Троэнергетики и её современное состояние

магнитной катушкой. 
Упрощенная схема термоядерной электростанции, «сердцем» ко-
торой является токамак, показана на рис. 10.2. 
Рис. 10.2. Схема основных технологических контуров термоядерной
электростанции с реактором, работающим на смеси дейтерия и трития 
Уже к концу 60-х гг. стала очевидной необходимость междуна-
родной кооперации в решении этой суперзадачи, т. к. по мере продви-
жения к конечной цели в дополнение к названным выше проблемам до-
бавлялись другие, не менее сложные. 

---

235
Скоординированные действия физиков ведущих стран мира по-
зволили разработать различные модификации конструкции токамака, 
которые представляют собой огромные и чрезвычайно сложные со-
оружения
.
На сегодня в наиболее мощных из них – в европейском то-
камаке JET (Joint European Torus), токамаке JT-60 в Японии, экспери-
ментальном термоядерном реакторе TFTR (Tokamak Fusion Test 
Reactor) и установке DIII-D в США – достигнуты температура плазмы 
30 кэВ и параметр качества удержания 2·10
19
с/м
3
. Произведение n τ Т в 
течение 1970–1990 гг. удалось увеличить более чем в 100 раз. Эта ве-
личина удваивалась в среднем за каждые 1,8 года.
Начиная с 1970 г. мощность, выделяемая в термоядерных реакци-
ях в различных токамаках, выросла на 12 порядков и на установке JET 
достигла 16 МВт [31].
Для того чтобы сделать решающий шаг к достижению конечной 
цели, потребовалось вывести международное сотрудничество на каче-
ственно новый уровень. Страны ЕС, Япония, СССР и США пришли к 
соглашению начать в 1987 г. совместное проектирование эксперимен-
тальной термоядерной установки ITER – International Thermonuclear 
Experimental Reactor. Позднее к ним присоединились Китай, Южная 
Корея и Индия. Желание принять участие в проекте изъявляют также
Бразилия, Казахстан, Канада и Мексика. 
Основными целями проекта ITER являются достижение условий 
зажигания и длительного термоядерного горения, которые будут ти-
пичны для реального термоядерного реактора, а также испытание и 
демонстрация технологий для практического использования управ-
ляемого синтеза. Предстоит, в частности, решить проблему перехода 
к режиму непрерывной работы реактора (существующие установки 
работают в периодическом режиме). 
Разработка технического проекта ITER завершена в 2001 г., а в 
2006 г. подписано соглашение о том, что реактор будет сооружаться на 
французской площадке Кадараш в 96 км от г. Марселя. 
Создаваемый экспериментальный реактор (начало строительст-
ва – 2010 г.) – огромное сооружение. Его высота (включая системы 
обеспечения) достигает 60 м, диаметр – 30 м, вес – 23 тыс. т. Общий 
вид и основные параметры показаны на рис. 10.3. 
К 2019 г. конструирование и инженерные разработки должны 
завершиться созданием реактора, который благодаря синтезу дейте-
рия и трития сможет генерировать мощность 1000 МВт, на порядок 
превосходящую потребляемую для его жизнеобеспечения. В случае 
успеха ITER будет предпоследним этапом на пути к практическому 
использованию УТС. Научные и инженерные знания, полученные в 

---

236
экспериментах на ITER (2019–2037), должны привести к сооружению 
в Японии демонстрационной термоядерной электростанции, по-
видимому, к 2050 г. (проект ДЕМО). Ее мощность составит примерно 
1,5 ГВт; стоимость 1 кВт·ч – примерно в 2 раза выше, чем средняя 
стоимость 1 кВт·ч сейчас в нашей стране. Ожидается, что в перспек-
тиве мощность таких станций будет возрастать, а стоимость выраба-
тываемой ими энергии снизится до уровня стоимости электроэнергии, 
производимой на АЭС. 
Рис. 10.3. Общий вид и основные параметры ИТЭР (человеческая фигура 
справа внизу даёт наглядное представление об его размерах) 
Почти одновременно с разработкой токамаков началась реализа-
ция другой схемы осуществления УТС – создание импульсных систем, 
использующих эффект пинчевания (сжатия) плазменного шнура, со-
держащего термоядерное горючее, либо обжатия дейтерий-тритиевой 
мишени с помощью всестороннего воздействия мощных ионных пуч-
ков, импульсов лазерного излучения (один из подобных приемов реали-
зован в водородной бомбе). В импульсных системах выполнение крите-
рия Лоусона достигается не за счёт длительного удержания плазмы, а 
благодаря увеличению её плотности в результате сжатия смеси. При 
этом основная проблема заключаются в получении высоких степеней 
сжатия в таком малом количестве топлива, которое позволит исполь-
зовать выделившуюся термоядерную энергию без разрушения рабо-
чей камеры. Временные параметры этого процесса определяются 
инерцией топливной смеси, поэтому нагрев должен осуществляться за 
время порядка 10
–9
с. 

---

237
Одной из первых идей осуществления реакции инерционного УТС 
был быстрый Z-пинч. В устройстве, реализующем эту идею, необходи-
мое сжатие смеси предполагалось получить пропусканием большого 
электрического тока через разреженный газ, состоящий из смеси дейте-
рия с тритием.
Кажущаяся простота такой схемы удержания плазмы привлекла 
внимание к пинч-эффекту разработчиков реакторов для осуществления 
реакции УТС. Работы начались в 1950–1951 гг. в СССР, США и Вели-
кобритании. Но уже в первых экспериментах выяснилось, что пинч-
эффект сопровождается развитием практически всех видов неустойчи-
востей высокотемпературной плазмы: локальными перетяжками шнура, 
его изгибами и винтовыми возмущениями и т. д. Эти процессы, разви-
вающиеся с большой скоростью и вызывающие разрыв шнура или вы-
брасывание плазмы на стенки камеры, оказались препятствием на пути 
к осуществлению реакции УТС. Тем не менее, исследования позволили 
далеко продвинуться в понимании процессов в горячей плазме, что ока-
залось чрезвычайно полезным при разработке других схем УТС.
В реакторах с обжатием термоядерной мишени газообразное 
или твердое термоядерное топливо, в исходном состоянии заключен-
ное в сферическую оболочку, подвергается воздействию ионных пуч-
ков или мощных импульсов электромагнитного излучения (лазерного 
или рентгеновского) от внешних источников. Под действуем излуче-
ния материал оболочки испаряется и создаёт реактивные силы, спо-
собные сжать и разогреть оболочку и топливо до плотностей и темпе-
ратур, при которых выполняется критерий Лоусона [32, 33]. 
Для того чтобы добиться требуемых результатов в области лазер-
ного и пучкового УТС, предстоит решить задачи огромной сложности. 
Необходимо обеспечить: 
 
работу мощных лазеров и ускорителей (с пиковой мощностью на 
уровне 10
15
Вт) в высокочастотном режиме (10–100 «выстрелов» в 
секунду); 
 
повышение их КПД с нынешних 0,3 до 10–15 % (как минимум); 
 
равномерность обжатия мишени световыми или ионными пучками; 
 
длительную стойкость материалов к ударным нагрузкам при вы-
соких температурах (при взрыве только одной мишени выделяется 
энергия в десятки кВт·ч) и др. 
На пути использования импульсных термоядерных реакторов для 
сооружения электростанций встанут экономические проблемы: чрезвы-
чайно высокая стоимость сооружения и эксплуатации таких станций и, 
как следствие, высокая цена производимой электроэнергии. Тем не ме-
нее, это направление в освоении УТС продолжает развиваться в Англии, 

---

238
Франции, Америке, Японии, России. Усилия ученых привели к тому, 
что в настоящее время по ряду параметров импульсный «термояд» 
начинает конкурировать с магнитным удержанием плазмы. 
Оценивая перспективы термоядерной энергетики, целесообразно, 
видимо, сравнивать её не с угольной или газовой, а с более близкой по 
физическим принципам – атомной. При таком сравнении можно ожи-
дать преимуществ у термоядерной энергетики:
1.
Теплотворная способность термоядерного топлива существенно 
выше, чем у ядерного – при синтезе 1 г DT-смеси выделяется в 
8 раз больше энергии, чем при полном делении 1 г урана. 
2.
Термоядерная энергетика примерно на два порядка безопасней 
атомной (см. 13.3.2). 
Даже краткое рассмотрение современного состояния проблемы ис-
пользования в энергетике реакций УТС делает понятной осторожность 
специалистов с прогнозами сроков создания термоядерных электростан-
ций и самой возможности решения этой задачи в обозримые сроки.