Термоядерный реактор — устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза легких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температуpax (>10⁸ K). Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энергия выделенная в результате термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.

Различают два типа термоядерных реакторов. К первому относятся реакторы, которым энергия от внешних источников необходима только для зажигания термоядерной реакции. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при термоядерной реакции. Например в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой температуры расходуется энергия α–частиц образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия с ³Не энергия всех продуктов реакций, то есть α-частиц и протонов, расходуется на поддержание необходимой температуры плазмы. В стационарном режиме работы термоядерного реактора, энергия, которую несут заряженные продукты реакций, компенсирует энергетические потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. Такие реакторы называют реакторами с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной реакции. Пример такого термоядерного реактора: токомак, стелларатор.

К другому типу термоядерного реактора относятся реакторы, в которых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в плазме в виде заряженных продуктов реакций, а необходима энергия от внешних источников. Такие реакторы принято называть реакторами с поддержанием горения термоядерных реакций. Это происходит в тех термоядерных реакторах где велики энергетические потери, например открытая магнитная ловушка, токамак работающий в режиме по плотности и температуре плазмы ниже кривой зажигания термоядерных реакций. Эти два типа реакторов включают все возможные виды термоядерных реакторов , которые могут быть построены на основе систем с магнитным удержанием плазмы (токамак, стелларатор, открытая магнитная ловушка) или систем с инерциальным удержанием плазмы.

Реактор с инерциальным удержанием плазмы характеризуется тем, что в него за короткое время (10^-8—10^-7 с) с помощью либо излучения лазера, либо пучков релятивистских электронов или ионов вводится энергия, достаточная для возникновения и поддержания термоядерной реакции. Такой реактор будет работать только в режиме коротких импульсов, в отличие от реактора с магнитным удержанием плазмы, который может работать в квазистационарном или даже стационарном режимах.

Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности Q равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на ее производство. Тепловая мощность реактора складывается из мощности, выделяющейся при термоядерной реакции в плазме, мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термоядерной реакции или поддержания стационарного тока в плазме в случае токамака, и мощности, выделяющейся в так называемой бланкете и в радиационной защите термоядерного реактора— специальной оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой сверхпроводящих магнитных катушек от нейтронного и радиоактивного излучений.

В качестве первого шага на пути создания термоядерной энергетики представляется термоядерный реактор, работающий на DT смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при других реакциях синтеза. В перспективе рассматривается возможность создания малорадиоактивиого термоядерного реактора на смеси D с ³Не, в котором основную энергию несут не заряженные продукты реакции, а нейтроны возникают лишь в DD и в DT реакциях при выгорании рождающегося в DD реакциях трития. В результате биологическая опасность термоядерного реактора может быть, по-видимому, снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами деления, отпадает необходимость промышленной обработки радиоактивных материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоактивных отходов. Впрочем, перспективы создания в будущем экологически чистого термоядерного ректора на смеси D с ³Не осложняются проблемой сырья: естественная концентрации изотопа ³Не на Земле составляют миллионные доли от изотопа ⁴Не. Поэтому возникает трудный вопрос получения исходного сырья, например путём доставки его с Луны.

Основными, перспективными в плане использования термоядерной энергии являются следующие реакции:

1.Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий: 

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток её- выход нежелательной нейтронной радиации.

2. Реакция дейтерий + гелий-3

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3. Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3,кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится.

3. Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

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

 

 

Термоядерная реакция уже более полувека рассматривается как возможный источник практически бесплатной энергии. Однако до сих пор в мире не построено ни одной энергетической установки, использующей термоядерный синтез.

Существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены, неясным является даже насколько может быть экономически выгодно производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя прогресс в исследованиях является постоянным, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, что, как оценивается, должно быть в 100 раз интенсивнее чем в традиционных ядерных реакторах.

Критики указывают, что вопрос о экономической целесообразности использования ядерного синтеза для производства электроэнергии остается открытым. Cебестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от будущей технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, продолжительности эксплуатирования и стоимости декомиссии реактора.
 

Разработка термоядерного реактора с магнитным удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием. Схема Международного термоядерного экспериментального реактора — токамака ИТЭР, проект которого разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами—СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией,— представлена на рисунке 1. Термоядерный реактор имеет следующие параметры: большой радиус плазмы 8.1 м; малый радиус плазмы в средней плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1.6 м: тороидальное магнитное поле на оси 5.7 Тл; номинальный ток плазмы 21 МА; номинальная термоядерная мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит следующие основные узлы: центральный соленоид 1, электрическое поле которого осуществляет пробой газа, регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит, нагрева плазмы; первая стенка 9, которая непосредственно обращена к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц; бланкет — защита 2, которые являются неотъемлемой частью термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом (DT) топливе, так как в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий.

Термоядерный реактор на DT топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li; в нём под действием термоядерных нейтронов получается тритий:

и происходит усиление энергии термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, в которые помещается отвальный ²³⁸U для получения ²³⁹Рu. Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. Таким образом в гибридном термоядерном реакторе можно получать примерно в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем в «чистом» термоядерном, но наличие в первом случае делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, близкую той, которая существует в ядерных реакторах деления.

В термоядерном реакторе с топливом на смеси D с ³Не бланкет отсутствует, так как нет необходимости воспроизводить тритий:

и вся энергия выделяется в виде заряженных продуктов реакции. Радиационная защита предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоактивного излучения и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магнитную систему до приемлемого для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магнитного поля 8 служат для создания тороидального магнитного поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием сверхпроводника Nb³Sn и медной матрицы, работающих при температуре жидкого гелия (4,2 К). Развитие техники получения высокотемпературной сверхпроводимости может позволить исключить охлаждение катушек жидким гелием и перейти на более дешёвый способ охлаждения, например жидким азотом. Конструкция реактора при этом существенно не изменится. Катушки полоидального поля 11 являются также сверхпроводящими и вместе с магнитным полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию полоидальиого магнитного поля с одно или двухнулевым полоидальным дивертором 10, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. В термоядерном с D ³Не топливом диверторные пластины могут служить одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряженных продуктов реакции в электроэнергию. Криостат 6 служит для охлаждения сверхпроводящих катушек до температуры жидкого гелия или более высокой температуры при использовании более совершенных высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в которой создаётся плазма 3, и во всех вспомогательных объёмах, включая криостат.