакторів поділу, які виробляють радіоактивні витрати, що вимагають переробки та зберігання протягом десятків тисяч років. Крім низької радіоактивності, термоядерна енергетика має величезні, практично невичерпні запаси палива та інших необхідних матеріалів, достатніх для виробництва енергії та протягом багатьох сотень, якщо не тисяч років.

Саме ці переваги спонукали основні ядерні країни розпочати в середині 50 років широкомасштабні дослідження щодо керованого термоядерного синтезу. У Радянському Союзі та США до цього часу вже було проведено перші успішні випробування водневих бомб, які підтвердили принципову можливість використання енергії та ядерного синтезу у земних умовах. З початку стало зрозуміло, що керований термоядерний синтез немає військового застосування. У 1956 р. дослідження були розсекречені і відтоді проводяться в рамках широкого міжнародного співробітництва. Воднева бомба була створена всього за кілька років, і в той час здавалося, що мета близька, і перші великі експериментальні установки, побудовані в кінці 50 років, отримають термоядерну плазму. Однак, потрібно більше 40 років досліджень для того, щоб створити умови, за яких виділення термоядерної потужності порівняно з потужністю нагріву суміші, що реагує. У 1997 р. найбільша термоядерна установка - Європейський ТОКАМАК (JET) отримала 16 МВт термоядерної потужності і впритул підійшла до цього порога.

Що ж стало причиною такої затримки? Виявилося, що для досягнення мети фізикам та інженерам довелося вирішити безліч проблем, про які і не здогадувалися на початку шляху. Протягом цих 40 років була створена наука - фізика плазми, яка дозволила зрозуміти і описати складні фізичні процеси, що відбуваються в суміші, що реагує. Інженерам знадобилося вирішити не менш складні проблеми, у тому числі навчитися створювати глибокий вакуум у великих обсягах, підібрати та випробувати відповідні конструкційні матеріали, розробити великі надпровідні магніти, потужні лазери та джерела рентгенівського випромінювання, розробити імпульсні системи живлення, здатні створювати потужні пучки частинок. розробити методи високочастотного нагрівання суміші та багато іншого.

§4 присвячений огляду досліджень у галузі магнітного керованого синтезу, який включає в себе системи з магнітним утриманням та імпульсні системи. Більшість цього огляду присвячена найбільш сучасним системам для магнітного утримання плазми, установкам типу ТОКАМАК.

Обсяг цього огляду дозволяє обговорити лише найбільш суттєві сторони досліджень з керованого термоядерного синтезу. Читачеві, який цікавиться глибшим вивченням різних аспектів цієї проблеми, можна рекомендувати звернутися до оглядової літератури. Існує велика література, присвячена керованому термоядерному синтезу. У тому числі, слід згадати як книги, що вже стали класичними, написані основоположниками керованих термоядерних досліджень, так і зовсім недавні видання, як, наприклад, в яких викладено сучасний стан термоядерних досліджень.

Хоча ядерних реакцій синтезу, що призводять до виділення енергії і досить багато, для практичних цілей використання ядерної енергії і інтерес представляють лише реакції наведені в Таблиці 1. Тут і нижче ми використовуємо стандартне позначення ізотопів водню: р - протон з атомною масою 1, D - дейтрон, з атомною масою 2 і Т - тритій, ізотоп з масою 3. Усі ядра, що у цих реакціях крім тритію стабільні. Тритій – це радіоактивний ізотоп водню в період напіврозпаду 12.3 років. В результаті β-розпаду він перетворюється на Не 3 , випромінюючи низькоенергійний електрон. На відміну від ядерних реакцій поділу, реакції синтезу не виробляють довгоживучих радіоактивних уламків важких ядер, що дає можливість створити "чистий" реактор, не обтяжений проблемою довготривалого зберігання радіоактивних відходів.

Таблиця 1.
Ядерні реакції, що становлять інтерес для керованого термоядерного синтезу

Всі реакції, наведені в Таблиці 1, крім останньої, відбуваються з виділенням енергії та у вигляді кінетичної енергії та продуктів реакцій, q , яка вказана в дужках в одиницях мільйонів електронвольт (МеВ),
(1 еВ = 1.6 · 10 -19 Дж = 11600 ° К). Дві останні реакції відіграють особливу роль у керованому термоядерному синтезі - вони будуть використовуватися для виробництва тритію, якого не існує в природі.

Ядерні реакції синтезу 1-5 мають відносно велику швидкість реакцій, яку прийнято характеризувати перетином реакції, σ . Перерізи реакцій з Таблиці 1 показані на Рис.1, як функція енергії і частинок, що стикаються в системі центру мас.

Через наявність кулонівського відштовхування між ядрами, перерізи реакцій при низькій енергії і частинок мізерно малі, і тому при звичайній температурі суміш ізотопів водню та інших легких атомів практично не реагує. Для того, щоб будь-яка з цих реакцій мала помітний переріз, частинкам, що стикаються, потрібно мати велику кінетичну енергію. Тоді частки зможуть подолати кулоновський бар'єр, зблизитися на відстань порядку ядерних та відреагувати. Наприклад, максимальний переріз для реакції дейтерію з тритієм досягається при енергії та частинках близько 80 КэВ, а для того, щоб DT суміш мати велику швидкість реакцій, її температура має бути масштабу ста мільйонів градусів, Т = 10 8 °К.

Найпростіший спосіб отримання енергії та ядерного синтезу, який відразу спадає на думку, це використовувати прискорювач іонів і бомбардувати, скажімо, іонами тритію, прискореними до енергії і 100 Кев, тверду або газову мішень, що містить іони дейтерію. Однак, інжектовані іони занадто швидко сповільнюються, стикаючись з холодними електронами мішені, і не встигають виробити енергію достатню для того, щоб покрити енергетичні витрати на їх прискорення, незважаючи на величезну різницю у вихідній (порядку 100 КэВ) і виробленої в реакції енергії порядку 10 МеВ). Іншими словами, при такому “способі” виробництва енергії та коефіцієнт відтворення енергії та,
Q fus = Р синтез /Р витрат буде менше 1.

Для того, щоб збільшити Q fus можна підігріти електрони мішені. Тоді швидкі іони гальмуватимуться повільніше та Q fus буде рости. Однак, позитивний вихід досягається лише при дуже високій температурі мішені - близько кількох KеВ. За такої температури інжекція швидких іонів вже не принципова, в суміші існує достатня кількість енергійних теплових іонів, які самі вступають у реакції. Іншими словами, у суміші відбуваються термоядерні реакції або термоядерний синтез.

Швидкість термоядерних реакцій можна розрахувати, проінтегрувавши переріз реакції, показаний на Рис.1, за рівноважною максвеллівською функцією розподілу частинок. В результаті, можна отримати швидкість реакцій, К(Т), Що визначає число реакцій, що відбуваються в одиниці обсягу, n 1 n 2 К(Т), і, отже, об'ємну щільність виділення енергії і реагує суміші,

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

В останній формулі n 1 n 2- об'ємні концентрації реагуючих компонентів, Т- температура реагуючих частинок та q- енергетичний вихід реакції, наведений у Таблиці 1.

При високій температурі, характерної для реагує суміші, суміш знаходиться в стані плазми, тобто. складається з вільних електронів та позитивно заряджених іонів, які взаємодіють один з одним за рахунок колективних електромагнітних полів. Самоузгоджені з рухом частинок плазми електромагнітні поля визначають динаміку плазми та, зокрема, підтримують її квазінейтральність. З дуже великою точністю, щільність зарядів іонів і електронів у плазмі рівні між собою, n e = Zn z де Z - заряд іону (для ізотопів водню Z = 1). Іонна та електронна компоненти обмінюються енергією, за рахунок кулонівських зіткнень і при параметрах плазми, типових для термоядерних додатків, їх температури приблизно рівні.

За високу температуру суміші доведеться платити додатковими енергетичними витратами. По-перше, потрібно врахувати гальмівне випромінювання, що випускається електронами при зіткненні з іонами:

Потужність гальмівного випромінювання, так само як і потужність термоядерних реакцій у суміші, пропорційна квадрату щільності плазми і тому відношення P fus /P b залежить тільки від температури плазми. Гальмівне випромінювання, на відміну від потужності термоядерних реакцій, слабо залежить від температури плазми, що призводить до наявності нижньої межі за температурою плазми, при якій потужність термоядерних реакцій дорівнює потужності гальмівних втрат, P fus /P b = 1. При температурі нижче порогової потужності тормоз втрат перевищує термоядерне виділення енергії, і тому в холодній суміші позитивний вихід енергії і неможливий. Найменшу граничну температуру має суміш дейтерію з тритієм, але і в цьому випадку температура суміші повинна перевищувати 3 KэВ (3.5 10 7 °К). Порогові температури для DD і DHe 3 реакцій приблизно на порядок вище, ніж для DT-реакції. Для реакції протона з бором гальмівне випромінювання при будь-якій температурі перевищує вихід реакції , і тому для використання цієї реакції потрібні спеціальні пастки , в яких температура електронів нижче, ніж температура іонів, або щільність плазми настільки велика, що випромінювання поглинається робочою сумішшю.

Крім високої температури суміші, для позитивного виходу реакцій потрібно щоб гаряча суміш проіснувала досить довго і реакції встигли відбутися. У будь-якій термоядерній системі з кінцевими розмірами існують додаткові до гальмівного випромінювання канали втрати енергії та з плазми (наприклад, за рахунок теплопровідності, лінійного випромінювання домішок та ін), потужність яких не повинна перевищувати термоядерне енерговиділення. У загальному випадку додаткові втрати енергії і можна охарактеризувати енергетичним часом життя плазми t E , визначеним таким чином, що відношення 3nТ / t E дає потужність втрат з одиниці плазмового об'єму. Очевидно, що для позитивного виходу необхідно, щоб термоядерна потужність перевищувала потужність додаткових втрат, P fus > 3nТ / t E , що дає умову мінімальний добуток щільності на час життя плазми, nt E . Наприклад, для DT-реакції необхідно, щоб

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

Цю умову прийнято називати критерієм Лоусона (строго кажучи, в оригінальній роботі критерій Лоусона був виведений для конкретної схеми термоядерного реактора і, на відміну від (3), включає к.п.д. перетворення теплової енергії і в електричну). У тому вигляді, в якому він записаний вище, критерій практично не залежить від термоядерної системи і є узагальненою необхідною умовою позитивного виходу. Критерій Лоусона для інших реакцій на один-два порядки вищий, ніж для DT-реакції, вища і гранична температура. Близькість пристрою для досягнення позитивного виходу прийнято зображати на площині Т - nt E , яка показана на Рис.2.

nt E

Рис.2. Область з позитивним виходом ядерної реакції на площині T-nt E.
Показано досягнення різних експериментальних установок щодо утримання термоядерної плазми.

Видно, що DT-реакції більш легко здійсненні - вони вимагають суттєво меншої температури плазми, ніж DD-реакції та накладають менш жорсткі умови на її утримання. Сучасна термоядерна програма спрямована на здійснення керованого DT синтезу.

Таким чином, керовані термоядерні реакції, в принципі, можливі і основне завдання термоядерних досліджень - це розробка практичного пристрою, який міг би конкурувати економічно з іншими джерелами енергії.

Всі винайдені за 50 років пристрої можна розділити на два великі класи: 1) стаціонарні або квазістаціонарні системи, що ґрунтуються на магнітному утриманні гарячої плазми; 2) імпульсні системи. У першому випадку, щільність плазми невелика і критерій Лоусона досягається за рахунок гарного утримання енергії та в системі, тобто. великого енергетичного часу життя плазми Тому, системи з магнітним утриманням мають характерний розмір плазми близько декількох метрів і відносно низьку щільність плазми, n ~ 10 20 м -3 (це приблизно в 10 5 разів нижче, ніж щільність атомів при нормальному тиску та кімнатній температурі).

В імпульсних системах критерій Лоусона досягається за рахунок стиснення термоядерних мішеней лазерним або рентгенівським випромінюванням та створення суміші з дуже високою щільністю. Час життя в імпульсних системах замало і визначається вільним розльотом мішені. Основне фізичне завдання, у цьому напрямку керованого термоядерного синтезу, полягає у зниженні повної енергії та вибуху до рівня, який дозволить зробити практичний термоядерний реактор.

Обидва типи систем, вже, впритул підійшли до створення експериментальних машин з позитивним виходом енергії та Q fus > 1, в яких будуть перевірені основні елементи майбутніх термоядерних реакторів. Однак, перш ніж перейти до обговорення термоядерних пристроїв, ми розглянемо паливний цикл майбутнього термоядерного реактора, який не залежить від конкретного пристрою системи.

1) ТОКАМАК Т-15 поки працював тільки в режимі з омічним нагріванням плазми і тому параметри плазми, отримані на цій установці, досить низькі. У майбутньому передбачається запровадити 10 МВт нейтральної інжекції та 10 МВт електронно-циклотронного нагріву.

2) Наведений Q fus перерахований з параметрів DD-плазми, отриманих в установці, на DT-плазму.

І хоча експериментальна програма на цих ТОКАМАКах ще не закінчена, це покоління машин практично виконало поставлені перед ним завдання. ТОКАМАКи JET і TFTR вперше отримали велику термоядерну потужність DT-реакцій у плазмі, 11 МВт у TFTR та 16 МВт у JET. На Рис.6 показані часові залежності термоядерної потужності в DT експериментах.

Рис.6. Залежність термоядерної потужності час від часу в рекордних дейтерієво-тритієвих розрядах на токамаках JET і TFTR.

Це покоління ТОКАМАК досягло порогової величини Q fus = 1 і отримало nt E всього в кілька разів нижче, ніж те, яке потрібно для повномасштабного ТОКАМАКа-реактора. У ТОКАМАКах навчилися підтримувати стаціонарний плазмовий струм за допомогою ВЧ полів та нейтральних пучків. Було вивчено фізику нагрівання плазми швидкими частинками і, в тому числі, термоядерними альфа-частинками, вивчено роботу дивертора та розроблено режими його роботи з низькими тепловими навантаженнями. Результати цих досліджень дозволили створити фізичні основи, необхідні для наступного кроку – першого ТОКАМАКа-реактора, який працюватиме в режимі горіння.

Які ж фізичні обмеження на параметри плазми є в ТОКАМАК?

Максимальний тиск плазми в токамак або максимальна величина β визначається стійкістю плазми і наближено описується співвідношенням Тройона,

де β виражено у %, I p- Струм, що протікає в плазмі і β N- безрозмірна константа, яка називається коефіцієнтом Тройона. Параметри (5) мають розмірність МА, Тл, м. Максимальні значення коефіцієнта Тройону β N= 3÷5, досягнуті в експериментах, добре узгоджуються з теоретичними передбаченнями, що базуються на розрахунках стійкості плазми. Рис.7 показує граничні значення β , Отримані в різних ТОКАМАКах.

Рис.7. Порівняння граничних значень β досягнутих в експериментах зі скейлінгом Тройона.

При перевищенні граничного значення β , У плазмі ТОКАМАКа розвиваються великомасштабні гвинтові обурення, плазма швидко охолоджується та гине на стінці. Це називається зривом плазми.

Як видно з Рис.7 для Токамак характерні досить низькі значення β лише на рівні кількох відсотків. Існує важлива можливість збільшити значення β за рахунок зменшення аспектного відношення плазми до гранично низьких значень R/ a= 1.3÷1.5. Теорія передбачає, що в таких машинах β може досягати кількох десятків відсотків. Перший токамак з ультра низьким аспектним ставленням, START, побудований кілька років тому в Англії, вже отримав значення β = 30%. З іншого боку, ці системи технічно більш напружені і вимагають спеціальних технічних рішень для тороїдальної котушки, дивертора і нейтронного захисту. В даний час будуються кілька більших, ніж START, експериментальних токамак з низьким аспектним ставленням і плазмовим струмом вище 1 МА. Очікується, що протягом наступних 5 років експерименти дадуть достатньо даних для того, щоб зрозуміти, чи буде досягнуто очікуване поліпшення плазмових параметрів і чи воно зможе компенсувати технічні труднощі, очікувані в цьому напрямку.

Багаторічні дослідження утримання плазми в ТОКАМАКах показали, що процеси перенесення енергії та частинок поперек магнітного поля визначаються складними турбулентними процесами в плазмі. І хоча плазмові нестійкості, відповідальні за аномальні втрати плазми, вже позначені, теоретичне розуміння нелінійних процесів ще недостатньо для того, щоб, ґрунтуючись на перших принципах, описати час життя плазми. Тому, для екстраполяції часів життя плазми, отриманих у сучасних установках, до масштабів ТОКАМАКа-реактора, в даний час, використовуються емпіричні закономірності - скейлінги. Один з таких скейлінгів (ITER-97(y)), отриманий за допомогою статистичної обробки експериментальної бази даних з різних токамак, передбачає, що час життя зростає зі зростанням розміру плазми, R, плазмового струму I р, витягнутості перерізу плазми k = b/ а= 4 і падає зі зростанням потужності нагріву плазми, Р:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

Залежність енергетичного часу життя з інших плазмових властивостей досить слабка. Рис.8 показує, що час життя виміряний практично у всіх експериментальних ТОКАМАКах добре описується цим скейлінгом.

Рис.8. Залежність енергетичного часу життя, що експериментально спостерігається, від передбаченого скейлінгом ITER-97(y).
Середнє відхилення експериментальних точок від скейлінгу 15%.
Різні мітки відповідають різним ТОКАМАКам і проектованого ТОКАМАКу-реактору ІТЕР.

Цей скейлінг передбачає, що ТОКАМАК, в якому відбуватиметься термоядерне горіння, що самопідтримується, повинен мати великий радіус 7-8 м і плазмовий струм на рівні 20 МА. У такому токамі енергетичний час життя перевищуватиме 5 секунд, а потужність термоядерних реакцій буде на рівні 1-1.5 ГВт.

У 1998 р було закінчено інженерний проект ТОКАМАКа-реактора ІТЕР. Роботи проводилися спільними зусиллями чотирьох сторін: Європи, Росії, США та Японії з метою створення першого експериментального ТОКАМАКа-реактора, розрахованого на досягнення термоядерного горіння суміші дейтерію з тритієм. Основні фізичні та інженерні параметри установки наведені в Таблиці 3, а його перетин показано на рис.9.

Рис.9. Загальний вигляд проектованого ТОКАМАКа-реактора ІТЕР.

ІТЕР матиме, вже, всі основні риси ТОКАМАКа-реактора. Він матиме повністю надпровідну магнітну систему, бланкет, що охолоджується, і захист від нейтронного випромінювання, систему дистанційного обслуговування установки. Передбачається, що на першій стінці будуть отримані потоки нейтронів із щільністю потужності 1 МВт/м 2 і повним флюенсом 0.3 МВт× років/м 2 що дозволить провести ядерно-технологічні випробування матеріалів і модулів бланкету, здатних відтворювати тритій.

Таблиця 3.
Основні параметри першого експериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ІТЕР.

ІТЕР планується побудувати у 2010-2011 р. Експериментальна програма, яка триватиме на цьому експериментальному реакторі близько двадцяти років, дозволить отримати плазмово-фізичні та ядерно-технологічні дані, необхідні для будівництва у 2030-2035 р першого демонстраційного реактора-ТОКАМАКу, який вже буде виробляти електроенергію. Основне завдання ІТЕРу полягатиме в демонстрації практичності реактора-ТОКАМАКу для виробництва електроенергії.

Поряд з ТОКАМАКами, які в даний час є найбільш просунутою системою для здійснення керованого термоядерного синтезу, існують інші магнітні пастки, які успішно конкурують з ТОКАМАКом.

Крім ТОКАМАКів і СТЕЛЛАРАТОРІВ експерименти, хоч і в меншому масштабі, продовжуються на деяких інших системах із замкнутими магнітними конфігураціями. Серед них слід відзначити пінчі зі зверненим полем, СФЕРОМАКи та компактні тори. Пінчі зі зверненим полем мають відносно низьке значення тороїдального магнітного поля. У СФЕРОМАКу або компактних торах тороїдальна магнітна система зовсім відсутня. Відповідно всі ці системи обіцяють можливість створення плазми з високим значенням параметра β і, отже, у перспективі можуть виявитися привабливими для створення компактних термоядерних реакторів або реакторів, що використовують альтернативні реакції, такі як DHe 3 або рВ, в яких низьке поле потрібне для зниження магнітно-гальмівного випромінювання. Нинішні параметри плазми, досягнуті в цих пастках, поки істотно нижчі, ніж ті, які отримані в ТОКАМАКах і СТЕЛЛАРАТОРАХ.

Дослідження взаємодії лазерного випромінювання з речовиною показало, що лазерне випромінювання добре поглинається речовиною, що випаровується, оболонки мішені аж до необхідних щільностей потужності 2÷4 · 10 14 Вт/см 2 . Коефіцієнт поглинання може досягати 40÷80% і зростає із зменшенням довжини хвилі випромінювання. Як зазначалося вище, великого термоядерного виходу можна досягти, якщо при стисканні основна маса палива залишається холодною. І тому необхідно, щоб стиск було адіабатичним, тобто. потрібно уникати попереднього розігріву мішені, яке може відбуватися за рахунок генерації лазерним випромінюванням енергійних електронів, ударних хвиль або жорсткого рентгенівського випромінювання. Численні дослідження показали, що ці небажані ефекти можна знизити за рахунок профілювання імпульсу випромінювання, оптимізації таблеток та зменшення довжини хвилі випромінювання. На Рис.16, запозиченому з роботи, показані межі області на площині щільність потужності – довжина хвилілазерів, придатних для обтиснення мішеней

Рис.16. Область на площині параметрів, де лазери здатні здійснювати обтискання термоядерних мішеней (заштрихована).

Перша лазерна установка (NIF) з параметрами лазера, достатніми для одержання запалювання мішеней, буде побудована в США в 2002 р. Установка дозволить вивчити фізику обтиснення мішеней, які матимуть термоядерний вихід на рівні 1-20 МДж і, відповідно, дозволить отримати високі значення Q>1.

Хоча лазери дозволяють проводити лабораторні дослідження з обтиснення і запалювання мішеней, їх недоліком є ​​низький к.п.д., який поки що в кращому випадку досягає 1-2%. При таких низьких к.п.д. термоядерний вихід мішені повинен перевищувати 10 3 що є дуже складним завданням. Крім того, лазери на склі мають низьку повторюваність імпульсу. Для того, щоб лазери могли служити драйвером реактора термоядерної електростанції, їх вартість повинна бути знижена приблизно на два порядки величини . Тому, паралельно з розвитком лазерної технології, дослідники звернулися до розробки ефективніших драйверів - іонних пучків.

Іонні пучки

В даний час розглядається два типи іонних пучків: пучки легких іонів, типу Li, з енергією в кілька десятків МеВ і пучки важких іонів, типу Рb, з енергією до 10 ГеВ. Якщо говорити про реакторні додатки, то в обох випадках потрібно підвести до мішені радіусом кілька міліметрів енергію в кілька МДж за час близько 10 нс. Необхідно не тільки сфокусувати пучок, а й зуміти провести його в камері реактора на відстань близько кількох метрів від виходу прискорювача до мішені, що для пучків часток є непростим завданням.

Пучки легких іонів з енергією кілька десятків МеВ можна створювати з відносно великим к.п.д. за допомогою імпульсної напруги, доданої до діода. Сучасна імпульсна техніка дозволяє отримувати потужності, необхідні для обтиснення мішеней, і тому пучки легких іонів є найдешевшим кандидатом для драйвера. Експерименти з легкими іонами проводилися протягом багатьох років на установці PBFA-11 у Сандіївській національній лабораторії США. Установка дозволяє створювати короткі (15 нс) імпульси 30 МеВ-них іонів Li з піковим струмом 3.5 МА і повною енергією близько 1 МДж. Кожух з матеріалу з великим Z з мішенню всередині містився в центрі сферично-симетричного діода, що дозволяє отримувати велику кількість радіально спрямованих іонних пучків. Енергія іонів поглиналася в кожусі холрауму і пористому наповнювачі між мішенню і кожухом і перетворювалося на м'яке рентгенівське випромінювання, що стискає мішень.

Передбачалося отримати щільність потужності понад 5 · 10 13 Вт/см 2 , необхідну для обтиснення та підпалювання мішеней. Однак, досягнуті щільності потужності були приблизно на порядок величини менше, ніж очікувалося . У реакторі, який використовує легкі іони як драйвер, потрібні колосальні потоки швидких частинок з високою щільністю частинок поблизу мішені. Фокусування таких пучків на міліметрові мішені є завданням величезної складності. Крім того, легкі іони помітно гальмуватимуться в залишковому газі в камері згоряння.

Перехід до важких іонів і великих енергій часток дозволяє суттєво пом'якшити ці проблеми і, зокрема, зменшити щільність струму частинок і, таким чином, полегшити проблему фокусування частинок. Однак, для отримання необхідних 10 ГеВ частинок потрібні величезні прискорювачі з накопичувачами частинок та іншою складною прискорювальною технікою. Покладемо, що повна енергія пучка 3 МДж, час імпульсу 10 нс і область, на яку повинен бути сфокусований пучок, являє собою коло з радіусом 3 мм. Порівняльні параметри гіпотетичних драйверів для обтиснення мішені наведено в Таблиці 6.

Таблиця 6.
Порівняльні характеристики драйверів на легких та важких іонах.

*) – в області мішені

Пучки важких іонів, як і легкі іони, вимагають використання холрауму, у якому енергія іонів перетворюється на рентгенівське випромінювання, рівномірно опромінює саму мета. Конструкція холрауму для пучка важких іонів лише трохи відрізняється від холрауму для лазерного випромінювання. Відмінність полягає в тому, що пучки вимагають отворів, через яке лазерні промені проникають всередину холрауму. Тому, у разі пучків, використовуються спеціальні поглиначі частинок, які перетворюють їх енергію в рентгенівське випромінювання. Один із можливих варіантів показаний на Рис.14b. Виявляється, ефективність перетворення зменшується зі зростанням енергії та іонів і зростанням розміру області, на якій відбувається фокусування пучка . Тому збільшення енергії і частинок понад 10 ГеВ недоцільно.

В даний час, як у Європі, так і в США прийнято рішення зосередити основні зусилля на розвитку драйверів, заснованих на пучках важких іонів. Передбачається, що ці драйвери будуть розроблені до 2010-2020 рр. і, у разі успіху, замінять лазери в установках наступного покоління за NIF. Поки що прискорювачів, необхідних для інерційного синтезу, немає. Основна складність їх створення пов'язана з необхідністю збільшувати щільність потоків частинок до такого рівня, при якому просторова щільність заряду іонів вже суттєво впливає на динаміку та фокусування частинок. Для того, щоб зменшити ефект просторового заряду, передбачається створювати велику кількість паралельних пучків, які з'єднуватимуться в камері реактора і спрямовуватимуться на мішень. Характерний розмір лінійного прискорювача - кілька кілометрів.

Яким чином передбачається провести іонні пучки на відстань кілька метрів у камері реактора і сфокусувати їх на області розміром кілька міліметрів? Одна з можливих схем полягає у самофокусуванні пучків, яке може відбуватися в газі низького тиску. Пучок буде викликати іонізацію газу і компенсуючий зустрічний електричний струм, що протікає плазмою. Азімутальне магнітне поле, яке створюється результуючим струмом (різницею струму пучка та зворотного струму плазми), буде призводити до радіального стиснення пучка та його фокусування. Чисельне моделювання показує, що, в принципі, така схема можлива, якщо тиск газу підтримуватиметься в потрібному діапазоні 1-100 Торр.

І хоча пучки важких іонів відкривають перспективу створення ефективного драйвера для термоядерного реактора, вони мають перед собою колосальні технічні труднощі, які ще доведеться подолати, перш ніж буде досягнуто мети. Для термоядерних додатків потрібен прискорювач, який створюватиме пучок 10 ГеВ-них іонів з піковим струмом у кілька десятків КА та із середньою потужністю близько 15 МВт. Обсяг магнітної системи такого прискорювача можна порівняти з обсягом магнітної системи ТОКАМАКа-реактора і, отже, очікується, що й вартості будуть одного порядку.

Камера імпульсного реактора

На відміну від магнітного термоядерного реактора, де потрібен високий вакуум та чистота плазми, до камери імпульсного реактора такі вимоги не пред'являються. Основні технологічні труднощі створення імпульсних реакторів лежать у галузі драйверної техніки, створенні прецизійних мішеней та систем, що дозволяють подавати та контролювати положення мішені в камері. Сама камера імпульсного реактора має відносно просту конструкцію. Більшість проектів передбачає використання рідкої стінки, що створюється відкритим теплоносієм. Наприклад, проект реактора HYLIFE-11 використовує розплавлену сіль Li 2 BeF 4 рідка завіса з якої оточує область, куди надходять мішені. Рідка стінка поглинатиме нейтронне випромінювання і змиватиме залишки мішеней. Вона демпфує тиск мікровибухів і поступово передає її на основну стінку камери. Характерний зовнішній діаметр камери близько 8 м, її висота – близько 20 м.

Повна витрата рідкого теплоносія за оцінками становитиме близько 50 м 3 /с, що цілком можливо. Передбачається, що крім основного, стаціонарного потоку, в камері буде зроблено імпульсна рідка заслінка, яка буде синхронізуватися з подачею мішені з частотою близько 5 Гц для пропускання пучка важких іонів.

Потрібна точність подачі мішені становить частки міліметрів. Очевидно, що пасивна подача мішені на відстань кілька метрів з такою точністю в камері, в якій відбуватиметься турбулентні потоки газу, викликані вибухами попередніх мішеней, є практично нездійсненним завданням. Тому, в реакторі знадобиться система управління, що дозволяє відстежувати положення мішені і проводити динамічне фокусування пучка. У принципі, таке завдання можна здійснити, але може суттєво ускладнити управління реактором.

ІТЕР - міжнародний термоядерний реактор (ITER)

Споживання енергії людством зростає з кожним роком, що спонукає сферу енергетики до активного розвитку. Так з виникненням атомних станцій кількість енергії, що виробляється по всьому світу, значно зросла, що дозволило благополучно витрачати енергію на всі потреби людства. Наприклад, 72,3 % від електроенергії, що виробляється, у Франції припадає на атомні станції, в Україні — 52,3 %, у Швеції — 40,0 %, у Великобританії — 20,4 %, у Росії — 17,1 %. Проте технології не стоять на місці, і щоб догодити подальшим енергетичним потребам країн майбутнього, вчені працюють над низкою інноваційних проектів, одним із яких є ІТЕР — міжнародний термоядерний реактор (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor).

Хоча рентабельність даної установки ще перебуває під питанням, згідно з роботами багатьох дослідників – створення та подальший розвиток технології керованого термоядерного синтезу може в результаті дати потужне та безпечне джерело енергії. Розглянемо деякі позитивні сторони такої установки:

• Основним паливом термоядерного реактора є водень, а це означає практично невичерпні запаси ядерного палива.
• Видобуток водню може відбуватися шляхом переробки морської води, яка доступна більшості країн. З цього випливає неможливість виникнення монополії паливних ресурсів.
• Імовірність аварійного вибуху у процесі роботи термоядерного реактора значно менша, ніж у процесі роботи ядерного реактора. За оцінками дослідників, навіть у разі аварії викиди радіації не становитимуть небезпеки для населення, а отже, відпадає й потреба в евакуації.
• На відміну від ядерних реакторів термоядерні реактори виробляють радіоактивні відходи, які мають короткий період напіврозпаду, тобто швидше розпадаються. Також у термоядерних реакторах відсутні продукти згоряння.
• Для роботи термоядерного реактора не потрібні матеріали, які також використовуються для ядерної зброї. Це дозволяє унеможливити прикриття виробництва ядерної зброї шляхом оформлення матеріалів для потреб ядерного реактора.

Термоядерний реактор - вид зсередини

Проте, існує низка технічних недоробок, із якими постійно стикаються дослідники.

Наприклад, нинішній варіант палива, представлений у вигляді суміші дейтерію та тритію, вимагає розробки нових технологій. Наприклад, після закінчення першої серії тестів на найбільшому на сьогоднішній день термоядерному реакторі ДЖЕТ реактор став настільки радіоактивним, що далі знадобилася розробка спеціальної роботизованої системи обслуговування для завершення експерименту. Іншим невтішним чинником роботи термоядерного реактора є його ККД – 20%, тоді як ККД АЕС – 33-34%, а ТЕС – 40%.

Створення проекту ІТЕР та запуск реактора

Проект ITER бере свій початок у 1985 році, коли Радянський Союз запропонував спільне створення токамака — тороїдальної камери з магнітними котушками, яка здатна утримувати плазму за допомогою магнітів, створюючи умови, необхідні для протікання реакції термоядерного синтезу. У 1992 році було підписано чотиристоронню угоду про розробку ІТЕР, сторонами якої виступили ЄС, США, Росія та Японія. 1994-го року до проекту приєдналася Республіка Казахстан, 2001-го – Канада, 2003-го – Південна Корея та Китай, 2005-го – Індія. 2005-го року було визначено місце для будівництва реактора – дослідницький центр ядерної енергетики Кадараш, Франція.

Будівництво реактора розпочалося з підготовки котловану для фундаменту. Так параметри котловану становили 130 х 90 х 17 метрів. Весь комплекс із токамаком важитиме 360 000 тонн, з яких 23 000 тонн посідає сам токамак.

Різні елементи комплексу ІТЕР розроблятимуться і доставлятимуться на місце будівництва з усіх куточків світу. Так у 2016-му році в Росії було розроблено частину провідників для полоідальних котушок, які далі вирушили до Китаю, який вироблятиме самі котушки.

Очевидно, таку масштабну роботу зовсім непросто організувати, низка країн неодноразово не встигала за графіком проекту, внаслідок чого запуск реактора постійно переносився. Так, згідно з минулорічним (2016 р.) червневим повідомленням: «отримання першої плазми заплановано на грудень 2025-го року».

Механізм роботи токамака ITER

Термін «токамак» походить з російського акроніма, який означає «тороїдальна камера з магнітними котушками».

Серцем токамака є його вакуумна камера у формі тора. Усередині під впливом екстремальної температури і тиску газоподібне водневе паливо стає плазмою - гарячим електрично зарядженим газом. Як відомо, зіркова речовина представлена ​​плазмою, а термоядерні реакції в ядрі Сонця протікають саме в умовах підвищеної температури та тиску. Подібні умови для формування, утримання, стиснення та розігріву плазми створюються за допомогою масивних магнітних котушок, які розташовані навколо вакуумної судини. Дія магнітів дозволить обмежити гарячу плазму від стінок судини.

Перед початком процесу повітря та домішки видаляються з вакуумної камери. Потім заряджаються магнітні системи, які допоможуть контролювати плазму, та вводиться газоподібне паливо. Коли через посудину проходить потужний електричний струм, газ електрично розщеплюється і стає іонізованим (тобто електрони залишають атоми) та утворює плазму.

У міру того, як частинки плазми активуються і стикаються, вони також нагріваються. Допоміжні методи нагрівання допомагають привести плазму до температур плавлення (від 150 до 300 млн. °C). Частки, «збуджені» настільки, можуть подолати своє природне електромагнітне відштовхування при зіткненні, внаслідок таких зіткнень вивільняється величезна кількість енергії.

Конструкція токамака складається з таких елементів:

Вакуумний посуд

(«пончик») – тороїдальна камера, виготовлена ​​з нержавіючої сталі. Її великий діаметр становить 19 м, малий – 6 м, а висота – 11 м. Об'єм камери становить 1 400 м 3 , а маса – понад 5 000 т. Стінки вакуумної судини подвійні, між стінками циркулюватиме теплоносій, у ролі якого виступить дистильована вода. Щоб уникнути забруднення води, внутрішня стінка камери захищена від радіоактивного випромінювання за допомогою бланкета.

Бланкет

(«ковдра») – складається з 440 фрагментів, що вкривають внутрішню поверхню камери. Загальна площа банкету складає 700м2. Кожен фрагмент є чимось на зразок касети, корпус якої зроблений з міді, а передня стінка є знімною і зроблена з берилію. Параметри касет 1х1,5 м, а маса — не більше 4,6 т. Подібні касети берилію будуть уповільнювати високоенергетичні нейтрони, утворені в процесі реакції. Під час уповільнення нейтронів виділятиметься тепло, що відводиться системою охолодження. Слід зазначити, що берилієвий пил, що утворюється в результаті роботи реактора, може викликати тяжке захворювання під назвою бериліоз, також несе канцерогенну дію. З цієї причини у комплексі розробляються суворі заходи безпеки.

Токамак у розрізі. Жовтим – соленоїд, помаранчевим – магніти тороїдального поля (TF) та полоідального поля (PF), синім – бланкет, світло-синім – VV – вакуумний посуд, фіолетовим – дивертор.

(«попільничка») полоідального типу – пристрій, основним завданням якого є «очищення» плазми від бруду, що виникає в результаті нагрівання та взаємодії з нею стінок камери, покритих бланкетом. При попаданні подібних забруднень до плазми вони починають інтенсивно випромінювати, внаслідок чого виникають додаткові радіаційні втрати. Розташовується в нижній частині токомака і за допомогою магнітів направляє верхні шари плазми (які є найбільш забрудненими) в камеру, що охолоджує. Тут плазма охолоджується і перетворюється на газ, після чого відкачується із камери назад. Берилієвий пил після попадання в камеру практично нездатний повернутися назад у плазму. Таким чином, забруднення плазми залишається лише на поверхні і не проникає вглиб.

Кріостат

– найбільший компонент токомака, який є оболонкою з нержавіючої сталі об'ємом 16 000 м 2 (29,3 х 28,6 м) та масою 3 850 т. Усередині кріостата будуть розташовуватися інші елементи системи, а сам він служить бар'єром між токамаком і зовнішньою середовищем. На його внутрішніх стінках будуть розташовані теплові екрани, що охолоджуються циркулюючим азотом при температурі 80 К (-193,15 ° C).

Магнітна система

– комплекс елементів, що служать для утримання та контролю плазми всередині вакуумної судини. Являє собою набір із 48 елементів:

• Котушки тороїдального поля - знаходяться зовні вакуумної камери і всередині кріостата. Представлені в кількості 18 штук, кожна з яких розміром 15 х 9 м і важить приблизно 300 т. Разом ці котушки генерують навколо плазмового тора магнітне поле напруженістю 11,8 Тл і запасають енергію в 41 ГДж.
• Котушки полоїдального поля - знаходяться поверх котушок тороїдального поля і всередині кріостата. Дані котушки відповідають за формування магнітного поля, що відокремлює масу плазми від стінок камери та стискає плазму для адіабатичного нагріву. Кількість таких котушок становить 6. Дві з котушок мають діаметр 24 м, а масу – 400 т. Інші чотири – трохи менше.
• Центральний соленоїд - знаходиться у внутрішній частині тороїдальної камери, вірніше в «дірці бублика». Принцип його роботи схожий на трансформатор, а основне завдання – збудження індуктивного струму в плазмі.
• Коригувальні котушки – знаходяться всередині вакуумної судини, між бланкетом та стінкою камери. Їхнє завдання полягає у збереженні форми плазми, здатної локально «випучуватися» і навіть торкатися стінок судини. Дозволяє знизити рівень взаємодії стінок камери з плазмою, а отже – рівень її забруднення, а також знижує знос самої камери.

Структура комплексу ІТЕР

Вищеописана «у двох словах» конструкція токамака є найскладнішим інноваційним механізмом, що збирається зусиллями кількох країн. Однак, для її повноцінної роботи потрібен цілий комплекс будівель, розташованих поблизу токамака. Серед них:

• Система управління, зв'язку та доступу до даних (Control, Data Access and Communication) – CODAC. Знаходиться у низці будівель комплексу ІТЕР.
• Сховища палива та паливна система – служить для доставки палива до токамаку.
• Вакуумна система – складається з більш ніж 400 вакуумних насосів, завдання яких – викачування продуктів термоядерної реакції, а також різних забруднень із вакуумної камери.
• Кріогенна система – представлена ​​азотним та гелієвим контуром. Гелієвий контур нормалізуватиме температуру в токамаку, робота (а значить і температура) якого протікає не безперервно, а імпульсно. Азотний контур охолоджуватиме теплові екрани кріостата і гелієвий контур. Також буде присутня водяна система охолодження, яка спрямована на зниження температури стінок бланкета.
• Електроживлення. Токамаку знадобиться приблизно 110 МВт енергії для постійної роботи. Для цього будуть проведені лінії електропередач за кілометр, які будуть підключені до французької промислової мережі. Експериментальна установка ІТЕР – не передбачає вироблення енергії, а працює лише в наукових інтересах.

Фінансування ІТЕР

Міжнародний термоядерний реактор ITER – досить дорогий захід, який спочатку оцінювався у 12 мільярдів доларів, де на Росію, США, Корею, Китай та Індію припадає на 1/11 частини суми, на Японію – 2/11, а на ЄС – 4/11 . Згодом ця сума зросла до 15 мільярдів доларів. Примітно, що фінансування відбувається за допомогою постачання необхідного для комплексу обладнання, яке розвинене у кожній із країн. Так, Росія постачає бланкети, пристрої нагрівання плазми та надпровідні магніти.

Перспектива проекту

На даний момент відбувається будівництво комплексу ІТЕР та виробництво всіх необхідних компонентів для токамака. Після запланованого запуску токамака у 2025-му році розпочнеться проведення низки експериментів, на основі результатів яких буде відзначено аспекти, що потребують доопрацювання. Після успішного введення в дію ІТЕР планується будівництво електростанції на основі термоядерного синтезу під назвою DEMO (DEMOnstration Power Plant). Завдання DEMo полягає в демонстрації так званої комерційної привабливості термоядерної енергетики. Якщо ITER здатний виробляти лише 500 МВт енергії, то DEMO дозволить безперервно генерувати енергію 2 ГВт.

Однак, слід мати на увазі, що експериментальна установка ІТЕР не вироблятиме енергію, а її призначення полягає в отриманні суто наукової вигоди. А як відомо, той чи інший фізичний експеримент може не тільки виправдати очікування, а й принести людству нові знання та досвід.

Сьогодні багато країн беруть участь у термоядерних дослідженнях. Лідерами є Європейський Союз, США, Росія та Японія, а програми Китаю, Бразилії, Канади та Кореї стрімко нарощуються. Спочатку термоядерні реактори у США та СРСР були пов'язані з розробкою ядерної зброї та залишалися засекреченими до конференції «Атоми для миру», яка відбулася в Женеві 1958 року. Після створення радянського токамака дослідження ядерного синтезу 1970 року стали «великою наукою». Але вартість та складність пристроїв збільшувалася до точки, коли міжнародне співробітництво стало єдиною можливістю просуватися вперед.

Термоядерні реактори у світі

Починаючи з 1970-х років, початок комерційного використання енергії синтезу постійно відсувалося на 40 років. Однак останніми роками сталося багато чого, завдяки чому цей термін може бути скорочений.

Побудовано кілька токамаків, у тому числі європейський JET, британський MAST та експериментальний термоядерний реактор TFTR у Прінстоні, США. Міжнародний проект ITER в даний час знаходиться на стадії будівництва в Кадараші, Франція. Він стане найбільшим токамаком, коли запрацює у 2020 роках. У 2030 році в Китаї буде побудовано CFETR, який перевершить ITER. Тим часом КНР проводить дослідження на експериментальному надпровідному токамаку EAST.

Термоядерні реактори іншого типу – стелатори – також популярні у дослідників. Один з найбільших LHD почав роботу в японському Національному інституті в 1998 році. Він використовується для пошуку найкращої магнітної конфігурації утримання плазми. Німецький Інститут Макса Планка в період з 1988 по 2002 рік проводив дослідження на реакторі Wendelstein 7-AS у Гархінгу, а зараз – на Wendelstein 7-X, будівництво якого тривало понад 19 років. Інший Стеларатор TJII експлуатується в Мадриді, Іспанія. У Прінстонській лабораторії (PPPL), де був побудований перший термоядерний реактор даного типу в 1951 році, в 2008 році зупинила будівництво NCSX через перевитрату коштів і відсутність фінансування.

Крім того, досягнуто значних успіхів у дослідженнях інерційного термоядерного синтезу. Будівництво National Ignition Facility (NIF) вартістю 7 млрд $ у Ліверморській національній лабораторії (LLNL), що фінансується Національною адміністрацією з ядерної безпеки, було завершено в березні 2009 р. Французька Laser Mégajoule (LMJ) розпочала роботу у жовтні 2014 року. Термоядерні реактори використовують доставлені лазерами протягом декількох мільярдних часток секунди близько 2 млн джоулів світлової енергії в ціль розміром кілька міліметрів для запуску реакції ядерного синтезу. Основним завданням NIF та LMJ є дослідження щодо підтримки національних військових ядерних програм.

ITER

У 1985 р. Радянський Союз запропонував побудувати токамак наступного покоління спільно з Європою, Японією та США. Робота велася під егідою МАГАТЕ. У період з 1988 по 1990 рік були створені перші проекти Міжнародного термоядерного експериментального реактора ITER, що також означає «шлях» або «подорож» латиною, з метою довести, що синтез може виробляти більше енергії, ніж поглинати. Канада та Казахстан також взяли участь за посередництва Євратома та Росії відповідно.

Через 6 років рада ITER схвалила перший комплексний проект реактора на основі усталеної фізики та технології вартістю 6 млрд доларів. Тоді США вийшли з консорціуму, що змусило вдвічі скоротити витрати та змінити проект. Результатом став ITER-FEAT вартістю 3 млрд дол., але що дозволяє досягти самопідтримуючої реакції та позитивного балансу потужності.

У 2003 р. США знову приєдналися до консорціуму, а Китай оголосив про бажання в ньому брати участь. У результаті в середині 2005 року партнери домовилися про будівництво ITER у Кадараш на півдні Франції. ЄС та Франція вносили половину від 12,8 млрд євро, а Японія, Китай, Південна Корея, США та Росія – по 10% кожен. Японія надавала високотехнологічні компоненти, містила установку IFMIF вартістю 1 млрд. євро, призначену для випробування матеріалів, і мала право на зведення наступного тестового реактора. Загальна вартість ITER включає половину витрат на 10-річне будівництво та половину – на 20 років експлуатації. Індія стала сьомим членом ІТЕР наприкінці 2005 року.

Експерименти мають розпочатися у 2018 р. з використанням водню, щоб уникнути активації магнітів. Використання D-T плазми не очікується раніше 2026 року.

Мета ITER – виробити 500 МВт (хоча б протягом 400 с), використовуючи менше 50 МВт вхідної потужності без генерації електроенергії.

Двогігаватна демонстраційна електростанція Demo вироблятиме великомасштабне на постійній основі. Концептуальний дизайн Demo буде завершено до 2017 року, а його будівництво розпочнеться у 2024 році. Пуск відбудеться 2033 року.

JET

У 1978 р. ЄС (Євратом, Швеція та Швейцарія) розпочали спільний європейський проект JET у Великій Британії. JET сьогодні є найбільшим працюючим токамаком у світі. Подібний реактор JT-60 працює в японському Національному інституті термоядерного синтезу, але тільки JET може використовувати дейтерій-тритієве паливо.

Реактор був запущений у 1983 році, і став першим експериментом, в результаті якого в листопаді 1991 року було проведено керований термоядерний синтез потужністю до 16 МВт протягом однієї секунди та 5 МВт стабільної потужності на дейтерій-тритієвій плазмі. Було проведено безліч експериментів з вивчення різних схем нагріву та інших технік.

Подальші вдосконалення JET стосуються підвищення його потужності. Компактний реактор MAST розробляється разом із JET і є частиною проекту ITER.

K-STAR

K-STAR - корейський надпровідний токамак Національного інституту термоядерних досліджень (NFRI) у Теджоні, який зробив свою першу плазму в середині 2008 року. ITER є результатом міжнародного співробітництва. Токамак радіусом 1,8 м - перший реактор, що використовує надпровідні магніти Nb3Sn, такі, які планується використовувати в ITER. Під час першого етапу, що завершився до 2012 року, K-STAR повинен був довести життєздатність базових технологій та досягти плазмових імпульсів тривалістю до 20 с. На другому етапі (2013-2017) проводиться його модернізація для вивчення довгих імпульсів до 300 с у режимі H та переходу до високопродуктивного AT-режиму. Метою третьої фази (2018-2023) є досягнення високої продуктивності та ефективності в режимі тривалих імпульсів. На 4 етапі (2023-2025) випробовуватимуться технології DEMO. Пристрій не здатний працювати з тритієм і D-T паливо не використовує.

K-DEMO

Розроблений у співпраці з Прінстонською лабораторією фізики плазми (PPPL) Міністерства енергетики США та південно-корейським інститутом NFRI, K-DEMO має стати наступним кроком на шляху створення комерційних реакторів після ITER, і буде першою електростанцією, здатною генерувати потужність в електричну мережу, а саме 1 млн кВт протягом кількох тижнів. Його діаметр становитиме 6,65 м, і він матиме модуль зони відтворення, створюваний у рамках проекту DEMO. Міністерство освіти, науки і технологій Кореї планує інвестувати в нього близько трильйона корейських вон (941 млн доларів).

EAST

Китайський експериментальний удосконалений надпровідний токамак (EAST) в Інституті фізики Китаю в Хефеї створив водневу плазму температурою 50 млн. ° C і утримував її протягом 102 с.

TFTR

В американській лабораторії PPPL експериментальний термоядерний реактор TFTR працював із 1982 по 1997 роки. У грудні 1993 р. TFTR став першим магнітним токамаком, у якому вироблялися великі експерименти з плазмою з дейтерий-трития. Наступного року реактор виробив рекордні на той час 10,7 МВт керованої потужності, а 1995 року було досягнуто рекорду температури в 510 млн °C. Однак установка не досягла мети беззбитковості енергії термоядерного синтезу, але з успіхом виконала цілі проектування апаратних засобів, зробивши значний внесок у розвиток ITER.

LHD

LHD в японському Національному інституті термоядерного синтезу в Токі, префектура Гіфу, був найбільшим стелаторатором у світі. Запуск термоядерного реактора відбувся 1998 р., і він продемонстрував якості утримання плазми, які можна порівняти з іншими великими установками. Було досягнуто температури іонів 13,5 кеВ (близько 160 млн ° C) та енергія 1,44 МДж.

Wendelstein 7-X

Після року випробувань, що розпочалися наприкінці 2015 року, температура гелію на короткий час досягла 1 млн. °C. У 2016 р. термоядерний реактор із водневою плазмою, використовуючи 2 МВт потужності, досяг температури 80 млн °C протягом чверті секунди. W7-X є найбільшим стеларатором у світі та планується його безперервна робота протягом 30 хвилин. Вартість реактора склала 1 млрд €.

NIF

National Ignition Facility (NIF) у Ліверморській національній лабораторії (LLNL) було завершено у березні 2009 року. Використовуючи свої 192 лазерні промені, NIF здатний сконцентрувати в 60 разів більше енергії, ніж будь-яка попередня лазерна система.

Холодний ядерний синтез

У березні 1989 року два дослідники, американець Стенлі Понс та британець Мартін Флейшман, заявили, що вони запустили простий настільний холодний термоядерний реактор, що працює за кімнатної температури. Процес полягав у електролізі важкої води з використанням паладієвих електродів, на яких ядра дейтерію концентрувалися з високою щільністю. Дослідники стверджують, що вироблялося тепло, яке можна було пояснити лише з погляду ядерних процесів, а також були побічні продукти синтезу, включаючи гелій, тритій та нейтрони. Проте іншим експериментаторам вдалося повторити цей досвід. Більшість наукової спільноти не вважає, що холодні термоядерні реактори реальні.

Низькоенергетичні ядерні реакції

Ініційовані претензіями на «холодний термоядерний синтез», дослідження продовжилися в галузі низькоенергетичних, які мають деяку емпіричну підтримку, але не загальноприйняте наукове пояснення. Очевидно, до створення і захоплення нейтронів використовуються слабкі ядерні взаємодії (а чи не потужна сила, як із або їх синтезі). Експерименти включають проникнення водню або дейтерію через каталітичний шар та реакцію з металом. Дослідники повідомляють про вивільнення енергії, що спостерігається. Основним практичним прикладом є взаємодія водню з порошком нікелю з виділенням тепла, кількість якого більша, ніж може дати будь-яка хімічна реакція.

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.