что такое управляемый термоядерный синтез
Как укротить термоядерный синтез и зачем он нам нужен?
Мы уже писали о неожиданных и примечательных идеях и разработках в области получения энергии от ядерного распада. А также о том, что приходится делать, когда с ядерными реакторами что-то идёт не так. Свобода, как известно, лучше несвободы, а синтез — лучше распада. Именно так подумали учёные ещё сто лет назад, когда сделали первые шаги по укрощению термоядерного синтеза. В этой статье мы кратко расскажем, что такое термоядерный синтез, на каком этапе находятся научные разработки и когда стоит ждать внедрения нового способа добычи энергии. В конце концов, именно за этим он и нужен человечеству.
Staring at the Sun: история открытия термоядерного синтеза
С развитием науки человечество начало задаваться вопросом о том, как работает Солнце, почему не гаснет и продолжает выделять тепло и свет. Ещё в двадцатых годах прошлого века — почти сто лет назад — британский учёный Артур Стэнли Эддингтон выступал с идеями протон-протонного цикла, то есть совокупности термоядерных реакций, в ходе которых водород в звёздах превращается в гелий. И сопутствует этой реакции выделение колоссальных объёмов энергии, что легко можно ощутить, просто выйдя на улицу в солнечный день.
Чуть позже, уже в тридцатые годы, учёные из Кембриджского университета под руководством австралийца Марка Олифанта в результате ряда экспериментов обнаружили нуклоны (общее название составляющих атомное ядро протонов и нейтронов) гелия-3 и трития, принимающие участие в этих реакциях, а их немецкий коллега, Ханс Бете, получил Нобелевскую премию по физике за вклад в теорию ядерных реакций и, особенно, за открытия, касающиеся источников энергии звёзд. Уже в 1946 году сэр Джордж Паджет Томсон и Моисей Блэкман описали и запатентовали идею Z-pinch, то есть системы удержания плазмы при помощи магнитного поля или «магнитной ловушки», которая легла в основу дальнейших экспериментов по созданию первых устройств управляемого термоядерного синтеза.
Лабораторная магнитная ловушка, фото: Sandpiper / Wikimedia Commons
Бесконечная мощь: преимущества, недостатки и препятствия для реализации
От истории перейдём к общей теории. Управляемый термоядерный синтез — это процесс получения более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью (в теории) использования выделяемой энергии для добычи электричества. По своей сути он противоположен реакции распада, которая применяется в традиционной ядерной энергетике. В основном для проведения реакции термоядерного синтеза используются дейтерий и тритий (так называемая реакция D-T), хотя также возможны варианты с дейтерием и гелием-3, между ядрами дейтерия (D-D) и другими сочетаниями изотопов.
Сами по себе атомные ядра взаимодействуют не особо охотно из-за «кулоновского барьера», то есть силы электростатического отталкивания между ними. Чтобы преодолеть её и начать реакцию в земных условиях, вещество необходимо нагреть до достаточно высокой температуры, причём речь в данном случае идёт о сотнях миллионов градусов. Именно от этого процесса термоядерный синтез и получил своё название. Сочетание дейтерия и трития в данном случае требует «минимальной» температуры для начала реакции (тех самых 100 млн градусов), поэтому в экспериментальных установках оно используется чаще всего.
Реакция термоядерного синтеза D-T. Источник: Toshiba Energy Systems &Solutions Corporation
Также в ходе реакции появляется большое количество нейтронов, но об их значении поговорим чуть ниже, а сперва постараемся пояснить, почему коммерческое применение этого процесса вообще будоражит умы человечества последние 70 лет. Итак, преимущества управляемого термоядерного синтеза:
Токамак JET, фото: EFDA JET / Wikimedia Commons
Но почему же тогда сам принцип управляемого термоядерного синтеза, разработанный в середине прошлого века, до сих пор не реализован на практике либо реализован только в качестве экспериментальных установок, которые так и не начали производить электроэнергию? Давайте рассмотрим недостатки и ограничения этого процесса.
Сперва вернёмся к нашим нейтронам. В процессе реакции с применением D-T образуется нейтронный поток, который бомбардирует стенки защитной оболочки реактора. В результате мы имеем дело с так называемой «наведённой» радиацией, которая сильно усложняет обслуживание оборудования и, вполне возможно, приведёт к необходимости его периодической замены, так как со временем от бомбардировки нейтронами материалы становятся не только радиоактивными, но и хрупкими. Для решения этой проблемы предлагается использовать малочувствительные к радиации материалы, которые прослужат дольше, но их применение увеличит и без того колоссальные расходы на постройку электростанций термоядерного синтеза. Также рассматривается применение других действующих веществ, чтобы получить «безнейтронные» реакции, но о требованиях к плотности и температуре реакции для них мы уже говорили выше.
Ещё при текущем уровне развития технологий учёные и инженеры не могут добиться того, чтобы расход энергии на нагрев и доведение вещества в реакторе до состояния плазмы, а затем на поддержание его в этом состоянии, несмотря на постоянную потерю тепла (а также на охлаждение системы, работу электромагнитов и других подсистем), упал ниже, чем количество выделяемой в ходе реакции энергии. Например, британский токамак JET достиг соотношения между поступающей и отдаваемой энергией всего в 67%, то есть 0,67 Q. Q — показатель, который выражает отношение количеств затраченной и полученной в такой системе энергии, и для того, чтобы реакция термоядерного синтеза считалась самоподдерживающейся, он должен быть равен хотя бы 5, а для выработки полезных мощностей — намного выше. На сегодняшний день реакторов с таким значением в мире не существует.
Финальным вопросом, конечно, является окупаемость и стоимость. Чтобы добиться точной имитации реакций внутри Солнца, недостаточно просто взять тритий и дейтерий и поднести к ним условную спичку. Реактор термоядерного синтеза — это невероятно сложная, громоздкая и дорогая конструкция, в которой нашлось место массивной системе охлаждения, огромному количеству электромагнитов разных типов и даже собственным электростанциям.
По оценкам, расходы на строительство экспериментального токамака ITER (о нём ниже), которое ещё не завершено, могут превысить 20 млрд долларов. При этом реактор вообще не рассчитан на производство электроэнергии, то есть единственной прибылью от эксплуатации ITER будет опыт совместной работы учёных и экспериментальные данные.
Практическая магия: основные типы конструкции и вехи их развития
Условно установки для управляемого термоядерного синтеза можно разделить на четыре типа: токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и импульсные системы. На их примере мы предлагаем рассмотреть как развитие идей, которые в дальнейшем могут привести к производству электроэнергии при помощи термоядерного синтеза, так и «тупиковые» ветви, которые по тем или иным причинам в ближайшие годы (или никогда) не выйдут за рамки теории и экспериментов.
Токамак — это сокращение от «тороидальная камера с магнитными катушками», каковая камера — главный элемент реактора, который служит для удержания плазмы. Намотанные вокруг камеры реактора магнитные катушки в данном случае применяются для того, чтобы создать специальное поле, удерживающее плазму от соприкосновения с её стенками, чего современные теплоизолирующие материалы просто не выдержали бы. В то же время через саму плазму также пропускается ток, который служит и для её нагрева, и для создания полоидального магнитного поля. В современных условиях это поле не может существовать дольше нескольких секунд, а без него плазма теряет свою стабильность, поэтому говорить о применении токамаков для постоянного производства электроэнергии ещё рано, хотя поддерживать ток более длительное время можно при помощи микроволнового излучения или введения в плазму нейтральных атомов дейтерия/трития.
Токамак KSTAR, Южная Корея, фото: Michel Maccagnan / Wikimedia Commons
Идеи токамаков впервые описали в Советском Союзе ещё в 50-х годах прошлого века, а первый такой реактор был построен в Курчатовском институте в 1954 году. Долгое время токамаки оставались чисто советской разработкой, но в 1970-х британские учёные подтвердили рекордные результаты разогрева плазмы, достигнутые на советском токамаке Т-3, и технологией заинтересовались по всему миру.
На сегодняшний день токамаки считаются наиболее перспективной разработкой, и в мире их количество превышает количество установок других типов. Среди достижений в этой сфере стоит отметить китайский EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak, построен при поддержке РФ), который достиг в 2018 году температуры плазмы в 100 млн градусов, европейский JET (Joint European Toru), который находится в Великобритании и считается крупнейшим токамаком в мире, а также уже упомянутый выше ITER, на котором остановимся более подробно.
Схема токамака ITER. Источник: Oak Ridge National Laboratory — ITER Tokamak and Plant Systems (2016) / Wikimedia Commons
Идея постройки ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor, международный термоядерный экспериментальный реактор) обсуждалась ещё в 1985 году, на встрече Рональда Рейгана и Михаила Горбачева, но реальное строительство началось только в 2010 году. В работе над реактором принимают участие множество стран, включая Японию, государства ЕС, Россию, США, Южную Корею, Китай и Индию. Итогом совместного проекта станет гигантское сооружение весом в 23 000 тонн, которое сместит JET с пьедестала самого крупного токамака на планете и теоретически будет способно довести показатель Q до 30, хотя создатели ITER не ставят перед собой цель добиться выработки электроэнергии — задача токамака окончательно доказать саму возможность использования термоядерного синтеза в этой сфере и проложить «путь» (именно так переводится с латыни сокращённое название реактора) для DEMO, первого токамака с «положительным» балансом, который запустится не раньше середины XXI века.
На долю Японии в проекте ITER выпали разработка и производство одного из важнейших элементов — сверхпроводящих катушек, необходимых для формирования магнитного поля вокруг камеры реактора. В частности, компания Toshiba занимается разработкой конструкции гигантских 16,5-метровых катушек для тороидального поля, которые весят около 300 тонн. При этом необходимо соблюдать крайне строгие допуски на размеры каждой детали — всего в несколько миллиметров — поэтому большим подспорьем становятся технологии и методы, изобретённые во время работы над японскими экспериментальными токамаками, JT-60 и JT-60SA.
Стеллараторы (от лат. stella — «звезда») получили своё название из-за схожести процессов в реакторе с теми, что происходят внутри звёзд. Первый образец был построен в 1951 году в США под руководством его изобретателя, Лаймана Спитцера. Основное отличие стеллараторов от токамаков заключается в конструкции магнитной ловушки: в стеллараторах для удержания плазмы в камере применяется только внешние катушки, которые создают силовые линии, вращающиеся вокруг камеры. Такая конструкция теоретически позволяет использовать магнитную ловушку в непрерывном режиме. В стеллараторах, как и в токамаках практически всегда применяется смесь дейтерия и трития, которая вводится в вакуумный сосуд камеры. В современных вариантах конструкции отказались от камеры в форме обычного тора в пользу сложных моделей, созданных с применением компьютерного моделирования. Их цель — добиться максимальной эффективности удержания плазмы.
Стелларатор Wendelstein 7-X. Источник: Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Tino Schulz / Wikimedia Commons
Несмотря на возможность непрерывного воздействия на плазму и изменённую конструкцию камеры стеллараторы не получили такого широкого распространения, как токамаки. В первую очередь это связано с большей сложностью конструкции и меньшей их эффективностью в современных условиях. Wendelstein 7-X, построенный в г. Грайфсвальд в Германии в 2015 году стал крупнейшим стелларатором в мире и своеобразной «эпитафией» этой разработке. По расчётам учёных он должен был довести время непрерывного воздействия электромагнитов на плазму до 30 минут, чтобы продемонстрировать возможность использования стеллараторов для долгосрочной генерации электроэнергии. При этом в 2018 году в ходе эксперимента температуру плазмы удалось поднять только до 40 000 градусов Цельсия, а время работы — довести до 100 секунд. Следующие испытания запланированы на 2021 год.
Лазерный ангар NIF/ Источник: Lawrence Livermore National Laboratory, Lawrence Livermore National Security, LLC, and the Department of Energy — National Ignition Facility / Wikimedia Commons
Зеркальные ловушки — первый эксперимент с использованием «открытых» магнитных ловушек был проведен ещё в 1955 году во всё той же Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса. Идея ловушек заключалась в том, чтобы использовать не закрытый тор, а магнитный сосуд вытянутой формы, открытый с двух противоположных концов. «Новая» плазма в этом случае должна была разогреваться до нужной температуры, отдавать энергию и выходить через боковые отверстия (либо отбиваться магнитным полем обратно, как от зеркал — отсюда и название). Благодаря такой форме и механизму их стоимость оказалась намного ниже, чем у конкурирующих разработок, так что какое-то время зеркальные ловушки казались крайне перспективной разработкой. Но со временем экспериментаторы столкнулись с нестабильностью плазмы, плохо изученной на момент начала разработок, что привело к проблемам и невозможности достичь необходимых для термоядерного синтеза температур. В дальнейшем в конструкцию неоднократно вносились изменения, но амбициозная американская установка MFTF, например, была закрыта ещё до начала пробных запусков, так как токамаки в итоге оказались проще, мощнее и дешевле.
Из интересных разработок этого типа стоит отметить российский ГДЛ (газодинамическая ловушка) из Новосибирска, который создаётся на базе советского проекта 50-х годов, «открытой» ловушки «пробкотрон Будкера». По состоянию на 2018 год учёным Новосибирского Института ядерной физики СО РАН удалось достичь температуры в 10 млн градусов, а в 2020 году они получили грант от Минобрнауки РФ на закупку нового оборудования для продолжения экспериментов.
Управляемый термоядерный синтез
Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий( 2 H) и тритий ( 3 H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 ( 3 He) и бор-11 ( 11 B).
Содержание
История проблемы
Типы реакций
Реакция синтеза заключается в следующем: два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, чтобы силы, действующие на таких расстояниях, преобладали над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. При создании нового ядра выделится большая энергия сильного взаимодействия. По известной формуле E=mc², высвободив энергию, система нуклонов потеряет часть своей массы. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, проще свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются одними из лучших видов топлива для реакции синтеза.
Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.
Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.
Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)
Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий:
2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт).
Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации.
Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона: 
Реакция дейтерий + гелий-3
Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3
2 H + 3 He = 4 He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ.
Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне.
Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D- 3 He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.
Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)
Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:
В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:
Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием.
Другие типы реакций
Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.
«Безнейтронные» реакции
Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.
Реакции на лёгком водороде
Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.
p + p → ²D + e + + νe + 0.4 Мэв
Условия
Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:
где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.
От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.
В настоящее время (2012) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.
Термоядерная энергетика и гелий-3
Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т [источник не указан 619 дней] и гораздо больше в литосфере, на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн [источник не указан 683 дня] ). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.
Наиболее простым способом осуществления термоядерной реакции является синтез дейтерия и трития с выделением гелия-4 и «быстрого» нейтрона:
D + T → 4 He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ).
Однако при этом бо́льшая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов. В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:
D + 3 He → 4 He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p — протон.
Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие как магнитогидродинамический генератор.
Конструкции реакторов
Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):
Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.
В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако, намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяющие сверхпроводники. [источник не указан 752 дня]
Радиационная безопасность
Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектирования ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.
Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.
При строительстве реактора, ITER например, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.
Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.
Цикл топлива
Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.
. 
.
Это топливо имеет ряд недостатков:
Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии
Энергия синтеза рассматривается многими исследователями (в частности, Кристофером Ллуэллин-Смитом) в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:
Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками
Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий, пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных неядерных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии. [источник не указан 1095 дней]
Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза
Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T и D-D реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов [источник не указан 752 дня] :
Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, но не невозможны на современном технологическом уровне.
Различают следующие фазы исследований:
2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q
30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.
Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет
40 лет от промышленного использования термоядерной энергии. [источник не указан 1095 дней]
Существующие токамаки
Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.