Термоядерний реактор. Ітер – міжнародний термоядерний реактор (iter). Створення проекту ітер та запуск реактора

Термоядерний реактор

Розробляється в наст. (80-ті рр.) пристрій отримання енергії рахунок реакцій синтезу легких ат. ядер, що відбуваються за дуже високих темп-рах (= 108 К). основ. вимога, до-ром повинен задовольняти Т. р., полягає в тому, щоб енерговиділення в результаті термоядерних реакцій з надлишком компенсувало витрати енергії від зовніш. джерел підтримки реакції.

Розрізняють два типи Т. н. До першого типу відносяться Т. р., яким необхідна від зовніш. джерел тільки для запалення термоотрути. реакцій. Далі реакції підтримуються рахунок енергії, що виділяється в плазмі при термояд. реакціях; напр., в дейтерій-тритієвої суміші на підтримку високої температури плазми витрачається енергія a-часток, що утворюються в ході реакцій. У стаціонарному режимі роботи Т. н. енергія, яку несуть a-частки, компенсує енергетич. втрати з плазми, зумовлені переважно теплопровідністю плазми та випромінюванням. До такого типу Т. н. відноситься, напр., .

До ін. типу Т. н. відносяться реактори, в яких брало для підтримки горіння реакцій недостатньо енергії, що виділяється у вигляді a-часток, а необхідна енергія від зовніш. джерел. Це відбувається в тих реакторах, в яких брало великі енергетич. напр. відкрита магнітна пастка.

Т. н. можуть бути побудовані на основі систем з магн. утриманням плазми, таких як токамак, відкрита магн. пастка та ін, або систем з інерційним утриманням плазми, коли в плазму за короткий час (10-8-10-7 с) вводиться енергія (або за допомогою випромінювання лазера, або за допомогою пучків релятив. ел-нів або іонів), достатня для виникнення та підтримки реакцій. Т. н. із магн. утриманням плазми може працювати у квазістаціонарному або стаціонарному режимах. У разі інерційного утримання плазми Т. н. повинен працювати у режимі коротких імпульсів.

Т. н. характеризується коеф. посилення потужності (добротністю) Q, рівним відношенню теплової потужності, одержуваної у реакторі, до потужності витрат за її произ-во. Теплова Т. н. складається з потужності, що виділяється при термоотруту. реакціях у плазмі, та потужності, що виділяється в т.з. бланкете Т. р.- спеціальної оболонці, що оточує плазму, в якій використовується енергія термояд, нейтронів. Найбільш перспективним представляється Т. р., що працює на дейтерій-тритієвої суміші за рахунок більшої швидкості перебігу реакцій, ніж при інших реакціях синтезу.

Т. н. на дейтерій-тритієвому паливі, залежно від складу бланкета, може бути «чистим» або гібридним. Бланкет «чистого» Т. н. містить Li; в ньому під дією нейтронів виходить , що «згорає» в дейтерій-тритієвій плазмі, і відбувається посилення енергії термоотрути. реакції з 17,6 до 22,4 МеВ У бланкеті гібридного Т. н. не тільки відтворюється тритій, але є зони, при поміщенні в які 238U можна отримувати 239Pu (див. ЯДЕРНИЙ РЕАКТОР). Одночасно в бланкеті виділяється енергія, що дорівнює прибл. 140 МеВ на один термоотруту. . Т. о., в гібридному Т. н. можна отримувати приблизно в шість разів більше енергії, ніж у «чистому» Т. р., але наявність у першому радіоакті, що діляться. в-в створює обстановку, близьку тій, яка існує в отруту. реакторах поділу.

Фізичний енциклопедичний словник. - М: Радянська енциклопедія. Головний редактор А. М. Прохоров. 1983 .

Термоядерний реактор

Розробляється в 1990-х роках. пристрій для отримання енергії за рахунок реакцій синтезу легких атомних ядер, що відбуваються в плазмі за дуже високих темп-pax (10 8 К). основ. вимога, до-рому повинен задовольняти T. р., полягає в тому, щоб енерговиділення в результаті термоядерних реакцій(TP) з надлишком компенсувало витрати енергії від зовніш. джерел підтримки реакції.

Розрізняють два типи T. До першого відносяться реактори, яким енергія від зовніш. джерел необхідна лише для запалення TP. Далі реакції підтримуються рахунок енергії, що виділяється в плазмі при TP, напр. в дейтерій-тритієвої суміші на підтримку високої температури витрачається енергія a-часток, що утворюються в ході реакцій. У суміші дейтерію з 3 He енергія всіх продуктів реакцій, тобто a-часток і протонів, витрачається на підтримку необхідної температури плазми. У стаціонарному режимі роботи T. н. енергія, яку несуть заряд. продукти реакцій, що компенсує енергетич. втрати з плазми, зумовлені осн. теплопровідністю плазми та випромінюванням. Такі реактори зв. реакторами із запаленням термоядерної реакції, що самопідтримується (див. Запалювання умов).Приклад такого T. р.: токамак, стеллатор .

До ін. типу T. відносяться реактори, в яких брало для підтримки горіння реакцій недостатньо енергії, що виділяється в плазмі у вигляді заряд. продуктів реакцій, а необхідна енергія від зовніш. джерел. Такі реактори прийнято називати реакторами із підтриманням горіння термоядерних реакцій. Це відбувається в тих T. р., де великі енергетичні. напр. відкрита магн. пастка, токамак, що працює в режимі за густиною і темп-ре плазми нижче кривої запалювання TP. Ці два типи реакторів включають всі можливі види T. р., які можуть бути побудовані на основі систем з магн. утриманням плазми (токамак, стеларатор, відкрита магн. пастка та ін.) або систем з інерційним утриманнямплазми.

Міжнародний термоядерний експериментальний реактор ІТЕР: 1 - центральний; 2 - бланкет -; 3 - плазма; 4 - вакуумна стінка; 5 - трубопровід відкачування; 6- кріостат; 7- котушки активного керування; 8 - котушки тороїдального магнітного поля; 9 - перша стінка; 10 - диверторні пластини; 11 - котушки полоидального магнітного поля.

Реактор з інерційним утриманням плазми характеризується тим, що в нього за короткий час (10 -8 -10 -7 с) за допомогою випромінювання лазера, або пучків релятивістських електронів або іонів вводиться енергія, достатня для виникнення та підтримки TP. Такий реактор працюватиме лише у режимі коротких імпульсів, на відміну реактора з магн. утриманням плазми, який може працювати в квазістаціонарному або навіть стаціонарному режимах.

T. н. характеризується коеф. посилення потужності (добротністю) Q,рівним відношенню теплової потужності реактора до потужності витрат на її виробництво. Теплова потужність реактора складається з потужності, що виділяється при TP в плазмі, потужності, яка вводиться в плазму для підтримки температури горіння TP або підтримки стаціонарного струму в плазмі у разі токамака, і потужності, що виділяється в т.п.

Розробка T. н. із магн. утримання більш просунута, ніж систем з інерційним утриманням. Схема Міжнародного термоядерного експерименту. реактора-токамака ІТЕР, проект якого розробляється з 1988 чотирма сторонами - СРСР (з 1992 Росія), США, країнами Євратома і Японією,-представлена на малюнку. T. н. має. Параметри: великий радіус плазми 8,1 м; малий радіус плазми в порівн. площині 3 м; витягнутість перерізу плазми 1,6; тороїдальне магн. на осі 5,7 Тл; номінальний плазми 21 MA; номінальна термоядерна потужність із DT паливом 1500 МВт. Реактор містить слід. осн. вузли: центр. соленоїд I, електрич. поле якого здійснює , регулює наростання струму і підтримує його разом зі спец. системою доповнить. нагріву плазми; перша стінка 9, к-раю безпосередньо звернена до плазми і сприймає потоки тепла у вигляді випромінювання та нейтральних частинок; бланкет - захист 2, к-рі явл. невід'ємною частиною T. н. на дейтерій-три-тієвому (DT) паливі, тому що в бланкеті відтворюється згорілий в плазмі тритій. T. н. на DT паливі, залежно від матеріалу бланкета, може бути "чистим" або гібридним. Бланкет "чистого" T. н. містить Li; у ньому під дією термоядерних нейтронів виходить тритій: 6 Li +nT+ 4 He+ 4,8 МеВ, і відбувається посилення енергії TP з 17,6 МеВ до 22,4 МеВ. У бланкеті гібридного термоядерного реакторане тільки відтворюється тритій, але є зони, в які поміщається відвальний 238 U для отримання 239 Pu. Одночасно у бланкеті виділяється енергія, що дорівнює 140 МеВ на один термоядерний нейтрон. T. о., в гібридному T. н. можна отримувати приблизно в шість разів більше енергії на один вихідний акт синтезу, ніж у "чистому" T. р., але наявність у першому випадку радіоактів, що діляться. речовин створює радіацію. обстановку, близьку до тієї, яка існує в ядерних реакторахподілу.

У T. н. з паливом на суміші D з 3 He бланкет відсутня, тому що немає необхідності відтворювати тритій: D + 3 He 4 He (3,6 МеВ) + р(14,7 МеВ), і вся енергія виділяється як заряд. продуктів реакції. Радіац. захист призначений для поглинання енергії нейтронів та радіоакт. випромінювання та зменшення потоків тепла та випромінювань на надпровідну магн. систему до прийнятного для стаціонарної роботи рівня. Котушки тороїдального магн. поля 8 служать до створення тороїдального магн. поля і виготовляються надпровідними з використанням надпровідника Nb 3 Sn і мідної матриці, що працюють при температурі рідкого гелію (4,2 К). Розвиток техніки одержання високотемпературної надпровідності може дозволити виключити охолодження котушок рідким гелієм та перейти на більш дешевий спосіб охолодження, напр. рідким азотом. Конструкція реактора при цьому суттєво не зміниться. Котушки полоідального поля 11 є також надпровідними та разом з магн. полем струму плазми утворюють рівноважну конфігурацію полоидального магн. поля з одно або двону-лівим полоідальним д і вертором 10, службовцям для відведення тепла з плазми як потоку заряд. частинок та для відкачування нейтралізованих на диверторних пластинах продуктів реакції: гелію та протию. У T. н. з D 3 He паливом диверторні пластини можуть бути одним з елементів системи прямого перетворення енергії заряд. продуктів реакції на електроенергію. Кріостат 6 служить для охолодження надпровідних котушок до температури рідкого гелію або вищої температури при використанні більш досконалих високотемпературних надпровідників. Вакуумна камера 4 і засоби відкачування 5 призначені для отримання високого вакууму в робочій камері реактора, в якій створюється плазма 3, та у всіх допоміжних обсягах, включаючи кріостат.

Як перший крок на шляху створення термоядерної енергетики представляється T. р., що працює на DT суміші за рахунок більшої швидкості протікання реакцій, ніж при інших реакціях синтезу. У перспективі розглядається можливість створення малорадіоактивного Т. н. на суміші D з 3 He, до якого осн. енергію несуть заряд. продукти реакції, а нейтрони виникають лише в DD і в DT реакціях при вигорянні тритію, що народжується в DD реакціях. В результаті біол. небезпека T. н. може бути, мабуть, знижена на чотири-п'ять порядків величини в порівнянні з ядерними реакторами поділу, що відпадає необхідність промишл. обробки радіоакт. матеріалів та їх транспортування, якісно спрощується поховання радіоакт. відходів. Втім, перспективи створення у майбутньому екологічно чистого T. н. на суміші D з 3 Не ускладнюються проблемою сировини: природ. концентрації ізотопу 3 He Землі становлять мільйонні частки від ізотопу 4 He. Тому постає важке питання отримання вихідної сировини, напр. шляхом доставки його з Місяця.

Керівництво компанії Lockheed Martin заявило, що у лютому 2018 року отримало патент на компактний термоядерний реактор. Експерти називають це неможливим, хоча на думку The War Zone "не виключено, що найближчим часом американська корпорація виступить з офіційною заявою".

Репортер FlightGlobal Стівен Трімбл у своєму твіттері повідомив, що «новий патент інженера Skunk Works показує дизайн компактного термоядерного реактора з кресленням F-16 як потенційний додаток. У Палмдейлі ведеться випробування прототипу реактора».

За даними видання, "те, що Skunk Works продовжували займатися патентним процесом протягом останніх чотирьох років, схоже, також вказує на те, що вони дійсно просунулися в реалізації програми, принаймні, певною мірою". Автори матеріалу зазначають, що чотири роки тому розробники проекту оприлюднили базові відомості про основний дизайн реактора, проектний графік та загальні цілі програми, що свідчить про серйозну роботу.

Нагадаємо, попередню заявку на патент "Інкапсулюючі магнітні поля для утримання плазми" Lockheed Martin подала 4 квітня 2013 року. При цьому офіційна заявка до Бюро з реєстрації патентів та торгових марок США надійшла 2 квітня 2014 року.

У Lockheed Martin заявили, що патент отримано 15 лютого 2018 року. Свого часу керівник проекту Compact Fusion Томас Макгуайр заявив, що дослідна установка буде створена у 2014 році, прототип – у 2019 році, а робочий зразок – у 2024 році.

Компанія на своєму сайті повідомляє, що термоядерний реактор, над створенням якого працюють її фахівці, може використовуватись для забезпечення енергією авіаносця, винищувача чи невеликого міста.

У жовтні 2014 року в корпорації заявили, що попередні результати досліджень свідчать про можливість створення реакторів, що працюють на злитті легких ядер, потужністю близько 100 мегават і розмірами, порівнянними з вантажівкою (що приблизно в десять разів менше від існуючих моделей). По суті, йдеться про заявку на відкриття століття - безпечного у плані радіації реактора, здатного забезпечити енергією будь-що.

Зі свого боку, російські вчені, які займаються дослідженнями в галузі керованого термоядерного синтезу, назвали повідомлення Lockheed Martin ненауковою заявою, спрямованою на привернення уваги широкої публіки. Проте у Twitter з'явилося фото компактного термоядерного реактора, як передбачається, створюваного американською корпорацією Lockheed Martin.

"Цього не може бути. Справа в тому, що те, що розуміють під термоядерним реактором, з фізичного погляду дуже добре відоме. Якщо звучить гелій 3? - Зразу треба розуміти, що це обман. Це характерна ознака таких квазівідкриттів – де один рядок «як це зробити, як реалізувати» та десять сторінок про те, як після буде добре. Це дуже характерна ознака - ось, ми винайшли холодний термоядерний синтез, і далі, як його реалізувати не говорять, а далі лише десять сторінок, як це буде чудово», - розповів заступник директора лабораторії ядерних реакцій ім. Флерова ОІЯД у Дубні Андрій Папеко.

«Основне питання, як порушити термоядерну реакцію, чим нагріти, чим утримувати – це теж загалом питання, яке не вирішено зараз. І навіть, скажімо, лазерні термоядерні установки, нормальна термоядерна реакція там не запалюється. І в жодному доступному для огляду майбутньому, на жаль, поки рішення не видно», - пояснив фізик-ядерник.

«Росії досить широко ведуться дослідження, це зрозуміло, це у всьому відкритому друку опубліковано, тобто потрібно вивчати умови нагрівання матеріалів для термоядерної реакції. Загалом, це суміш із дейтерієм – фантастики ніякої немає, ця фізика вся дуже добре відома. Як нагріти, як утримати, як зняти енергію, якщо ви запалюєте дуже гарячу плазму, вона з'їсть стінки реактора, вона їх розплавить. У великих установках - там можна утримувати магнітними полями, фокусувати в центрі камери, щоб не розплавляло стінки реактора. А в невеликих установках просто не вийде, розплавиться, згорить. Тобто це, на мою думку, дуже передчасні твердження», - підсумував він.

Термоядерний реактор ще не працює і запрацює нескоро. Але вчені вже точно знають, як його влаштовано.

Теорія

Як паливо для термоядерного реактора може виступати Гелій-3 один з ізотопів гелію. Він рідко зустрічається на Землі, але його дуже багато на Місяці. На цьому будується сюжет однойменного фільму Дункана Джонса. Якщо ви читаєте цю статтю, фільм вам точно сподобається.

Реакція ядерного синтезу - це коли два маленькі атомні ядра зліплюються в одне велике. Це реакція, зворотна. Наприклад, можна зіткнути два ядра водню, щоб отримати гелій.

За такої реакції виділяється величезна кількість енергії завдяки різниці мас: маса частинок до реакції більше, ніж маса отриманого великого ядра. Ця маса і перетворюється на енергію завдяки.

Але для того, щоб відбулося злиття двох ядер, треба подолати їхню силу електростатичного відштовхування і сильно притиснути один до одного. А на невеликих відстанях, порядку розміру ядер, діють вже набагато більші ядерні сили, завдяки яким ядра притягуються один до одного і об'єднуються в одне велике ядро.

Тому реакція термоядерного синтезу може проходити тільки при дуже високих температурах, щоб швидкість ядер була такою, що при зіткненні їм вистачило енергії настільки наблизитися один до одного, щоб запрацювали ядерні сили та відбулася реакція. Ось звідки в назві взялося "термо-".

Практика

Де енергія, там і зброя. Під час холодної війни СРСР та США розробили термоядерні (або водневі) бомби. Ця руйнівна зброя, створена людством, теоретично вона може знищити Землю.

Саме температура і є основною перешкодою використовувати термоядерну енергію на практиці. Немає матеріалів, які зможуть утримати таку температуру і не розплавитися.

Але вихід є, можна утримувати плазму завдяки сильному. У спеціальних пристроях токамаках плазму можуть утримати у формі бублика величезні потужні магніти.

Термоядерна електростанція безпечна, екологічно чиста та дуже економічна. Вона може вирішити усі енергетичні проблеми людства. Справа за малим – навчитися будувати термоядерні електростанції.

Міжнародний експериментальний термоядерний реактор

Побудувати термоядерний реактор дуже складно і дуже дорого. Для вирішення такого грандіозного завдання об'єдналися зусилля вчених кількох країн: Росії, США, країн ЄС, Японії, Індії, Китаю, Республіки Корея та Канади.

Зараз будується експериментальний токамак у Франції, коштуватиме він приблизно 15 мільярдів доларів, за планами він буде закінчений до 2019 року і до 2037 року на ньому проводитимуться експерименти. Якщо вони будуть успішними, то може ми ще встигнемо пожити в щасливу епоху термоядерної енергії.

Так що зосередьтеся сильніше і починайте з нетерпінням чекати на результати експериментів, це вам не другий iPad чекати - на кону майбутнє людства.

З чого все почалося. «Енергетичний виклик» виник у результаті поєднання трьох таких факторів:

1. Людство сьогодні споживає дуже багато енергії.

В даний час споживання енергії у світі становить близько 15,7 терават (ТВт). Розділивши цю величину на населення планети, ми отримаємо приблизно 2400 ватів на людину, що можна легко оцінити та уявити. Енергія, що споживається кожним жителем Землі (включаючи дітей), відповідає цілодобовій роботі 24 стоватних електричних ламп. Однак споживання цієї енергії по планеті є дуже нерівномірним, оскільки воно дуже велике в кількох країнах і нікчемне в інших. Споживання (у перерахунку на одну людину) дорівнює 10,3 кВт у США (одне з рекордних значень), 6,3 кВт у Російській Федерації, 5,1 кВт у Великій Британії тощо, але, з іншого боку, воно дорівнює лише 0,21 кВт у Бангладеш (всього 2% від рівня енергоспоживання в США!).

2. Світове споживання енергії драматично зростає.

За прогнозом Міжнародного агентства з енергетики (2006 рік) світове споживання енергії до 2030 року має збільшитись на 50%. Розвинені країни, звичайно, могли б чудово обійтися без додаткової енергії, проте це зростання необхідне для того, щоб позбавити від злиднів населення країн, що розвиваються, де 1,5 мільярда людей відчувають гостру нестачу електричної енергії.

3. В даний час 80% споживаної світом енергії створюється за рахунок спалювання викопних природних палив (нафта, вугілля та газ), використання яких:
а) потенційно несе небезпеку катастрофічних екологічних змін;
б) неминуче має колись закінчитися.

Зі сказаного ясно, що вже зараз ми повинні готуватися до закінчення епохи використання викопних типів пального

В даний час на атомних електростанціях у широких масштабах одержують енергію, що виділяється при реакціях поділу атомних ядер. Слід усіляко заохочувати створення та розвиток таких станцій, проте при цьому необхідно враховувати, що запаси одного з найважливіших для їх роботи матеріалу (дешевого урану) також можуть бути повністю витрачені протягом найближчих 50 років. Можливості заснованої на розподілі ядер енергетики можуть (і повинні) бути суттєво розширені за рахунок використання більш ефективних енергетичних циклів, що дозволяють майже вдвічі збільшити кількість енергії, що одержується. Для розвитку енергетики в цьому напрямку потрібно створювати реактори на торії (так звані торієві бридерні реактори або реактори-розмножувачі), в яких при реакції виникає більше торію, ніж вихідного урану, в результаті чого загальна кількість енергії, що одержується при заданій кількості речовини зростає в 40 разів . Перспективним видається також створення плутонієвих бридерів на швидких нейтронах, які значно ефективніші за уранові реактори і дозволяють отримувати в 60 разів більше енергії. Можливо, для розвитку цих напрямків знадобиться розробити нові, нестандартні методи одержання урану (наприклад, з морської води, що є найбільш доступним).

Термоядерні електростанції

На малюнку представлена принципова схема (без дотримання масштабу) пристрою та принципу роботи термоядерної електростанції. У центральній частині розташовується тороїдальна (у формі бублика) камера об'ємом ~2000 м3, заповнена тритій-дейтерієвою (T-D) плазмою, нагрітою до температури вище 100 M°C. нейтрони, що утворюються при реакції синтезу (1), залишають «магнітну пляшку» і потрапляють у показану на малюнку оболонку з товщиною близько 1 м.

Усередині оболонки нейтрони стикаються з атомами літію, внаслідок чого відбувається реакція з утворенням тритію:

нейтрон + літій → гелій + тритій

Крім цього, в системі відбуваються і конкуруючі реакції (без утворення тритію), а також багато реакцій з виділенням додаткових нейтронів, які потім також призводять до утворення тритію (при цьому виділення додаткових нейтронів може бути суттєво посилено, наприклад, за рахунок введення в оболонку атомів берилію). та свинцю). Загальний висновок полягає в тому, що в цій установці може (принаймні теоретично) відбуватися реакція ядерного синтезу, при якій утворюватиметься тритій. При цьому кількість тритію, що утворюється, повинна не тільки забезпечувати потреби самої установки, але і бути навіть дещо більшою, що дозволить забезпечувати тритієм і нові установки. Саме ця концепція роботи повинна бути перевірена і реалізована на описаному нижче реакторі ITER.

Крім цього, нейтрони повинні розігрівати оболонку в так званих пілотних установках (в яких будуть використовуватися відносно «звичайні» конструкційні матеріали) приблизно до температури 400°C. Надалі передбачається створити вдосконалені установки з температурою нагріву оболонки вище 1000°C, що може бути досягнуто за рахунок використання нових високоміцних матеріалів (типу композитів з карбіду кремнію). Тепло, що виділяється в оболонці, як і в звичайних станціях, відбирається первинним охолоджуючим контуром з теплоносієм (що містить, наприклад, воду або гелій) і передається на вторинний контур, де і виробляється водяна пара, що подається на турбіни.

1985 - Радянський Союз запропонував установку «Токамак» наступного покоління, використовуючи досвід чотирьох провідних країн зі створення термоядерних реакторів. Сполучені Штати Америки спільно з Японією та Європейським співтовариством висунули пропозицію щодо здійснення проекту.

В даний час у Франції йде будівництво описуваного нижче міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER (International Tokamak Experimental Reactor), який буде першим токамаком, здатним запалити плазму.

У найбільш передових існуючих установках типу токамак давно досягнуто температури близько 150 M°C, близькі до значень, необхідних для роботи термоядерної станції, проте реактор ITER має стати першою великомасштабною енергетичною установкою, яка розрахована на тривалу експлуатацію. Надалі необхідно буде суттєво покращити параметри її роботи, що вимагатиме, насамперед, підвищення тиску в плазмі, оскільки швидкість злиття ядер при заданій температурі пропорційна квадрату тиску. Основна наукова проблема при цьому пов'язана з тим, що при підвищенні тиску у плазмі виникають дуже складні та небезпечні нестійкості, тобто нестабільні режими роботи.

Навіщо це нам треба?

Основна перевага ядерного синтезу полягає в тому, що як паливо для нього потрібна лише дуже невелика кількість дуже поширених у природі речовин. Реакція ядерного синтезу в описуваних установках може призводити до виділення величезної кількості енергії, що в десять мільйонів разів перевищує стандартне тепловиділення при звичайних хімічних реакціях (типу спалювання викопного палива). Для порівняння вкажемо, що кількість вугілля, необхідного для забезпечення роботи теплової електростанції потужністю 1 гігаВат (ГВт) становить 10 000 тонн на день (десять залізничних вагонів), а термоядерна установка такої ж потужності споживатиме на день лише близько 1 кілограма суміші D+T .

Дейтерій є стійким ізотопом водню; приблизно в одній з кожних 3350 молекул звичайної води один з атомів водню заміщений дейтерієм (спадщина, що дісталася нам від Великого Вибуху). Це дозволяє легко організувати досить дешеве отримання необхідної кількості дейтерію з води. Більш складним є отримання тритію, який є нестабільним (період напіврозпаду близько 12 років, внаслідок чого його вміст у природі мізерний), проте, як було показано вище, тритій виникатиме прямо всередині термоядерної установки в процесі роботи, за рахунок реакції нейтронів з літієм.

Таким чином, вихідним паливом для термоядерного реактора є літій та вода. Літій є звичайним металом, що широко використовується в побутових приладах (в батарейках для мобільних телефонів і т. п.). Описана вище установка навіть з урахуванням неідеальної ефективності зможе виробляти 200 000 кВт/год електричної енергії, що еквівалентно енергії, що міститься в 70 тоннах вугілля. Необхідна для цього кількість літію міститься в одній батарейці для комп'ютера, а кількість дейтерію - 45 літрів води. Вказана вище величина відповідає сучасному споживанню електроенергії (у перерахунку на одну особу) у країнах ЄС за 30 років. Сам факт, що така незначна кількість літію може забезпечити вироблення такої кількості електроенергії (без викидів CO2 і без найменшого забруднення атмосфери), є досить серйозним аргументом для найшвидшого та енергійного розвитку термоядерної енергетики (попри всі складнощі та проблеми) і навіть без стовідсоткової впевненості у успіх таких досліджень.

Дейтерія має вистачити на мільйони років, а запаси літію, що легко видобувається, цілком достатні для забезпечення потреб протягом сотень років. Навіть якщо запаси літію в гірських породах вичерпаються, ми можемо видобувати його з води, де він міститься в досить високій концентрації (у 100 разів перевищує концентрацію урану), щоб його видобуток був економічно доцільним.

Експериментальний термоядерний реактор (International thermonuclear experimental reactor) споруджується поблизу міста Кадараш Франції. Головне завдання проекту ІТЕР — здійснення керованої термоядерної реакції синтезу у промислових масштабах.

На одиницю ваги термоядерного палива виходить приблизно в 10 мільйонів разів більше енергії, ніж при згорянні такої ж кількості органічного палива, і приблизно в сто разів більше, ніж при розщепленні ядер урану в реакторах АЕС, що нині діють. Якщо розрахунки вчених та конструкторів виправдаються, це дасть людству невичерпне джерело енергії.

Тому низка країн (Росія, Індія, Китай, Корея, Казахстан, США, Канада, Японія, країни Євросоюзу) об'єднали свої зусилля у створенні Міжнародного термоядерного дослідницького реактора – прообразу нових енергетичних установок.

ІТЕР являє собою установку, що створює умови для синтезу атомів водню та тритію (ізотопу водню), внаслідок чого утворюється новий атом – атом гелію. Цей процес супроводжується величезним виплеском енергії: температура плазми, в якій триває термоядерна реакція — близько 150 млн. градусів за Цельсієм (для порівняння – температура ядра Сонця 40 млн. градусів). При цьому ізотопи вигоряють практично не залишаючи радіоактивних відходів.
Схема участі у міжнародному проекті передбачає постачання компонентів реактора та фінансування його будівництва. В обмін на це кожна з країн-учасниць отримує повний доступ до всіх технологій створення термоядерного реактора та до результатів усіх експериментальних робіт на цьому реакторі, які стануть основою для проектування серійних енергетичних термоядерних реакторів.

Реактор, заснований на принципі термоядерного синтезу, не має радіоактивного випромінювання і є повністю безпечним для навколишнього середовища. Він може бути розташований практично в будь-якій точці земної кулі, а паливом для нього є звичайна вода. Будівництво ITER має тривати близько десяти років, після чого реактор передбачається використати протягом 20 років.

Інтереси Росії у Раді Міжнародної організації з будівництва термоядерного реактора ІТЕР найближчими роками представлятиме член-кореспондент РАН Михайло Ковальчук — директор РНЦ «Курчатівський інститут», Інституту кристалографії РАН та вчений секретар президентської Ради з науки, технологій та освіти. Ковальчук тимчасово замінить на цій посаді академіка Євгена Веліхова, якого обрано на найближчі два роки головою міжнародної ради ІТЕР та не має права поєднувати цю посаду з обов'язками офіційного представника країни-учасниці.

Загальна вартість будівництва оцінюється в 5 мільярдів євро, ще стільки ж знадобиться для дослідної експлуатації реактора. Частки Індії, Китаю, Кореї, Росії, США та Японії становлять приблизно по 10 відсотків загальної вартості, 45 відсотків припадає на країни Європейського союзу. Однак поки що європейські держави не домовилися, як саме витрати будуть розподілені між ними. Через це початок будівництва перенесено на квітень 2010 року. Незважаючи на чергову відстрочку, вчені та чиновники, залучені до створення ІТЕР, стверджують, що зможуть завершити проект до 2018 року.

Розрахункова термоядерна потужність ІТЕР становить 500 мегават. Окремі деталі магнітів сягають від 200 до 450 тонн. Для охолодження ІТЕР потрібно 33 тисячі кубометрів води на день.

1998 року США припинили фінансування своєї участі у проекті. Після того, як до влади в країні прийшли республіканці, а в Каліфорнії почалися віялові відключення електроенергії, адміністрація Буша оголосила про збільшення вкладень в енергетику. Брати участь у міжнародному проекті США не мали наміру і займалися власним термоядерним проектом. На початку 2002 року радник президента Буша з технологій Джон Марбургер III заявив, що США передумали і мають намір повернутися до проекту.

Проект за кількістю учасників можна порівняти з іншим найбільшим міжнародним науковим проектом - Міжнародною космічною станцією. Вартість ІТЕР, що раніше досягала 8 мільярдів доларів, потім склала менше 4 мільярдів. В результаті виходу з-поміж учасників Сполучених Штатів було вирішено зменшити потужність реактора з 1,5 ГВт до 500 МВт. Відповідно «схудла» і ціна проекту.

У червні 2002 року у російській столиці відбувся симпозіум «Дні ІТЕР у Москві». На ньому обговорювалися теоретичні, практичні та організаційні проблеми відродження проекту, успіх якого здатний змінити долю людства і дати йому новий вид енергії, за ефективністю та економічністю можна порівняти лише з енергією Сонця.

У липні 2010 року представники країн-учасниць проекту міжнародного термоядерного реактора ITER затвердили його бюджет та термін будівництва на позачерговій зустрічі, що відбулася у французькому Кадараші. .

На позачерговій зустрічі учасники проекту затвердили термін початку перших експериментів із плазмою — 2019 рік. Проведення повноцінних дослідів заплановано на березень 2027 року, хоча керівництво проекту попросило технічних фахівців спробувати оптимізувати процес та розпочати досліди у 2026 році. Учасники зустрічі також визначились із витратами на будівництво реактора, проте суми, які планується витратити на створення установки, не розголошуються. За інформацією, отриманою редактором порталу ScienceNOW з неназваного джерела, на момент початку експериментів вартість проекту ITER може становити 16 мільярдів євро.

Зустріч також стала першим офіційним робочим днем для нового директора проекту, японського фізика Осаму Мотодзіма (Osamu Motojima). До нього проектом з 2005 року керував японець Канамі Ікеда (Kaname Ikeda), який побажав залишити посаду одразу після затвердження бюджету та термінів будівництва.

Термоядерний реактор ITER є спільним проектом держав Євросоюзу, Швейцарії, Японії, США, Росії, Південної Кореї, Китаю та Індії. Ідея створення ITER розглядається з 80-х років минулого століття, проте через фінансові та технічні складнощі вартість проекту постійно зростає, а дата початку будівництва постійно відкладається. У 2009 році фахівці розраховували, що роботи зі створення реактора розпочнуться у 2010 році. Пізніше цю дату пересунули, а як час запуску реактора називався спочатку 2018, а потім 2019 рік.

Реакції термоядерного синтезу - це реакції злиття ядер легких ізотопів з утворенням більш важкого ядра, які супроводжуються величезним викидом енергії. У теорії в термоядерних реакторах можна отримувати багато енергії з низькими витратами, але на даний момент вчені витрачають набагато більше енергії та грошей на запуск та підтримку реакції синтезу.

Термоядерний синтез – це дешевий та екологічно безпечний спосіб видобутку енергії. На Сонці вже мільярди років відбувається некерований термоядерний синтез – з важкого ізотопу водню дейтерію утворюється гелій. При цьому виділяється величезна кількість енергії. Однак на Землі люди поки що не навчилися керувати подібними реакціями.

Як паливо в реакторі ІТЕР будуть використовуватися ізотопи водню. У ході термоядерної реакції енергія виділяється при з'єднанні легких атомів у більш тяжкі. Щоб досягти цього, необхідно розігріти газ до температури понад 100 мільйонів градусів - набагато вище за температуру в центрі Сонця. Газ за такої температури перетворюється на плазму. Атоми ізотопів водню при цьому зливаються, перетворюючись на атоми гелію з виділенням великої кількості нейтронів. Електростанція, що працює на цьому принципі, використовуватиме енергію нейтронів, що уповільнюються шаром щільної речовини (літію).

Чому створення термоядерних установок таке затягнулося?

Чому ж такі важливі та цінні установки, переваги яких обговорюються майже півстоліття, ще не створено? Існують три основні причини (розглянуті нижче), першу з яких можна назвати зовнішньою чи суспільною, а дві інші — внутрішніми, тобто зумовленими законами та умовами розвитку самої термоядерної енергетики.

1. Довгий час вважалося, що проблема практичного використання енергії термоядерного синтезу не вимагає термінових рішень і дій, оскільки ще у 80-х роках минулого століття джерела викопного палива здавалися невичерпними, а проблеми екології та зміни клімату не хвилювали громадськість. У 1976 році Консультативний комітет з термоядерної енергії в Міністерстві енергетики США спробував оцінити терміни здійснення НДДКР та створення демонстраційної термоядерної енергетичної установки за різних варіантів фінансування досліджень. При цьому виявилося, що обсяги річного фінансування досліджень у цьому напрямі зовсім недостатні, і при збереженні існуючого рівня асигнувань створення термоядерних установок ніколи не завершиться успіхом, оскільки кошти, що виділяються, не відповідають навіть мінімальному, критичному рівню.

2. Більш серйозна перешкода на шляху розвитку досліджень у цій галузі полягає в тому, що термоядерну установку типу, що обговорюється, не можна створити і продемонструвати в малих розмірах. З наведених далі пояснень стане ясно, що для термоядерного синтезу необхідне не тільки магнітне утримання плазми, а й достатній її нагрівання. Відношення енергії, що витрачається і одержується, зростає, щонайменше, пропорційно квадрату лінійних розмірів установки, внаслідок чого науково-технічні можливості і переваги термоядерних установок можуть бути перевірені і продемонстровані лише на досить великих станціях, типу згадуваного реактора ITER. Суспільство просто не було готове до фінансування таких великих проектів, доки не було достатньої впевненості в успіху.

3. Розвиток термоядерної енергетики мало дуже складний характер, проте (незважаючи на недостатнє фінансування та труднощі вибору центрів для створення установок JET та ITER) в останні роки спостерігається явний прогрес, хоча станція, що діє, ще не створена.

Сучасний світ стоїть перед дуже серйозним енергетичним викликом, який точніше можна назвати «невизначеною енергетичною кризою». Проблема пов'язана з тим, що запаси викопних горючих речовин можуть вичерпатися вже в другій половині цього століття. Більше того, спалювання викопних палив може призвести до необхідності якимось чином пов'язувати і «зберігати» вуглекислий газ, що випускається в атмосферу (згадана вище програма CCS) для запобігання серйозним змінам у кліматі планети.

В даний час майже вся енергія, що споживається людством, створюється спалюванням викопних палив, а вирішення проблеми може бути пов'язане з використанням сонячної енергії або ядерної енергетики (створенням реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах тощо). Глобальна проблема, зумовлена зростанням населення країн, що розвиваються, і їх потребою у підвищенні рівня життя та збільшенні обсягу виробленої енергії, не може бути вирішена тільки на основі розглянутих підходів, хоча, звичайно, слід заохочувати будь-які спроби розвитку альтернативних методів вироблення енергії.

Власне, у нас невеликий вибір стратегій поведінки та розвиток термоядерної енергетики є виключно важливим, навіть незважаючи на відсутність гарантії успіху. Газета Financial Times (від 25.01.2004) писала з цього приводу:

Сподіватимемося на те, що жодних великих і несподіваних сюрпризів на шляху розвитку термоядерної енергетики не буде. У цьому випадку приблизно через 30 років ми зуміємо вперше подати електричний струм від неї в енергетичні мережі, а ще через 10 років почне працювати перша комерційна термоядерна електростанція. Можливо, що в другій половині нашого століття енергія ядерного синтезу почне замінювати викопні палива і поступово відіграватиме важливу роль у забезпеченні людства енергією в глобальному масштабі.

Немає абсолютної гарантії, що завдання створення термоядерної енергетики (як ефективне і великомасштабне джерело енергії для всього людства) завершиться успішно, але ймовірність успіху в цьому напрямку досить висока. З огляду на величезний потенціал термоядерних станцій можна вважати виправданими всі витрати на проекти їх швидкого (і навіть прискореного) розвитку, тим більше, що ці капіталовкладення виглядають дуже скромними на тлі жахливого за обсягом світового енергетичного ринку (4 трильйони доларів на рік8). Забезпечення потреб людства енергії є дуже серйозною проблемою. У міру того, як викопне паливо стає все менш доступним (крім цього його використання стає небажаним), ситуація змінюється, і ми просто не можемо дозволити собі не розвивати термоядерну енергетику.

На запитання "Коли з'явиться термоядерна енергетика?" Лев Арцимович (визнаний піонер і лідер досліджень у цій галузі) якось відповів, що «вона буде створена, коли стане справді необхідною людству»

ІТЕР стане першим термоядерним реактором, який вироблятиме більше енергії, ніж споживатиме. Вчені вимірюють цю характеристику за допомогою простого коефіцієнта, який вони називають Q. Якщо ІТЕР дозволить досягти всіх поставлених наукових цілей, то він вироблятиме в 10 разів більше енергії, ніж споживати. Останній із побудованих пристроїв — «Спільний європейський тор» в Англії — є дрібнішим прототипом термоядерного реактора, який на остаточному етапі наукових досліджень досяг значення Q, що дорівнює майже 1. Це означає, що він виробляв рівно стільки ж енергії, скільки споживав. ІТЕР дозволить перевершити цей результат, продемонструвавши створення енергії в процесі термоядерного синтезу і досягнувши значення Q, що дорівнює 10. Ідея полягає в тому, щоб при обсязі споживання енергії на рівні приблизно 50 МВт виробляти 500 МВт. Таким чином, однією з наукових цілей ІТЕР є довести, що може бути досягнуто значення Q, що дорівнює 10.

Інша наукова мета полягає в тому, що ІТЕР матиме досить тривалий час "горіння" - імпульс збільшеної тривалості до однієї години. ІТЕР - це науково-дослідний експериментальний реактор, який не може виробляти енергію постійно. Коли ІТЕР почне працювати, він буде увімкнений протягом однієї години, після чого його необхідно буде відключити. Це важливо тому, що досі створювані нами типові пристрої були здатні мати час горіння довжиною в кілька секунд або навіть десятих секунд - це максимум. «Спільний європейський тор» досяг свого значення Q, що дорівнює 1, при часі горіння приблизно дві секунди при довжині імпульсу 20 секунд. Але процес, який триває кілька секунд, не є по-справжньому постійним. За аналогією із запуском двигуна автомобіля: короткочасне включення двигуна з наступним вимкненням - це ще не справжня експлуатація автомобіля. Тільки коли ви проїдете на вашому автомобілі протягом півгодини, він вийде на постійний режим роботи та продемонструє, що на такому автомобілі справді можна їхати.

Тобто, з технічної та наукової точок зору, ІТЕР забезпечить значення Q, що дорівнює 10, та збільшений час горіння.

Програма термоядерного синтезу має воістину міжнародний, широкий характер. Люди вже зараз розраховують на успіх ІТЕР та думають про наступний крок — створення прототипу промислового термоядерного реактора під назвою ДЕМО. Щоб побудувати його, необхідно, щоб ІТЕР працював. Ми повинні досягти наших наукових цілей, тому що це означатиме, що ідеї, які ми висуваємо, цілком здійсненні. Проте, я погоджуюсь з тим, що завжди слід думати про те, що буде далі. Крім того, в процесі експлуатації ІТЕР протягом 25-30 років наші знання поступово поглибляться та розширяться, і ми зможемо більш точно намітити наш наступний крок.

Справді, суперечок про те, чи ІТЕР повинен бути саме токамаком, не виникає. Деякі вчені ставлять питання зовсім інакше: чи ІТЕР повинен бути? Фахівці в різних країнах, які розвивають власні, не такі масштабні термоядерні проекти, стверджують, що такий великий реактор зовсім не потрібен.

Втім, їхню думку навряд чи варто вважати авторитетною. У створенні ІТЕР були задіяні фізики, які працюють із тороїдальними пастками вже кілька десятків років. В основу пристрою експериментального термоядерного реактора в Карадаші лягли всі знання, отримані в ході експериментів на десятках попередників-токамаків. І ці результати говорять про те, що реактор обов'язково винен токамаком, причому великим.

JET На даний момент найуспішнішим токамаком можна вважати JET, побудований ЄС у британському містечку Ебінгдоні. Це найбільший із створених сьогодні реакторів типу токамак, великий радіус плазмового тора 2,96 метрів. Потужність термоядерної реакції досягає вже більше 20 мегават при часі утримання до 10 секунд. Реактор повертає близько 40% вкладеної в плазму енергії.

Саме фізика плазми визначає енергобаланс, – розповів Infox.ru Ігор Семенов. Що таке енергобаланс доцент МФТІ описав на простому прикладі: «Всі ми бачили, як горить багаття. Насправді, там не дрова горять, а газ. Енергетичний ланцюжок там ось який: горить газ, гріє дрова, дрова випаровуються, знову горить газ. Тому, якщо ми пліснемо у вогонь води, то різко заберемо з системи енергію на фазовий перехід рідкої води в пароподібний стан. Баланс стане негативним, багаття згасне. Є й інший спосіб – ми просто можемо взяти і головешки рознести у просторі. Багаття теж згасне. Так само і в термоядерному реакторі, який ми будуємо. Розміри вибрано так, щоб створити для даного реактора відповідний позитивний енергобаланс. Достатній, щоб у майбутньому побудувати справжню ТЯЕС, вирішивши на цьому експериментальному етапі всі проблеми, які на даний момент залишаються невирішеними».

Розміри реактора якось змінювалися. Це сталося на рубежі XX-XXI століття, коли США вийшли з проекту, а члени, що залишилися, зрозуміли, що бюджет ІТЕР (на той момент він оцінювався в 10 мільярдів доларів США) занадто великий. Від фізиків та інженерів вимагали зменшити вартість установки. А зробити це можна було лише за рахунок розмірів. Керував «перепроектуванням» ІТЕР французький фізик Роберт Аймар (Robert Aymar), який раніше працював на французькому токамаку Tore Supra у Карадаші. Зовнішній радіус плазмового тора було скорочено з 8,2 до 6,3 метра. Втім, ризики, пов'язані із зменшенням розміру, частково компенсували кілька додаткових надпровідних магнітів, які дозволили реалізувати відкритий і досліджений режим утримання плазми.

Давно trudnopisaka просив зробити пост про термоядерний реактор, що будується. Дізнатися про цікаві подробиці технології, з'ясувати, чому цей проект так довго реалізується. Ось нарешті зібрав матеріал. Давайте ознайомимося з подробицями проекту.

З чого все почалося. «Енергетичний виклик» виник у результаті поєднання трьох таких факторів:

1. Людство сьогодні споживає дуже багато енергії.

2. Світове споживання енергії драматично зростає.

3. В даний час 80% споживаної світом енергії створюється за рахунок спалювання викопних природних палив(нафта, вугілля та газ), використання яких:
а) потенційно несе небезпеку катастрофічних екологічних змін;
б) неминуче має колись закінчитися.

Термоядерні електростанції

нейтрон + літій → гелій + тритій

Навіщо це нам треба?

Експериментальний термоядерний реактор (International thermonuclear experimental reactor) споруджується поблизу міста Кадараш Франції. Головне завдання проекту ІТЕР – здійснення керованої термоядерної реакції синтезу у промислових масштабах.

ІТЕР являє собою установку, що створює умови для синтезу атомів водню та тритію (ізотопу водню), внаслідок чого утворюється новий атом – атом гелію. Цей процес супроводжується величезним виплеском енергії: температура плазми, у якій триває термоядерна реакція – близько 150 млн градусів за Цельсієм (для порівняння – температура ядра Сонця 40 млн градусів). При цьому ізотопи вигоряють практично не залишаючи радіоактивних відходів.
Схема участі у міжнародному проекті передбачає постачання компонентів реактора та фінансування його будівництва. В обмін на це кожна з країн-учасниць отримує повний доступ до всіх технологій створення термоядерного реактора та до результатів усіх експериментальних робіт на цьому реакторі, які стануть основою для проектування серійних енергетичних термоядерних реакторів.

Клікабельно 4000 рх

Інтереси Росії у Раді Міжнародної організації з будівництва термоядерного реактора ІТЕР найближчими роками представлятиме член-кореспондент РАН Михайло Ковальчук - директор РНЦ "Курчатовський інститут", Інституту кристалографії РАН та вчений секретар президентської Ради з науки, технологій та освіти. Ковальчук тимчасово замінить на цій посаді академіка Євгена Веліхова, якого обрано на найближчі два роки головою міжнародної ради ІТЕР та не має права поєднувати цю посаду з обов'язками офіційного представника країни-учасниці.

На позачерговій зустрічі учасники проекту затвердили термін початку перших експериментів із плазмою - 2019 рік. Проведення повноцінних дослідів заплановано на березень 2027 року, хоча керівництво проекту попросило технічних фахівців спробувати оптимізувати процес та розпочати досліди у 2026 році. Учасники зустрічі також визначились із витратами на будівництво реактора, проте суми, які планується витратити на створення установки, не розголошуються. За інформацією, отриманою редактором порталу ScienceNOW з неназваного джерела, на момент початку експериментів вартість проекту ITER може становити 16 мільярдів євро.

Реакції термоядерного синтезу – це реакції злиття ядер легких ізотопів з утворенням ядра важчого, що супроводжується величезним викидом енергії. У теорії в термоядерних реакторах можна отримувати багато енергії з низькими витратами, але на даний момент вчені витрачають набагато більше енергії та грошей на запуск та підтримку реакції синтезу.

Чому створення термоядерних установок таке затягнулося?

ІТЕР стане першим термоядерним реактором, який вироблятиме більше енергії, ніж споживатиме. Вчені вимірюють цю характеристику за допомогою простого коефіцієнта, який вони називають Q. Якщо ІТЕР дозволить досягти всіх поставлених наукових цілей, то він вироблятиме в 10 разів більше енергії, ніж споживати. Останній з побудованих пристроїв - "Спільний європейський тор" в Англії - є дрібнішим прототипом термоядерного реактора, який на остаточному етапі наукових досліджень досяг значення Q, що дорівнює майже 1. Це означає, що він виробляв рівно стільки ж енергії, скільки споживав. ІТЕР дозволить перевершити цей результат, продемонструвавши створення енергії в процесі термоядерного синтезу і досягнувши значення Q, що дорівнює 10. Ідея полягає в тому, щоб при обсязі споживання енергії на рівні приблизно 50 МВт виробляти 500 МВт. Таким чином, однією з наукових цілей ІТЕР є довести, що може бути досягнуто значення Q, що дорівнює 10.

Інша наукова мета полягає в тому, що ІТЕР матиме досить тривалий час "горіння" - імпульс збільшеної тривалості до однієї години. ІТЕР – це науково-дослідний експериментальний реактор, який не може виробляти енергію постійно. Коли ІТЕР почне працювати, він буде увімкнений протягом однієї години, після чого його необхідно буде відключити. Це важливо тому, що досі створювані нами типові пристрої були здатні мати час горіння завдовжки кілька секунд або навіть десятих часток секунд - це максимум. "Спільний європейський тор" досяг свого значення Q, що дорівнює 1, при часі горіння приблизно дві секунди при довжині імпульсу 20 секунд. Але процес, який триває кілька секунд, не є по-справжньому постійним. За аналогією із запуском двигуна автомобіля: короткочасне включення двигуна з наступним вимкненням - це ще не справжня експлуатація автомобіля. Тільки коли ви проїдете на вашому автомобілі протягом півгодини, він вийде на постійний режим роботи та продемонструє, що на такому автомобілі справді можна їхати.

Програма термоядерного синтезу має воістину міжнародний, широкий характер. Люди вже зараз розраховують на успіх ІТЕР і думають про наступний крок – створення прототипу промислового термоядерного реактора під назвою ДЕМО. Щоб побудувати його, необхідно, щоб ІТЕР працював. Ми повинні досягти наших наукових цілей, тому що це означатиме, що ідеї, які ми висуваємо, цілком здійсненні. Проте, я погоджуюсь з тим, що завжди слід думати про те, що буде далі. Крім того, в процесі експлуатації ІТЕР протягом 25-30 років наші знання поступово поглибляться та розширяться, і ми зможемо більш точно намітити наш наступний крок.

джерело
http://ehorussia.com
http://oko-planet.su