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.

p align="justify"> Принципово інший підхід до 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 менше, ніж у токамаків (через менш ефективної 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. Проте 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, що спостерігається у 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 стеллаторах, 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.

We say that we will put the sun into a box. The idea is pretty. The problema is we don"t know how to make the box.

Pierre-Gilles de Gennes
Французький нобелівський лауреат

Всім електронним пристроям і машинам потрібна енергія та людство споживає її дуже багато. Але викопне паливо закінчується, а альтернативна енергетика поки що недостатньо ефективна.
Є спосіб отримання енергії, що ідеально підходить всім вимогам - термоядерний синтез. Реакція термоядерного синтезу (перетворення водню на гелій та виділення енергії) постійно відбувається на сонці і цей процес дає планеті енергію у вигляді сонячних променів. Потрібно лише імітувати його на Землі, у меншому масштабі. Достатньо забезпечити високий тиск і дуже високу температуру (в 10 разів вище, ніж на Сонці), і реакція синтезу буде запущена. Щоб створити такі умови, потрібно збудувати термоядерний реактор. Він використовуватиме найпоширеніші землі ресурси, буде безпечним і потужнішим ніж звичайні атомні станції. Вже понад 40 років робляться спроби його будівництва та ведуться експерименти. В останні роки на одному з прототипів навіть вдалося отримати більше енергії, ніж було витрачено. Найбільш амбітні проекти у цій сфері представлені нижче:

Державні проекти

Найбільшу увагу громадськості останнім часом дістається інший конструкції термоядерного реактора - стеллатору Wendelstein 7-X (стеларатор складніший за внутрішнім пристроєм ніж ITER, який є токамаком). Витративши трохи більше 1 млрд доларів німецькі вчені за 9 років спорудили до 2015 року зменшену, демонстраційну модель реактора. Якщо він показуватиме хороші результати буде побудована більш масштабна версія.

MegaJoule Laser у Франції буде найпотужнішим у світі лазером і намагатиметься просунути метод будівництва термоядерного реактора, заснований на використанні лазерів. Введення французької установки в дію очікується у 2018 році.

NIF (National ignition facility) було побудовано в США за 12 років і 4 млрд. доларів до 2012. Вони розраховували протестувати технологію і після одразу будувати реактор, але виявилося, що, як повідомляє вікіпедія - reach ignition. В результаті грандіозні плани було скасовано і вчені взялися за поступове вдосконалення лазера. Остання задача – підняти ефективність передачі енергії з 7% до 15%. Інакше фінансування від конгресу цього методу досягнення синтезу може припинитися.

Наприкінці 2015 року в Сарові розпочалося будівництво будівлі для найпотужнішої у світі лазерної установки. Вона буде потужнішою за поточну американську та майбутню французьку і дозволить провести експерименти необхідні для будівництва «лазерної» версії реактора. Завершення будівництва у 2020 році.

Розташований у США лазер – MagLIF fusion визнається темним конячком серед методів досягнення термоядерного синтезу. Нещодавно цей метод показав результати краще за очікувані, але потужність все ще потрібно збільшити в 1000 разів. Зараз лазер проходить апгрейд, і до 2018 року вчені сподіваються отримати стільки ж енергії, скільки витратили. У разі успіху буде збудовано збільшену версію.

У російському ІЯФ завзято проводили експерименти над методом «відкритих пасток», від якого відмовилися США в 90-ті. В результаті було отримано показники, які вважалися неможливими для цього методу. Вчені ІЯФ вважають, що їхня установка зараз знаходиться на рівні німецької Wendelstein 7-X (Q=0.1), але дешевше. Нині за 3 млрд. рублів вони будують нову установку

Керівник Курчатівського інституту постійно нагадує про плани збудувати в Росії невеликий термоядерний реактор – Ігнітор. За планом, він має бути також ефективним як ITER, хоч і менше. Будівництво його мало розпочатися ще 3 роки тому, але така ситуація типова для великих наукових проектів.

Китайський токамак EAST на початку 2016 року зумів отримати температуру 50 млн. градусів і протримати її 102 секунди. До початку будівництва великих реакторів і лазерів всі новини про термоядерний синтез були такими. Можна було подумати, що це просто змагання серед вчених – хто довше втримає все більш високу температуру. Чим вище температура плазми і що довше її вдається утримувати - тим ближче до початку реакції синтезу. Таких установок у світі десятки, ще кілька () () будується так що незабаром рекорд EAST буде побитий. По суті ці невеликі реактори, це просто тестування обладнання перед відправкою в ITER.

Lockheed Martin оголосив у 2015-му про прорив у термоядерній енергетики, який дозволить їм побудувати невеликий та мобільний термоядерний реактор за 10 років. Враховуючи, що навіть дуже великі і зовсім не мобільні комерційні реактори очікувалися не раніше 2040 року, заява корпорації була скептично зустрінута. Але компанія має у своєму розпорядженні великі ресурси так що хто знає. Прототип очікується у 2020 році.

Популярний у кремнієвій долині стартап Helion Energy має свій унікальний план досягнення термоядерного синтезу. Компанія залучила понад 10 млн. доларів і розраховує створити прототип до 2019 року.

Стартап Tri Alpha Energy, що тримається в тіні, нещодавно добився вражаючих результатів у просуванні свого методу термоядерного синтезу (теоретиками було розроблено >100 теоретичних способів добитися синтезу, токамак просто найпростіший і популярніший). Компанія також залучила понад 100 млн. доларів коштів інвесторів.

Проект реактора від Канадського стартапу General Fusion ще більше не схожий на решту, але розробники у ньому впевнені та залучили за 10 років більше 100 млн. доларів, щоб побудувати реактор до 2020 року.

Стартап зі Сполученого королівства - First light має найдоступніший для розуміння сайт, що утворився в 2014 році, і оголосив про плани використовувати останні наукові дані для менш витратного отримання термоядерного синтезу.

Вчені MIT написали статтю з описом компактного термоядерного реактора. Вони сподіваються на нові технології, що з'явилися вже після початку будівництва гігантських токамаків та обіцяють здійснити проект за 10 років. Поки невідомо, чи буде їм дано зелене світло на початок будівництва. Навіть у разі схвалення, стаття в журналі, це ще більш рання стадія, ніж стартап

Термоядерний синтез - це, мабуть, найменш підходяща для краудфандингу промисловість. Але саме з його допомогою і також з фінансуванням НАСА компанія Lawrenceville Plasma Physics збирається побудувати прототип свого реактора. З усіх проектів, що реалізуються, цей найбільше схожий на шахрайство, але хто знає, може, щось корисне вони привнесуть у цю грандіозну роботу.

ITER буде лише прототипом для будівництва повноцінної установки DEMO – першого комерційного термоядерного реактора. Його запуск зараз запланований на 2044 рік, і це ще оптимістичний прогноз.

Але є плани і наступного етапу. Гібридний термоядерний реактор отримуватиме енергію і від розпаду атома (як звичайна атомна станція) та від синтезу. У такій конфігурації енергії може бути у 10 разів більша, але безпека нижча. Китай розраховує побудувати прототип до 2030, але експерти кажуть, що це все одно, що намагатися зібрати гібридні автомобілі до винаходу двигуна внутрішнього згоряння.

Підсумок

Не бракує бажаючих принести у світ нове джерело енергії. Найбільші шанси має проект ITER, враховуючи його масштаб і фінансування, але інші методи, а також приватні проекти не варто скидати з рахунків. Вчені десятки років працювали над запуском реакції синтезу без особливих успіхів. Але зараз проектів з досягнення термоядерної реакції більше, ніж будь-коли. Навіть якщо кожен із них провалиться, нові спроби будуть зроблені. Навряд ми заспокоїмося, доки запалимо мініатюрну версію Сонця, тут, Землі.

Теги: Додати теги

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 і т. п.). 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.

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.

Давно trudnopisaka просив зробити пост про термоядерний реактор, що будується. Дізнатися про цікаві подробиці технології, з'ясувати, чому цей проект так довго реалізується. Ось нарешті зібрав матеріал. Давайте познайомимося з подробицями проекту.

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

1. Людство сьогодні споживає дуже багато енергії.

2. Світове споживання енергії драматично зростає.

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.

Термоядерні електростанції

нейтрон + літій → гелій + тритій

Навіщо це нам треба?

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

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, у 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.

Клікабельно 4000 рх

Інтереси Росії у Раді Міжнародної організації з будівництва термоядерного реактора ІТЕР найближчими роками представлятиме член-кореспондент РАН Михайло Ковальчук - директор РНЦ "Курчатовський 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.

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.

Реакції термоядерного синтезу – це реакції злиття ядер легких ізотопів з утворенням ядра важчого, що супроводжується 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.

Чому створення термоядерних установок таке затягнулося?

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 з 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 завдовжки кілька секунд або навіть десятих часток 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.

Програма термоядерного синтезу має воістину міжнародний, широкий характер. Люди вже зараз розраховують на успіх ІТЕР і 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.

джерело
http://ehorussia.com
http://oko-planet.su