Управляемый термоядерный синтез

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
Солнце — природный термоядерный реактор

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(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

История проблемы[править | править вики-текст]

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев[1][2]. Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как Андрей Сахаров и Игорь Тамм[1][2], а также Лев Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года.

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ.)[3].

Типы реакций[править | править вики-текст]

Реакция синтеза заключается в следующем: два или более относительно лёгких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются ядра других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет часть своей массы, равную энергии связи и по известной формуле E=mc², при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, легче свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются лучшим видом топлива для управляемой 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 надёжнее 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 остаётся то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Схема реакции дейтерий-тритий

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)[править | править вики-текст]

Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий:

2H + 3H = 4He + 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:
{}^{2}_{1}\mbox{H} + {}^{3}_{1}\mbox{H}  \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{1}_{0}\mbox{n} + 17,6 \mbox{ MeV}.
Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.

Реакция дейтерий + гелий-3[править | править вики-текст]

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + 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-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)[править | править вики-текст]

Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:

 \mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + \mathrm{T} + 4{,}032 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 3{,}268 \; \mathrm{MeV}.

В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:

 \mathrm{p} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ {}^3\!\,\mathrm{He} + \gamma + 5{,}4 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{p} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ {}^4\!\,\mathrm{He} + \gamma + 19{,}814 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{D} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}589 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}.
 {}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{p} + \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 12{,}86 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{T} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 11{,}332 \; \mathrm{MeV}.

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[править | править вики-текст]

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[править | править вики-текст]

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.

 \mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{D} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow \ 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 22{,}4 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{p} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow {}^4\!\,\mathrm{He} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 4{,}0 \; \mathrm{MeV}.
 {}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 16{,}9 \; \mathrm{MeV}.
 {}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{p} + \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 12{,}86 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{p} + \! ^7\mathrm{Li} \ \rightarrow \ 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}2 \; \mathrm{MeV}.
 \mathrm{p} +  \! ^1\! ^1\mathrm{B} \ \rightarrow \ 3 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 8{,}7 \; \mathrm{MeV}.

Реакции на лёгком водороде[править | править вики-текст]

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[править | править вики-текст]

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

  • Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:
T > 108 K (для реакции D-T).
nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),

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 (2013) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3[править | править вики-текст]

Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т[источник не указан 1247 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 1311 дней]). 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 → 4He (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 + 3He → 4He (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[править | править вики-текст]

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):

  1. Квазистационарные системы (\tau \ge 1 c, n \ge 10^{14} cm^{-3} \,\!), в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.
  2. Импульсные системы (\tau \sim 10^{-8} c, n \ge 10^{22} cm^{-3} \,\!). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов.

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 применяются сверхпроводники.[источник не указан 1380 дней]

Радиационная безопасность[править | править вики-текст]

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём 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:

  • радиоактивный изотоп водорода — тритий;
  • наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
  • радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
  • радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

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[править | править вики-текст]

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.

 {}^6_3\mathrm{Li} \ + \ ^1_0\mathrm{n} \ \rightarrow \ ^3_1\mathrm{T} \ + \ ^4_2\mathrm{He}.
 {}^7_3\mathrm{Li} \ + \ ^1_0\mathrm{n} \ \rightarrow \ ^3_1\mathrm{T} \ + \ ^4_2\mathrm{He} + \ ^1_0\mathrm{n}.

Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[4]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

  • Реакция продуцирует значительное количество нейтронов, которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько велико, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось[источник не указан 1723 дня] разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания[5][6].
  • Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
  • Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[7].
  • Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остаётся важной целью исследований.[источник не указан 1380 дней]

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии[править | править вики-текст]

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:

  • Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).
  • Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной или группой стран.
  • Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
  • Отсутствие продуктов сгорания.
  • Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность саботажа и терроризма.
  • По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[8].

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками[править | править вики-текст]

Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора[9].

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно ещё 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 1723 дня]

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза[править | править вики-текст]

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 1380 дней]:

  1. Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
  2. Отказ от D-T и D-D синтеза в пользу других реакций синтеза (например D-He).
  3. Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:

1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.

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.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

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. Вслед за DEMO может начаться проектирование и строительство коммерческих термоядерных реакторов (условно называются ТЯЭС — термоядерные электростанции). Строительство ТЯЭС может начаться не раньше 2045 года.[10]

Существующие токамаки[править | править вики-текст]

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

  • СССР и Россия
    • Т-3 — первый функциональный аппарат.
    • Т-4 — увеличенный вариант Т-3
    • Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом[11] на базе сплава ниобий-олово, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
    • Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз.
    • Т-15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом[11], дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
    • Глобус-М — сферический токамак, новейший токамак в России, созданный в 1999 году.
  • Европа и Великобритания
    • Joint European Torus[14] — самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусона лишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
    • Tore Supra[15] — токамак со сверхпроводящими катушками (при 1.8 K)[11], один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
  • США
    • Test Fusion Tokamak Reactor (TFTR)[16] — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
    • National Spherical Torus Experiment (NSTX)[17] — сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
    • Alcator C-Mod[18] — один из трёх крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
    • DIII-D[19] — токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в Сан-Диего.
  • Китай
    • EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) — Экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак. Является глубокой модернизацией Российского токамака HT-7. Работает в рамках международного проекта ITER. Первые успешные испытания были проведены летом 2006 года. Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй, провинции Аньхой. На этом реакторе в 2007 году был проведён[21] первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии. На данный момент это соотношение составляет 1:1,25. В ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50.[22]

См. также[править | править вики-текст]

Примечания[править | править вики-текст]

  1. 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР» // УФН 171, 886 (2001).
  2. 1 2 Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171, 902 (2001), стр. 908.
  3. Научное сообщество физиков СССР. 1950-е-1960-е годы. Документы, воспоминания, исследования / Составители и редакторы П. В. Визгин и А. В. Кессених. — СПб.: РГХА, 2005. — Т. I. — С. 23. — 720 с. — 1000 экз.
  4. В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
  5. Remote Handling | EFDA.
  6. http://www.iop.org/Jet/fulltext/JETP98074.pdf 1999
  7. Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
  8. Е. П. Велихов, С. В. Путвинский. Термоядерный реактор. Fornit (22 октября 1999 года). — Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Проверено 16 января 2011. Архивировано из первоисточника 5 февраля 2012.
  9.  (англ.) Postnote: Nuclear Fusion, 2003
  10. http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ Даёшь термояд к середине века!
  11. 1 2 3 4 http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-68j-superconducting-magnets-spring-2003/lecture-notes/fusion_magnets_1.pdf
  12. Токамак КТМ
  13. Токамак КТМ — ktm.nnc.kz
  14. EFDA | European Fusion Development Agreement
  15. Tore Supra
  16. Tokamak Fusion Test Reactor
  17. Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
  18. MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
  19. Home — Fusion Website
  20. Fusion Plasma Research
  21. The Artificial Sun-中安在线-english
  22. Термояд вышел из нуля — Газета. Ru

Литература[править | править вики-текст]