«Lockheed Martin начала разработку компактного термоядерного реактора… На сайте фирмы говорится о постройке первого опытного образца уже через год. Если это окажется правдой, через год мы будем жить в совершенно ином мире», - это начало одной из «Чердака». Со времени ее публикации прошло три года, и мир с тех пор не так уж сильно изменился.

Сегодня в реакторах атомных электростанций энергия вырабатывается за счет распада тяжелых ядер. В термоядерных же реакторах энергия получается в ходе процесса слияния ядер, при котором образуются ядра меньшей массы, чем сумма исходных, а «остаток» уходит в виде энергии. Отходы ядерных реакторов радиоактивны, их безопасное захоронение - это большая головная боль. Термоядерные реакторы такого недостатка лишены, а также используют широко доступное топливо, такое как водород.

У них есть только одна большая проблема - промышленных образцов еще не существует. Задача непростая: для термоядерных реакций нужно сжать топливо и нагреть до сотен миллионов градусов - горячее, чем на поверхности Солнца (где термоядерные реакции происходят естественным путем). Достичь такой высокой температуры сложно, но можно, только вот потребляет такой реактор энергии больше, чем вырабатывает.

Однако потенциальных достоинств у них все равно так много, что разработкой занимается, конечно же, не только Lockheed Martin.

ITER

ITER - cамый крупный проект в этой области. В нем участвуют Евросоюз, Индия, Китай, Корея, Россия, США и Япония, а сам реактор строится на территории Франции с 2007 года, хотя его история уходит намного глубже в прошлое: о его создании договаривались еще Рейган с Горбачевым в 1985-м. Реактор представляет собой тороидальную камеру, «бублик», в которой плазму удерживают магнитные поля, потому и называется токамак - то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками. Энергию реактор будет вырабатывать за счет слияния изотопов водорода - дейтерия и трития.

Планируется, что ITER будет получать энергии в 10 раз больше, чем потреблять, однако будет это не скоро. Изначально планировалось, что в экспериментальном режиме реактор начнет работать в 2020 году, однако затем этот срок перенесли на 2025-й. При этом промышленное производство энергии начнется не раньше 2060 года, а уж ждать распространения этой технологии можно только где-то в конце XXI века.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X - крупнейший термоядерный реактор типа стелларатор. Стелларатор решает проблему, которая преследует токамаки, - «расползание» плазмы из центра тора к его стенкам. То, с чем токамак пытается справиться за счет мощи магнитного поля, стелларатор решает за счет своей сложной формы: удерживающее плазму магнитное поле изгибается, чтобы пресечь поползновения заряженных частиц.

Wendelstein 7-X, как надеются его создатели, в 21-м году сможет проработать полчаса, что даст «билет в жизнь» идее термоядерных станций подобной конструкции.

National Ignition Facility

Еще один тип реакторов использует для сжатия и разогрева топлива мощные лазеры. Увы, крупнейшая лазерная установка для получения термоядерной энергии, американская NIF, не смогла выдать энергии больше, чем потребляет.

Какие из всех этих проектов действительно «взлетят», а кого постигнет участь NIF, предсказать сложно. Остается ждать, надеяться и следить за новостями: 2020-е обещают стать интересным временем для ядерной энергетики.

«Ядерные технологии » - один из профилей Олимпиады НТИ для школьников.

Сегодня многие страны принимают участие в термоядерных исследованиях. Лидерами являются Европейский союз, США, Россия и Япония, а программы Китая, Бразилии, Канады и Кореи стремительно наращиваются. Первоначально термоядерные реакторы в США и СССР были связаны с разработкой ядерного оружия и оставались засекреченными до конференции «Атомы для мира», которая состоялась в Женеве в 1958 году. После создания советского токамака исследования ядерного синтеза в 1970 годы стали «большой наукой». Но стоимость и сложность устройств увеличивалась до точки, когда международное сотрудничество стало единственной возможностью продвигаться вперед.

Термоядерные реакторы в мире

Начиная с 1970 годов, начало коммерческого использования энергии синтеза постоянно отодвигалось на 40 лет. Однако в последние годы произошло многое, благодаря чему этот срок может быть сокращен.

Построено несколько токамаков, в том числе европейский JET, британский MAST и экспериментальный термоядерный реактор TFTR в Принстоне, США. Международный проект ITER в настоящее время находится в стадии строительства в Кадараше, Франция. Он станет самым крупным токамаком, когда заработает в 2020 годах. В 2030 г. в Китае будет построен CFETR, который превзойдет ITER. Тем временем КНР проводит исследования на экспериментальном сверхпроводящем токамаке EAST.

Термоядерные реакторы другого типа - стеллаторы - также популярны у исследователей. Один из крупнейших, LHD, начал работу в японском Национальном институте в 1998 году. Он используется для поиска наилучшей магнитной конфигурации удержания плазмы. Немецкий Институт Макса Планка в период с 1988 по 2002 год проводил исследования на реакторе Wendelstein 7-AS в Гархинге, а в настоящее время - на Wendelstein 7-X, строительство которого длилось более 19 лет. Другой стелларатор TJII эксплуатируется в Мадриде, Испания. В США Принстонская лаборатория (PPPL), где был построен первый термоядерный реактор данного типа в 1951 году, в 2008 году остановила строительство NCSX из-за перерасхода средств и отсутствия финансирования.

Кроме того, достигнуты значительные успехи в исследованиях инерциального термоядерного синтеза. Строительство National Ignition Facility (NIF) стоимостью 7 млрд $ в Ливерморской национальной лаборатории (LLNL), финансируемое Национальной администрацией по ядерной безопасности, было завершено в марте 2009 г. Французский Laser Mégajoule (LMJ) начал работу в октябре 2014 года. Термоядерные реакторы используют доставленные лазерами в течение нескольких миллиардных долей секунды около 2 млн джоулей световой энергии в цель размером в несколько миллиметров для запуска реакции ядерного синтеза. Основной задачей NIF и LMJ являются исследования по поддержке национальных военных ядерных программ.

ITER

В 1985 г. Советский Союз предложил построить токамак следующего поколения совместно с Европой, Японией и США. Работа велась под эгидой МАГАТЭ. В период с 1988 по 1990 год были созданы первые проекты Международного термоядерного экспериментального реактора ITER, что также означает «путь» или «путешествие» на латыни, с целью доказать, что синтез может вырабатывать больше энергии, чем поглощать. Канада и Казахстан также приняли участие при посредничестве Евратома и России соответственно.

Через 6 лет совет ITER одобрил первый комплексный проект реактора на основе устоявшейся физики и технологии стоимостью 6 млрд $. Тогда США вышли из консорциума, что вынудило вдвое сократить затраты и изменить проект. Результатом стал ITER-FEAT стоимостью 3 млрд долл., но позволяющий достичь самоподдерживающей реакции и положительного баланса мощности.

В 2003 г. США вновь присоединились к консорциуму, а Китай объявил о своем желании в нем участвовать. В результате в середине 2005 года партнеры договорились о строительстве ITER в Кадараше на юге Франции. ЕС и Франция вносили половину от 12,8 млрд евро, а Япония, Китай, Южная Корея, США и Россия - по 10% каждый. Япония предоставляла высокотехнологичные компоненты, содержала установку IFMIF стоимостью 1 млрд евро, предназначенную для испытания материалов, и имела право на возведение следующего тестового реактора. Общая стоимость ITER включает половину затрат на 10-летнее строительство и половину - на 20 лет эксплуатации. Индия стала седьмым членом ИТЭР в конце 2005 г.

Эксперименты должны начаться в 2018 г. с использованием водорода, чтобы избежать активации магнитов. Использование D-T плазмы не ожидается ранее 2026 г.

Цель ITER - выработать 500 МВт (хотя бы в течение 400 с), используя менее 50 МВт входной мощности без генерации электроэнергии.

Двухгигаваттная демонстрационная электростанция Demo будет производить крупномасштабное на постоянной основе. Концептуальный дизайн Demo будет завершен к 2017 году, а его строительство начнется в 2024 году. Пуск состоится в 2033 году.

JET

В 1978 г. ЕС (Евратом, Швеция и Швейцария) начали совместный европейский проект JET в Великобритании. JET сегодня является крупнейшим работающим токамаком в мире. Подобный реактор JT-60 работает в японском Национальном институте термоядерного синтеза, но только JET может использовать дейтерий-тритиевое топливо.

Реактор был запущен в 1983 году, и стал первым экспериментом, в результате которого в ноябре 1991 года был проведен управляемый термоядерный синтез мощностью до 16 МВт в течение одной секунды и 5 МВт стабильной мощности на дейтерий-тритиевой плазме. Было проведено множество экспериментов с целью изучения различных схем нагрева и других техник.

Дальнейшие усовершенствования JET касаются повышения его мощности. Компактный реактор MAST разрабатывается вместе с JET и является частью проекта ITER.

K-STAR

K-STAR - корейский сверхпроводящий токамак Национального института термоядерных исследований (NFRI) в Тэджоне, который произвел свою первую плазму в середине 2008 года. ITER, являющийся результатом международного сотрудничества. Токамак радиусом 1,8 м - первый реактор, использующий сверхпроводящие магниты Nb3Sn, такие же, которые планируется использовать в ITER. В ходе первого этапа, завершившегося к 2012 году, K-STAR должен был доказать жизнеспособность базовых технологий и достигнуть плазменных импульсов длительностью до 20 с. На втором этапе (2013-2017) проводится его модернизация для изучения длинных импульсов до 300 с в режиме H и перехода к высокопроизводительному AT-режиму. Целью третьей фазы (2018-2023) является достижение высокой производительности и эффективности в режиме длительных импульсов. На 4 этапе (2023-2025) будут испытываться технологии DEMO. Устройство не способно работать с тритием и D-T топливо не использует.

K-DEMO

Разработанный в сотрудничестве с Принстонской лабораторией физики плазмы (PPPL) Министерства энергетики США и южно-корейским институтом NFRI, K-DEMO должен стать следующим шагом на пути создания коммерческих реакторов после ITER, и будет первой электростанцией, способной генерировать мощность в электрическую сеть, а именно 1 млн кВт в течение нескольких недель. Его диаметр составит 6,65 м, и он будет иметь модуль зоны воспроизводства, создаваемый в рамках проекта DEMO. Министерство образования, науки и технологий Кореи планирует инвестировать в него около триллиона корейских вон (941 млн $).

EAST

Китайский экспериментальный усовершенствованный сверхпроводящий токамак (EAST) в Институте физики Китая в Хефее создал водородную плазму температурой 50 млн °C и удерживал ее в течение 102 с.

TFTR

В американской лаборатории PPPL экспериментальный термоядерный реактор TFTR работал с 1982 по 1997 годы. В декабре 1993 г. TFTR стал первым магнитным токамаком, на котором производились обширные эксперименты с плазмой из дейтерий-трития. В следующем году реактор произвел рекордные в то время 10,7 МВт управляемой мощности, а в 1995 году был достигнут рекорд температуры в 510 млн °C. Однако установка не достигла цели безубыточности энергии термоядерного синтеза, но с успехом выполнила цели проектирования аппаратных средств, сделав значительный вклад в развитие ITER.

LHD

LHD в японском Национальном институте термоядерного синтеза в Токи, префектура Гифу, был самым большим стелларатором в мире. Запуск термоядерного реактора состоялся в 1998 г., и он продемонстрировал качества удержания плазмы, сравнимые с другими крупными установками. Была достигнута температура ионов 13,5 кэВ (около 160 млн °C) и энергия 1,44 МДж.

Wendelstein 7-X

После года испытаний, начавшихся в конце 2015 года, температура гелия на короткое время достигла 1 млн °C. В 2016 г. термоядерный реактор с водородной плазмой, используя 2 МВт мощности, достиг температуры 80 млн °C в течение четверти секунды. W7-X является крупнейшим стелларатором в мире и планируется его непрерывная работа в течение 30 минут. Стоимость реактора составила 1 млрд €.

NIF

National Ignition Facility (NIF) в Ливерморской национальной лаборатории (LLNL) был завершен в марте 2009 года. Используя свои 192 лазерных лучей, NIF способен сконцентрировать в 60 раз больше энергии, чем любая предыдущая лазерная система.

Холодный ядерный синтез

В марте 1989 года два исследователя, американец Стенли Понс и британец Мартин Флейшман, заявили, что они запустили простой настольный холодный термоядерный реактор, работающий при комнатной температуре. Процесс заключался в электролизе тяжелой воды с использованием палладиевых электродов, на которых ядра дейтерия концентрировались с высокой плотностью. Исследователи утверждают, что производилось тепло, которое можно было объяснить только с точки зрения ядерных процессов, а также имелись побочные продукты синтеза, включая гелий, тритий и нейтроны. Однако другим экспериментаторам не удалось повторить этот опыт. Большая часть научного сообщества не считает, что холодные термоядерные реакторы реальны.

Низкоэнергетические ядерные реакции

Инициированные претензиями на «холодный термоядерный синтез», исследования продолжились в области низкоэнергетических имеющих некоторую эмпирическую поддержку, но не общепринятое научное объяснение. По-видимому, для создания и захвата нейтронов используются слабые ядерные взаимодействия (а не мощная сила, как при или их синтезе). Эксперименты включают проникновение водорода или дейтерия через каталитический слой и реакцию с металлом. Исследователи сообщают о наблюдаемом высвобождении энергии. Основным практическим примером является взаимодействие водорода с порошком никеля с выделением тепла, количество которого больше, чем может дать любая химическая реакция.

Термоядерный реактор, еще не работает и заработает нескоро. Но ученые уже точно знают, как он устроен.

Теория

В качестве топлива для термоядерного реактора может выступать Гелий-3 , один из изотопов гелия. Он редко встречается на Земле, но его очень много на Луне. На этом строится сюжет одноименного фильма Дункана Джонса . Если вы читаете эту статью, то фильм вам точно понравится.

Реакция ядерного синтеза - это когда два маленьких атомных ядра слепляются в одно большое. Это реакция, обратная . Например, можно столкнуть два ядра водорода, чтобы получить гелий.

При такой реакции выделяется огромное количество энергии благодаря разности масс: масса частиц до реакции больше, чем масса полученного большого ядра. Эта масса и превращается в энергию благодаря .

Но для того, чтобы произошло слияние двух ядер, надо преодолеть их силу электростатического отталкивания и сильно прижать друг к другу. А на маленьких расстояниях, порядка размера ядер, действуют уже гораздо большие ядерные силы , благодаря которым ядра притягиваются друг к другу и объединяются в одно большое ядро.

Поэтому реакция термоядерного синтеза может проходить только при очень больших температурах, чтобы скорость ядер была такой, что при столкновении им хватило энергии настолько приблизиться друг к другу, чтобы заработали ядерные силы и произошла реакция. Вот откуда в названии взялось «термо-».

Практика

Где энергия, там и оружие. Во время холодной войны СССР и США разработали термоядерные (или водородные) бомбы. Это самое разрушительное оружие, созданное человечеством, в теории оно может уничтожить Землю .

Как раз температура и является основным препятствием использовать термоядерную энергию на практике. Не существует материалов, которые смогут удержать такую температуру и не расплавиться.

Но выход есть, можно удерживать плазму благодаря сильному . В специальных устройствах токамаках плазму могут удержать в форме бублика огромные мощные магниты.

Термоядерная электростанция безопасна, экологически чиста и очень экономична. Она может решить все энергетические проблемы человечества. Дело за малым - научиться строить термоядерные электростанции.

Международный экспериментальный термоядерный реактор

Построить термоядерный реактор очень сложно, и очень дорого. Для решения такой грандиозной задачи объединились усилия ученых нескольких стран: России, США, стран ЕС, Японии, Индии, Китая, Республики Корея и Канады.

Сейчас строится экспериментальный токамак во Франции, стоить он будет примерно 15 миллиардов долларов, по планам он будет закончен к 2019 году и до 2037 на нем будут проводиться эксперименты. Если они будут успешными, то, может, мы еще успеем пожить в счастливую эпоху термоядерной энергии.

Так что сосредоточьтесь посильнее и начинайте с нетерпением ждать результатов экспериментов, это вам не второй iPad ждать - на кону будущее человечества.

Руководство компании Lockheed Martin заявило, что в феврале 2018 года получило патент на компактный термоядерный реактор. Эксперты называют это невозможным, хотя по мнению The War Zone «не исключено, что в ближайшее время американская корпорация выступит с официальным заявлением».

Репортер FlightGlobal Стивен Тримбл в своем твиттере сообщил, что «новый патент инженера Skunk Works показывает дизайн компактного термоядерного реактора с чертежом F-16 в качестве потенциального приложения. В Палмдейле ведется испытание прототипа реактора».

По данным издания, «то, что Skunk Works продолжали заниматься патентным процессом в течение последних четырех лет, похоже, также указывает на то, что они действительно продвинулись в реализации программы, по крайней мере, в некоторой степени». Авторы материала отмечают, что четыре года назад разработчики проекта обнародовали базовые сведения об основном дизайне реактора, проектном графике и общих целях программы, что свидетельствует о серьезной работе.

Напомним, предварительную заявку на патент «Инкапсулирующие магнитные поля для удержания плазмы» Lockheed Martin подала 4 апреля 2013 года. При этом официальная заявка в Бюро по регистрации патентов и торговых марок США поступила 2 апреля 2014 года.

В Lockheed Martin заявили, что патент получен 15 февраля 2018 года. В свое время руководитель проекта Compact Fusion Томас Макгуайр заявил, что опытная установка будет создана в 2014 году, прототип - в 2019 году, а рабочий образец - в 2024 году.

Компания на своем сайте сообщает, что термоядерный реактор, над созданием которого работают ее специалисты, может использоваться для обеспечения энергией авианосца, истребителя или небольшого города.

В октябре 2014 года в корпорации заявили, что предварительные результаты исследований свидетельствуют о возможности создания реакторов, работающих на слиянии легких ядер, мощностью около 100 мегаватт и размерами, сравнимыми с грузовиком (что примерно в десять раз меньше существующих моделей). По сути, речь идет о заявке на открытие века - безопасного в плане радиации реактора, способного обеспечить энергией что угодно.

Со своей стороны, российские ученые, занимающиеся исследованиями в области управляемого термоядерного синтеза, назвали сообщение Lockheed Martin ненаучным заявлением, направленным на привлечение внимания широкой публики. Тем не менее в Twitter появилось фото компактного термоядерного реактора, как предполагается, создаваемого американской корпорацией Lockheed Martin.

«Этого не может быть. Дело в том, что то, что понимают под термоядерным реактором, с физической точки зрения очень хорошо известно. Если звучит «гелий 3? - сразу надо понимать, что это обман. Это характерный признак таких квазиоткрытий - где одна строчка «как это сделать, как реализовать» и десять страниц о том, как после будет хорошо. Это очень характерный признак - вот, мы изобрели холодный термоядерный синтез, и дальше, как его реализовать не говорят, а дальше только десять страниц, как это будет здорово»,- рассказал Pravda.ru заместитель директора лаборатории ядерных реакций им. Флерова ОИЯИ в Дубне Андрей Папеко.

«Основной вопрос, как возбудить термоядерную реакцию, чем нагреть, чем удерживать - это тоже, в общем, вопрос, который не решен сейчас. И даже, скажем, лазерные термоядерные установки, нормальная термоядерная реакция там не зажигается. И ни в каком обозримом будущем, увы, пока решения не видно»,- пояснил физик-ядерщик.

«России довольно широко ведутся исследования, это понятно, это во всей открытой печати опубликовано, то есть, нужно изучать условия нагревания материалов для термоядерной реакции. В общем, это смесь с дейтерием - фантастики никакой нет, эта физика вся очень хорошо известна. Как нагреть, как удержать, как снять энергию, если вы зажигаете очень горячую плазму, она съест стенки реактора, она их расплавит. В больших установках - там можно магнитными полями удерживать, фокусировать в центре камеры, чтобы не расплавляло стенки реактора. А в маленьких установках просто не получится, расплавится, сгорит. То есть, это, по-моему, очень преждевременные утверждения»,- заключил он.

Относится к «Термоядерная энергетика»

Термоядерный реактор Е.П. Велихов, С.В. Путвинский

ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.
СТАТУС И РОЛЬ В ДОЛГОСРОЧНОЙ ПЕРСПЕКТИВЕ.

Е.П. Велихов, С.В. Путвинский.
Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists

Аннотация

В настоящей статье приведен краткий обзор современного состояния термоядерных исследований и изложены перспективы термоядерной энергетики в энергетической системе 21 века. Обзор рассчитан на широкий круг читателей, знакомых с основами физики и инженерии.

По современным физическим представлением, существует всего несколько фундаментальных источников энерги и, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энерги и. В реакциях синтеза энерги я производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энерги я звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энерги ей экологическую систему Земли.

В настоящее время, более 85% энерги и производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энерги и, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энерги и по регионам, производство энерги и возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10 21 Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энерги и - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энерги и. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энерги и использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энерги и, такие как: солнечная энерги я, энерги я ветра, гидроэлектроэнерги я, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энерги я. Доля каждого источника энерги и в общем производстве энерги и будет определяться структурой потребления энерги и и экономической эффективностью каждого из этих источников энерги и.

В нынешнем индустриальном обществе более половины энерги и используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энерги ей на постоянном или квазипостоянном уровне, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энерги и такие, как солнечная энерги я, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энерги и. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энерги я. В настоящее время, для получения энерги и освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциал ьный кандидат для базовой энергетики.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энерги и в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энерги и ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

§4 посвящен обзору исследований в области магнитного управляемого синтеза, который включает в себя системы с магнитным удержанием и импульсные системы. Большая часть этого обзора посвящена наиболее продвинутым системам для магнитного удержания плазмы, установкам типа ТОКАМАК.

Объём настоящего обзора позволяет обсудить только наиболее существенные стороны исследований по управляемому термоядерному синтезу. Читателю, интересующемуся более глубоким изучением различных аспектов этой проблемы, можно рекомендовать обратиться к обзорной литературе. Существует обширная литература, посвященная управляемому термоядерному синтезу. В том числе, следует упомянуть как ставшие уже классическими книги , написанные основоположниками управляемых термоядерных исследований, так и совсем недавние издания, как, например, , в которых изложено современное состояние термоядерных исследований.

Хотя ядерных реакций синтеза, приводящих к выделению энерги и довольно много, для практических целей использования ядерной энерги и, интерес представляют только реакции приведенные в Таблице 1. Здесь и ниже мы используем стандартное обозначение изотопов водорода: р - протон с атомной массой 1, D - дейтрон, с атомной массой 2 и Т - тритий, изотоп с массой 3. Все ядра, участвующие в этих реакциях за исключением трития стабильны. Тритий - это радиоактивный изотоп водорода в периодом полураспада 12.3 лет. В результате β-распада он превращается в Не 3 , излучая низкоэнерги чный электрон. В отличие от ядерных реакций деления, реакции синтеза не производят долгоживущих радиоактивных осколков тяжелых ядер, что дает принципиальную возможность создать "чистый" реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов.

Таблица 1.
Ядерные реакции, представляющие интерес для управляемого термоядерного синтеза

		Энергетический выход, q, (МэВ)
	D + T = He 4 + n
	D + D = He 3 + n
	D + He 3 = He 4 + p
	p + B 11 = 3He 4
	Li 6 + n = He 4 + T
	Li 7 + n = He 4 + Т + n

Все реакции, приведенные в Таблице 1, кроме последней, происходят с выделением энерги и в виде кинетической энерги и продуктов реакций, q , которая указана в скобках в единицах миллионов электронвольт (МэВ),
(1 эВ = 1.6 ·10 –19 Дж = 11600 °К). Две последние реакции играют особую роль в управляемом термоядерном синтезе - они будут использоваться для производства трития, которого не существует в природе.

Ядерные реакции синтеза 1-5 обладают относительно большой скоростью реакций, которую принято характеризовать сечением реакции, σ . Сечения реакций из Таблицы 1 показаны на Рис.1, как функция энерги и сталкивающихся частиц в системе центра масс.

σ

Е,

Рис.1. Сечения некоторых термоядерных реакций из таблицы 1,
как функция энерги и частиц в системе центра масс.

Из-за наличия кулоновского отталкивания между ядрами, сечения реакций при низкой энерги и частиц ничтожно малы, и, поэтому, при обычной температуре смесь изотопов водорода и других легких атомов, практически, не реагирует. Для того, чтобы любая из этих реакций имела заметное сечение, сталкивающимся частицам нужно иметь большую кинетическую энерги ю. Тогда частицы смогут преодолеть кулоновский барьер, сблизиться на расстояние порядка ядерных и прореагировать. Например, максимальное сечение для реакции дейтерия с тритием достигается при энерги и частиц около 80 КэВ, а для того, чтобы DT смесь иметь большую скорость реакций, ее температура должна быть масштаба ста миллионов градусов, Т = 10 8 ° К.

Самый простой способ получения энерги и ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энерги и 100 КэВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энерги ю достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной (порядка 100 КэВ) и произведенной в реакции энерги и (порядка 10 МэВ). Другими словами, при таком “способе” производства энерги и коэффициент воспроизводства энерги и,
Q fus = Р синтез /Р затрат будет меньше 1.

Для того, чтобы увеличить Q fus , можно подогреть электроны мишени. Тогда быстрые ионы будут тормозиться медленнее и Q fus будет расти. Однако, положительный выход достигается только при очень высокой температуре мишени - порядка нескольких KэВ. При такой температуре инжекция быстрых ионов уже не принципиальна, в смеси существует достаточное количество энерги чных тепловых ионов, которые сами вступают в реакции. Другими словами, в смеси происходят термоядерные реакции или термоядерный синтез.

Скорость термоядерных реакций можно рассчитать, проинтегрировав сечение реакции, показанное на Рис.1, по равновесной максвелловской функции распределения частиц. В результате, можно получить скорость реакций, К(Т) , которая определяет число реакций, происходящих в единице объема, n 1 n 2 К(Т) , и, следовательно, объемную плотность выделения энерги и в реагирующей смеси,

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

В последней формуле n 1 n 2 - объемные концентрации реагирующих компонент, Т - температура реагирующих частиц и q - энергетический выход реакции приведенный в Таблице 1.

При высокой температуре, характерной для реагирующей смеси, смесь находится в состоянии плазмы, т.е. состоит из свободных электронов и положительно заряженных ионов, которые взаимодействуют друг с другом за счет коллективных электромагнитных полей. Самосогласованные с движением частиц плазмы электромагнитные поля определяют динамику плазмы и, в частности, поддерживают ее квазинейтральность. С очень большой точностью, плотность зарядов ионов и электронов в плазме равны между собой, n e = Zn z , где Z - заряд иона (для изотопов водорода Z = 1). Ионная и электронная компоненты обмениваются энерги ей, за счет кулоновских столкновений и при параметрах плазмы, типичных для термоядерных приложений, их температуры примерно равны.

За высокую температуру смеси приходиться платить дополнительными энергетическими расходами. Во-первых, нужно учесть тормозное излучение, испускаемое электронами при столкновении с ионами :

Мощность тормозного излучения, также как и мощность термоядерных реакций в смеси, пропорциональна квадрату плотности плазмы и, поэтому, отношение P fus /P b зависит только от температуры плазмы. Тормозное излучение, в отличие от мощности термоядерных реакций, слабо зависит от температуры плазмы, что приводит к наличию нижнего предела по температуре плазмы, при которой мощность термоядерных реакций равна мощности тормозных потерь, P fus /P b = 1. При температуре ниже пороговой мощность тормозных потерь превосходит термоядерное выделение энерги и, и поэтому в холодной смеси положительный выход энерги и невозможен. Наименьшую предельную температуру имеет смесь дейтерия с тритием, но и в этом случае температура смеси должна превышать 3 KэВ (3.5 10 7 °К). Пороговые температуры для DD и DHe 3 -реакций примерно на порядок выше, чем для DT-реакции. Для реакции протона с бором тормозное излучение при любой температуре превышает выход реакции , и, поэтому, для использования этой реакции нужны специальные ловушки , в которых температура электронов ниже, чем температура ионов, или же плотность плазмы настолько велика, что излучение поглощается рабочей смесью.

Кроме высокой температуры смеси, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют дополнительные к тормозному излучению каналы потери энерги и из плазмы (например, за счет теплопроводности, линейчатого излучения примесей и др.), мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. В общем случае, дополнительные потери энерги и можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы t E , определенным таким образом, что отношение 3nТ / t E дает мощность потерь из единицы плазменного объема. Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь, P fus > 3nТ / t E , что дает условие на минимальное произведение плотности на время жизни плазмы, nt E . Например, для DT-реакции необходимо, чтобы

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

Это условие принято называть критерием Лоусона (cтрого говоря, в оригинальной работе критерий Лоусона был выведен для конкретной схемы термоядерного реактора и, в отличие от (3), включает в себя к.п.д. преобразования тепловой энерги и в электрическую). В том виде, в каком он записан выше, критерий, практически, не зависит от термоядерной системы и является обобщенным необходимым условием положительного выхода. Критерий Лоусона для других реакций на один-два порядка выше, чем для DT-реакции, выше и пороговая температура. Близость устройства к достижению положительного выхода принято изображать на плоскости Т - nt E , которая показана на Рис.2.

nt E

Рис.2. Область с положительным выходом ядерной реакции на плоскости T - nt E .
Показаны достижения различных экспериментальных установок по удержанию термоядерной плазмы.

Видно, что DT-реакции более легко осуществимы - они требуют существенно меньшей температуры плазмы, чем DD-реакции и накладывают менее жесткие условия на ее удержание. Современная термоядерная программа нацелена на осуществление управляемого DT синтеза.

Таким образом, управляемые термоядерные реакции, в принципе, возможны и основная задача термоядерных исследований - это разработка практического устройства, которое могло бы конкурировать экономически с другими источниками энерги и.

Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на два больших класса: 1) стационарные или квазистационарные системы, основанные на магнитном удержании горячей плазмы; 2) импульсные системы. В первом случае, плотность плазмы невелика и критерий Лоусона достигается за счет хорошего удержания энерги и в системе, т.е. большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому, системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, n ~ 10 20 м -3 (это примерно в 10 5 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре).

В импульсных системах критерий Лоусона достигается за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача, в этом направлении управляемого термоядерного синтеза, заключается в снижении полной энерги и взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор.

Оба типа систем, уже, вплотную подошли к созданию экспериментальных машин с положительным выходом энерги и Q fus > 1, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов. Однако, прежде, чем перейти к обсуждению термоядерных устройств, мы рассмотрим топливный цикл будущего термоядерного реактора, который в большой степени не зависит от конкретного устройства системы.

	Большой радиус, R (m)	Малый радиус, а (m)	Ток в плазме, I p (МА)				Особенности машины
							DT плазма, дивертор
							Дивертор, пучки энерги чных нейтральных атомов
							Сверхпроводящая магнитная система (Nb 3 Sn)
							Сверхпроводящая магнитная система (NbTi)

1) ТОКАМАК Т-15 пока работал только в режиме с омическим нагревом плазмы и, поэтому, параметры плазмы, полученные на этой установке, достаточно низкие. В будущем, предусматривается ввести 10 МВт нейтральной инжекции и 10 МВт электронно-циклотронного нагрева.

2) Приведенное Q fus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. На Рис.6 показаны временные зависимости термоядерной мощности в DT экспериментах.

Рис.6. Зависимость термоядерной мощности от времени в рекордных дейтериево-тритиевых разрядах на токамаках JET и TFTR.

Это поколение ТОКАМАКов достигло пороговой величины Q fus = 1 и получило nt E всего в несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного ТОКАМАКа-реактора. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага - первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?

Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе или максимальная величина β определяется устойчивостью плазмы и приближенно описывается соотношением Тройона ,

где β выражено в %, I p – ток, протекающий в плазме и β N - безразмерная константа, называемая коэффициентом Тройона. Параметры в (5) имеют размерность МА, Тл, м. Максимальные значения коэффициента Тройона β N = 3÷5, достигнутые в экспериментах, хорошо согласуются с теор етическими предсказаниями, базирующимися на расчетах устойчивости плазмы. Рис.7 показывает предельные значения β , полученные в различных ТОКАМАКах.

Рис.7. Сравнение предельных значений β , достигнутых в экспериментах со скейлингом Тройона .

При превышении предельного значения β , в плазме ТОКАМАКа развиваются крупномасштабные винтовые возмущения, плазма быстро охлаждается и гибнет на стенке. Это явление называется срывом плазмы.

Как видно из Рис.7 для ТОКАМАКа характерны довольно низкие значения β на уровне нескольких процентов. Существует принципиальная возможность увеличить значение β за счет уменьшения аспектного отношения плазмы до предельно низких значений R/a = 1.3÷1.5. Теория предсказывает, что в таких машинах β может достигать нескольких десятков процентов. Первый ТОКАМАК с ультра низким аспектным отношением, START , построенный несколько лет назад в Англии, уже получил значения β = 30%. С другой стороны эти системы технически более напряженны и требуют специальных технических решений для тороидальной катушки, дивертора и нейтронной защиты. В настоящее время строятся несколько более крупных, чем START, экспериментальных ТОКАМАКов с низким аспектным отношением и плазменным током выше 1 МА. Ожидается, что в течении следующих 5 лет эксперименты дадут достаточно данных для того, чтобы понять будет ли достигнуто ожидаемое улучшение плазменных параметров и сможет ли оно компенсировать технические трудности, ожидаемые в этом направлении.

Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энерги и и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. И хотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теор етическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстрапол яции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирическ ие закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов (ITER-97(y)), полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, R, плазменного тока I р, вытянутости сечения плазмы k = b/а = 4 и падает с ростом мощности нагрева плазмы, Р:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

Зависимость энергетического времени жизни от остальных плазменных параметров довольно слабая. Рис.8 показывает, что время жизни измеренное, практически, во всех экспериментальных ТОКАМАКах хорошо описывается этим скейлингом.

Рис.8. Зависимость экспериментально наблюдаемого энергетического времени жизни от предсказанного скейлингом ITER-97(y).
Среднестатистическое отклонение экспериментальных точек от скейлинга 15%.
Разные метки соответствуют различным ТОКАМАКам и проектируемому ТОКАМАКу-реактору ИТЭР .

Этот скейлинг предсказывает, что ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1-1.5 ГВт.

В 1998 г был закончен инженерный проект ТОКАМАКа-реактора ИТЭР . Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием. Основные физические и инженерные параметры установки приведены в Таблице 3, а его сечение показано на Рис.9.

Рис.9. Общий вид проектируемого ТОКАМАКа-реактора ИТЭР .

ИТЭР будет обладать, уже, всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м 2 и полным флюенсом 0.3 МВт× лет/м 2 , что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

Таблица 3.
Основные параметры первого экспериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ИТЭР .

Параметр	Значение
Большой / малый радиусы тора (A / a )	8.14 м / 2.80 м
Конфигурация плазмы	С одним тороидальным дивертором
Плазменный объем
Ток в плазме
Тороидальное магнитное поле	5.68 Тл (на радиусе R = 8.14 м)
β
Полная мощность термоядерных реакций
Нейтронный поток на первой стенке
Длительность горения
Мощность дополнительного нагрева плазмы

ИТЭР планируется построить в 2010-2011 г. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на этом экспериментальном реакторе около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-2035 г первого демонстрационного реактора-ТОКАМАКа, который уже будет производить электроэнерги ю. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-ТОКАМАКа для производства электроэнерги и.

Наряду с ТОКАМАКами, которые в настоящее время являются наиболее продвинутой системой для осуществления управляемого термоядерного синтеза, существуют другие магнитные ловушки, успешно конкурирующие с ТОКАМАКом.

	Большой радиус, R (м)	Малый радиус, а (м)	Мощность нагрева плазмы, (МВт)	Магнитное поле, Тл	Комментарии
L H D (Япония)					Сверхпроводящая магнитная система, винтовой дивертор
WVII-X (Германия)					Сверхпроводящая магнитная система, модульные катушки, оптимизированная магнитная конфигурация

Кроме ТОКАМАКов и СТЕЛЛАРАТОРов эксперименты, хотя и в меньшем масштабе, продолжаются на некоторых других системах с замкнутыми магнитными конфигурациями. Среди них следует отметить пинчи с обращенным полем , СФЕРОМАКи и компактные торы . Пинчи с обращенным полем имеют относительно низкое значение тороидального магнитного поля. В СФЕРОМАКе или в компактных торах тороидальная магнитная система вовсе отсутствует. Соответственно, все эти системы обещают возможность создания плазмы с высоким значением параметра β и, следовательно, в перспективе могут оказаться привлекательными для создания компактных термоядерных реакторов или же реакторов, использующих альтернативные реакции, такие как DHe 3 или рВ, в которых низкое поле требуется для снижения магнитно-тормозного излучения. Нынешние параметры плазмы, достигнутые в этих ловушках, пока, существенно ниже, чем те, которые получены в ТОКАМАКах и СТЕЛЛАРАТОРах.

Название установки	Тип лазера	Энергия в импульсе (кДж)	Длина волны
			1.05 / 0.53 / 0.35
NIF (строится в США)
ИСКРА 5 (Россия)
ДЕЛЬФИН (Россия)
PHEBUS (Франция)
GЕККО ХП (Япония)			1.05 / 0.53 / 0.35

Исследование взаимодействия лазерного излучения с веществом показало, что лазерное излучение хорошо поглощается испаряющимся веществом оболочки мишени вплоть до требуемых плотностей мощности 2÷4 · 10 14 Вт/см 2 . Коэффициент поглощения может достигать 40÷80 % и растет с уменьшением длинны волны излучения . Как указывалось выше, большого термоядерного выхода можно добиться, если при сжатии основная масса топлива остается холодной. Для этого нужно, чтобы сжатие было адиабатическим, т.е. нужно избегать предварительного разогрева мишени, которое может происходить за счет генерации лазерным излучением энерги чных электронов, ударных волн или жесткого рентгеновского излучения. Многочисленные исследования показали, что эти нежелательные эффекты можно снизить за счет профилирования импульса излучения, оптимизации таблеток и уменьшения длины волны излучения. На Рис.16, заимствованном из работы , показаны границы области на плоскости плотность мощности - длина волны лазеров, пригодных для обжатия мишеней.

Рис.16. Область на плоскости параметров, в которой лазеры способны осуществлять обжатия термоядерных мишеней (заштрихована).

Первая лазерная установка (NIF) с параметрами лазера, достаточными для получения зажигания мишеней, будет построена в США в 2002 г. Установка позволит изучить физику обжатия мишеней, которые будут иметь термоядерный выход на уровне 1-20 МДж и, соответственно, позволит получить высокие значения Q>1.

Хотя лазеры позволяют проводить лабораторные исследования по обжатию и зажиганию мишеней, их недостатком является низкий к.п.д., который, пока, в лучшем случае, достигает 1-2%. При таких низких к.п.д., термоядерный выход мишени должен превышать 10 3 , что является очень сложной задачей. Кроме того, лазеры на стекле имеют низкую повторяемость импульса. Для того, чтобы лазеры могли служить драйвером реактора термоядерной электростанции их стоимость должна быть снижена примерно на два порядка величины . Поэтому, параллельно с развитием лазерной технологии, исследователи обратились к разработке более эффективных драйверов - ионных пучков.

Ионные пучки

В настоящее время рассматривается два типа ионных пучков: пучки легких ионов, типа Li, с энерги ей в несколько десятков МэВ и пучки тяжелых ионов, типа Рb, с энерги ей до 10 ГэВ. Если говорить о реакторных приложениях, то в обоих случаях нужно подвести к мишени радиусом несколько миллиметров энерги ю в несколько МДж за время порядка 10 нс. Необходимо не только сфокусировать пучок, но и суметь провести его в камере реактора на расстояние порядка нескольких метров от выхода ускорителя до мишени, что для пучков частиц является совсем не простой задачей.

Пучки легких ионов с энерги ей несколько десятков МэВ можно создавать с относительно большим к.п.д. с помощью импульсного напряжения, приложенного к диоду. Современная импульсная техника позволяет получать мощности, требуемые для обжатия мишеней, и поэтому, пучки легких ионов являются наиболее дешевым кандидатом для драйвера. Эксперименты с легкими ионами проводились в течение многих лет на установке PBFA-11 в Сандиевской национальной лаборатории в США. Установка позволяет создавать короткие (15 нс) импульсы 30 МэВ-ных ионов Li с пиковым током 3.5 МА и полной энерги ей около 1 МДж. Кожух из материала с большим Z с мишенью внутри помещался в центре сферически симметричного диода, позволяющего получать большое количество радиально направленных ионных пучков. Энергия ионов поглощалась в кожухе холраума и пористом наполнителе между мишенью и кожухом и преобразовывалось в мягкое рентгеновское излучение, сжимающее мишень .

Предполагалось получить плотность мощности свыше 5 · 10 13 Вт/см 2 , необходимую для обжатия и поджига мишеней. Однако, достигнутые плотности мощности были, примерно, на порядок величины меньше, чем ожидалось . В реакторе, использующем легкие ионы в качестве драйвера, требуются колоссальные потоки быстрых частиц с высокой плотностью частиц вблизи мишени. Фокусировка таких пучков на миллиметровые мишени представляет собой задачу огромной сложности. Кроме того, легкие ионы будут заметно тормозиться в остаточном газе в камере сгорания.

Переход к тяжелым ионам и большим энерги ям частиц позволяет существенно смягчить эти проблемы и, в частности, уменьшить плотности тока частиц и, таким образом, облегчить проблему фокусировки частиц. Однако, для получения требуемых 10 ГэВ-ных частиц требуются огромные ускорители с накопителями частиц и прочей сложной ускорительной техникой. Положим, что полная энерги я пучка 3 МДж, время импульса 10 нс и область, на которую должен быть сфокусирован пучок, представляет собой окружность с радиусом 3 мм. Сравнительные параметры гипотетических драйверов для обжатия мишени приведены в Таблице 6.

Таблица 6.
Сравнительные характеристики драйверов на легких и тяжелых ионах.

*) – в области мишени

Пучки тяжелых ионов, также, как и легкие ионы, требуют использования холраума, в котором энерги я ионов преобразуется в рентгеновское излучение, равномерно облучающее саму мишень. Конструкция холраума для пучка тяжелых ионов лишь немного отличается от холраума для лазерного излучения. Отличие заключается в том, что пучки на требуют отверстий, через которое лазерные лучи проникают внутрь холраума. Поэтому, в случае пучков, используются специальные поглотители частиц, которые преобразуют их энерги ю в рентгеновское излучение. Один из возможных вариантов показан на Рис.14b. Оказывается, что эффективность преобразования уменьшается с ростом энерги и ионов и ростом размера области, на которой происходит фокусировка пучка . Поэтому, увеличение энерги и частиц свыше 10 ГэВ нецелесообразно.

В настоящее время, как в Европе, так и в США принято решение сосредоточить основные усилия на развитием драйверов, основанных на пучках тяжелых ионов . Предполагается, что эти драйверы будут разработаны к 2010-2020 гг и, в случае успеха, заменят лазеры в установках следующего за NIF поколения. Пока ускорителей, требуемых для инерционного синтеза, не существует. Основная трудность их создания связана с необходимостью увеличивать плотности потоков частиц до такого уровня, при котором пространственная плотность заряда ионов уже существенно влияет на динамику и фокусировку частиц. Для того, чтобы уменьшить эффект пространственного заряда, предполагается создавать большое количество параллельных пучков, которые будут соединяться в камере реактора и направляться на мишень . Характерный размер линейного ускорителя - несколько километров .

Каким же образом предполагается провести ионные пучки на расстояние несколько метров в камере реактора и сфокусировать их на области размером несколько миллиметров? Одна из возможных схем заключается в самофокусировке пучков, которая может происходить в газе низкого давления. Пучок будет вызывать ионизацию газа и компенсирующий встречный электрический ток, протекающий по плазме. Азимутальное магнитное поле, которое создается результирующим током (разницей тока пучка и обратного тока плазмы), будет приводить к радиальному сжатию пучка и его фокусировке. Численное моделирование показывает, что, в принципе, такая схема возможна, если давление газа будет поддерживаться в нужном диапазоне 1-100 Торр .

И хотя пучки тяжелых ионов открывают перспективу создания эффективного драйвера для термоядерного реактора, они имеют перед собой колоссальные технические трудности, которые еще предстоит преодолеть, прежде, чем цель будет достигнута. Для термоядерных приложений нужен ускоритель, который будет создавать пучок 10 ГэВ-ных ионов с пиковым током в несколько десятков КА и со средней мощностью около 15 МВт. Объем магнитной системы такого ускорителя сравним с объемом магнитной системы ТОКАМАКа-реактора и, поэтому, можно ожидать, что их стоимости будут одного порядка.

Камера импульсного реактора

В отличие от магнитного термоядерного реактора, где требуется высокий вакуум и чистота плазмы, к камере импульсного реактора такие требования не предъявляются. Основные технологические трудности создания импульсных реакторов лежат в области драйверной техники, создании прецизионных мишеней и систем позволяющих подавать и контролировать положение мишени в камере. Сама камера импульсного реактора имеет относительно простую конструкцию. Большинство проектов предполагает использовать жидкую стенку создаваемую открытым теплоносителем. Например, проект реактора HYLIFE-11 использует расплавленную соль Li 2 BeF 4 , жидкая завеса из которой окружает область, куда поступают мишени. Жидкая стенка будет поглощать нейтронное излучение и смывать остатки мишеней. Она же демпфирует давление микровзрывов и равномерно передает ее на основную стенку камеры. Характерный внешний диаметр камеры около 8 м, ее высота - около 20 м.

Полный расход жидкого теплоносителя по оценкам будет составлять около 50 м 3 /с, что вполне достижимо. Предполагается, что кроме основного, стационарного потока, в камере будет сделана импульсная жидкая заслонка, которая будет открываться синхронизировано с подачей мишени с частотой около 5 Гц для пропускания пучка тяжелых ионов.

Требуемая точность подачи мишени составляет доли миллиметров. Очевидно, что пассивная подача мишени на расстояние в несколько метров с такой точностью в камере, в которой будет происходить турбулентные потоки газа, вызванные взрывами предшествующих мишеней, представляет собой практически невыполнимую задачу. Поэтому, в реакторе потребуется система управления, позволяющая отслеживать положение мишени и производить динамическую фокусировку пучка. В принципе, такая задача выполнима, но может существенно усложнить управление реактором.