Термоядрени реактори: имат ли бъдеще?

Основният източник на енергия за човечеството в момента е изгарянето на въглища, нефт и газ. Но техните запаси са ограничени, а продуктите от изгарянето замърсяват околната среда. Енергийната централа с въглища произвежда повече радиоактивни емисии от ядрените централи със същия капацитет! Така че защо досега не сме преминали към източници на ядрена енергия? Причините за това са много, но напоследък радиофобията се превърна в основна. Въпреки факта, че електроцентралата с въглища, дори и при редовна експлоатация, навреди на здравето на много повече хора, отколкото случайните емисии в атомните електроцентрали, тя го прави тихо и невидимо за обществеността. Авариите в атомните електроцентрали веднага се превръщат в основна новина в медиите, причинявайки обща паника (често напълно неразумна). Това обаче изобщо не означава, че ядрената енергия няма обективни проблеми. Много неприятности носят радиоактивните отпадъци: технологиите за работа с тях все още са изключително скъпи, а идеалната ситуация, когато всички те ще бъдат напълно обработени и използвани, е все още далеч.

От всички термоядрени реакции в краткосрочен план са интересни само четири: деутерий + деутерий (продукти - тритий и протон, освободена енергия 4.0 МеВ), деутерий + деутерий (хелий-3 и неутрон, 3.3 МеВ), деутерий + тритий (хелий -4 и неутрон, 17.6 MeV) и деутерий + хелий-3 (хелий-4 и протон, 18.2 MeV). Първата и втората реакции протичат успоредно с еднаква вероятност. Полученият тритий и хелий-3 "изгарят" в третата и четвъртата реакция.

От разделяне до синтез

Потенциалният преход от делящи се реактори към термоядрени реактори потенциално може да реши тези проблеми. Ако един типичен реактор за делене съдържа десетки тонове радиоактивно гориво, което се превръща в десетки тонове радиоактивни отпадъци, съдържащи голямо разнообразие от радиоактивни изотопи, тогава реакторът за синтез използва само стотици грами, максимум килограм, един радиоактивен изотоп на водород - тритий. В допълнение към факта, че реакцията изисква незначително количество от този най-опасен радиоактивен изотоп, също се планира производството му директно в електроцентрали, за да се сведат до минимум рисковете, свързани с транспортирането. Продуктите на синтеза са стабилни (нерадиоактивни) и нетоксични водород и хелий. Освен това, за разлика от реакцията на делене, термоядрената реакция спира веднага след унищожаването на съоръжението, без да създава риск от термична експлозия. Така че защо досега не е изградена нито една термоядрена централа? Причината е, че недостатъците неизбежно произтичат от горните предимства: оказа се много по-трудно да се създадат условия за синтез, отколкото се предполагаше в началото.


Критерий на Лосън

За да бъде термоядрената реакция енергийно изгодна, е необходимо да се осигури достатъчно висока температура на термоядреното гориво, достатъчно висока плътност и достатъчно ниска загуба на енергия. Последните се характеризират числено чрез така нареченото "време на задържане", което е равно на съотношението на топлинната енергия, съхранявана в плазмата, към мощността на загубата на енергия (мнозина погрешно смятат, че "времето на задържане" е времето, през което горещата плазма се поддържа в инсталацията, но това не е така), При температура на смес от деутерий и тритий, равна на 10 keV (приблизително 110 000 000 градуса), трябва да получим произведението на броя на горивните частици в 1 cm3 (т.е. плазмената концентрация) и времето на задържане (в секунди) най-малко 1014. Няма значение. дали имаме плазма с концентрация 1014 cm-3 и време на задържане 1 s, или плазма с концентрация 1023 и време на задържане 1 ns. Този критерий се нарича „критерият на Лосън“.

В допълнение към критерия на Лосън, който е отговорен за получаването на енергийно благоприятна реакция, има и критерий за плазмено запалване, който за реакцията на деутерий-тритий е приблизително три пъти по-голям от критерия на Лоусън. „Запалване“ означава, че частта от термоядрената енергия, която остава в плазмата, ще бъде достатъчна за поддържане на необходимата температура и няма да се изисква допълнително нагряване на плазмата.

Z-щипка

Първото устройство, в което се планираше да се получи контролирана термоядрена реакция, беше така наречената Z-щипка. Тази инсталация в най-простия случай се състои само от два електрода, разположени в деутериева среда (водород-2) или смес от деутерий и тритий, и батерия от импулсни кондензатори с високо напрежение. На пръв поглед изглежда, че ви позволява да получите компресирана плазма, нагрята до огромна температура: точно това, от което се нуждаете за термоядрена реакция! В живота обаче всичко се оказа, уви, далеч не толкова розово. Плазменият сноп се оказа нестабилен: най-малкото му огъване води до увеличаване на магнитното поле от едната страна и отслабване от другата, възникващите сили увеличават още повече огъването на снопа - и цялата плазма "изпада" на страничната стена на камерата. Турникетът е не само нестабилен за огъване, а и най-малкото му изтъняване води до увеличаване на тази част от магнитното поле, което компресира плазмата още повече, притискайки я в останалия обем на турниката, докато турникетът най-накрая се „прехвърли“. Прехвърлената част има голямо електрическо съпротивление, така че токът се прекъсва, магнитното поле изчезва и цялата плазма се разпръсва.

Принципът на работа на Z-щифта е прост: електрически ток генерира пръстеновидно магнитно поле, което взаимодейства със същия ток и го компресира. В резултат на това плътността и температурата на плазмата, през които протича токът, се увеличават.

Възможно е да се стабилизира плазменият сноп чрез прилагане на мощно външно магнитно поле, успоредно на тока и поставянето му в дебела проводяща обвивка (при движение на плазмата магнитното поле също се движи, което предизвиква електрически ток в корпуса, който има тенденция да върне плазмата на мястото си). Плазмата спря да се огъва и прищипва, но все пак това беше дълъг път към термоядрената реакция във всеки сериозен мащаб: плазмата докосва електродите и отделя топлината си към тях.

Най-точните везни в света и как работят

Съвременната работа в областта на синтеза върху Z-щипка предполага друг принцип за създаване на термоядрена плазма: токът тече през тръба от волфрамова плазма, която създава мощно рентгеново лъчение, компресиране и нагряване на капсула с термоядрено гориво, разположена вътре в плазмената тръба, подобно на това как се случва това в термоядрена бомба. Тези работи обаче са чисто изследователски в природата (механизмите на ядрените оръжия се изучават) и отделянето на енергия в този процес все още е милиони пъти по-малко от потреблението.

Колкото по-малко е съотношението на големия радиус на токамака тора (разстоянието от центъра на целия торус до центъра на напречното сечение на тръбата му) към малкото (радиус на секцията на тръбата), толкова по-голямо може да бъде плазменото налягане в същото магнитно поле. Намалявайки това съотношение, учените преминаха от кръгла плазмена и вакуумна камера в D-образна (в случая половината от височината на секцията играе ролята на малък радиус). Всички съвременни токамаци имат форма на напречно сечение като тази. Ограничаващият случай беше така нареченият „сферичен токамак“. В такива токамаци вакуумната камера и плазмата имат почти сферична форма, с изключение на тесен канал, свързващ полюсите на сферата. Проводници на магнитни намотки преминават през канала. Първият сферичен токамак, START, се появява едва през 1991 г., така че това е доста млада посока, но вече показа възможността за получаване на същото плазмено налягане с трикратно по-ниско магнитно поле.

Пробкотрон, стеллатор, токамак

Друг вариант за създаване на необходимите условия за реакцията са така наречените отворени магнитни капани. Най-известната от тях е „огледалната клетка“: тръба с надлъжно магнитно поле, която се усилва в краищата си и отслабва в средата. Полето, увеличено в краищата, създава „магнитна тапа“ (откъдето идва и руското име) или „магнитно огледало“ (на английски - огледална машина), което не позволява плазмата да премине отвъд инсталацията през краищата. Подобно ограничение обаче е непълно, част от заредените частици, движещи се по определени траектории, са в състояние да преминат през тези щепсели. И в резултат на сблъсъци всяка частица рано или късно ще падне по такава траектория. В допълнение, плазмата в огледалната клетка също беше нестабилна: ако в някакъв момент малка част от плазмата се отдалечи от оста на настройката, възникват сили, които изхвърлят плазмата върху стената на камерата. Въпреки че основната идея за огледалната клетка беше значително подобрена (което позволи както плазмената нестабилност, така и пропускливостта на тръбите да се намали), на практика те дори не можеха да се доближат до параметрите, необходими за енергийно ефективен синтез.

Възможно ли е да се гарантира, че плазмата не излиза от „щепселите“? Изглежда очевидното решение е да се срине плазмата в пръстен. Обаче тогава магнитното поле вътре в пръстена е по-силно от външното и плазмата отново има тенденция да отива към стената на камерата. Изходът от тази трудна ситуация също изглеждаше доста очевиден: вместо пръстена направете „осем“, след това в една секция частицата ще се отдалечи от оста на инсталацията, а в другата ще се върне. Ето как учените стигнаха до идеята за първия звездичка. Но такава "цифра осма" не може да бъде направена в една равнина, така че трябваше да използвам третото измерение, огъвайки магнитното поле във втората посока, което също доведе до постепенното отклоняване на частиците от оста към стената на камерата.

Ситуацията се промени драстично със създаването на инсталации като "tokamak". Резултатите, получени върху токамака Т-3 през втората половина на 60-те години на миналия век, бяха толкова изумителни за онова време, че западните учени дойдоха в СССР със своето измервателно оборудване, за да проверят самите параметри на плазмата. Реалността дори надхвърли очакванията им.

Тези фантастично преплетени тръби не са арт проект, а стелараторска камера, извита под формата на сложна триизмерна крива.

В ръцете на инерцията

В допълнение към магнитното задържане има фундаментално различен подход към термоядрения синтез - инерционно задържане. Ако в първия случай се опитаме да задържим плазма с много ниска концентрация за дълго време (концентрацията на молекули във въздуха около вас е стотици хиляди пъти по-висока), то във втория случай компресираме плазмата до огромна плътност, порядък по-висок от плътността на най-тежките метали, при изчисляването, че реакцията ще има време да мине за това кратко време, преди плазмата да има време да се разлети.

Първоначално през 60-те години се планираше да се използва малка топка замразено термоядрено гориво, равномерно облъчено от всички страни с множество лазерни лъчи. Повърхността на топката трябва незабавно да се изпари и, като се разширява равномерно във всички посоки, компресира и нагрява остатъка от горивото. На практика обаче експозицията не беше достатъчно равномерна. В допълнение, част от радиационната енергия се прехвърля във вътрешните слоеве, причинявайки им нагряване, което усложнява компресията. В резултат топката се компресира неравномерно и слабо.

Съществуват редица съвременни конфигурации на стеллатора и всички те са близо до тора. Една от най-често срещаните конфигурации включва използването на намотки, подобни на намотките на полоидалното поле на токамаците, и четири до шест проводника с многопосочен ток, усукан около вакуумна камера чрез винт. Сложното магнитно поле, създадено в този случай, позволява надеждно да задържа плазмата, без да изисква преминаване на пръстеновидния електрически ток през нея. В допълнение, намотки от тороидално поле могат да се използват в стерилатори, както в токамаците. Винтови проводници може да липсват, но тогава намотките от "тороидалното" поле се монтират по сложна триизмерна крива. Последните разработки в областта на стелираторите включват използването на магнитни намотки и вакуумна камера с много сложна форма (силно смачкан торус), изчислена на компютър.

Проблемът с нееднородността беше решен чрез значително промяна на дизайна на целта. Сега топката се поставя вътре в специална малка метална камера (от нея се нарича "holraum". Hohlraum - кухина) с отвори, през които влизат лазерните лъчи. Освен това се използват кристали, които превръщат инфрачервеното лазерно лъчение в ултравиолетово. Това UV лъчение се абсорбира от най-тънкия слой материал от холаум, който в същото време се загрява до огромна температура и излъчва в областта на меките рентгенови лъчи. От своя страна, рентгеновото лъчение се абсорбира от най-тънкия слой на повърхността на капсулата с гориво (топка с гориво). Това също даде възможност за решаване на проблема с преждевременното нагряване на вътрешните слоеве.

Въпреки това, мощността на лазера не беше достатъчна за забележима част от горивото да влезе в реакцията. В допълнение, ефективността на лазера беше много ниска, само около 1%. За да може синтезът да бъде енергийно печеливш при толкова ниска лазерна ефективност, почти цялото гориво сгъстено трябваше да реагира. Когато се опитват да заменят лазерите с лъчи на леки или тежки йони, които могат да бъдат генерирани с много по-висока ефективност, учените също се сблъскват с много проблеми: леките йони се отблъскват взаимно, което пречи на фокусирането им, и се забавят от сблъсъци с остатъчен газ в камерата и ускорители Не беше възможно да се създадат тежки йони с необходимите параметри.

Магнитни перспективи

Повечето надежди в областта на термоядрената енергия вече са свързани с токамаците. Особено след отваряне на режима им с подобрено задържане. Токамакът също е Z-щипка, навити в пръстен (кръгъл електрически ток преминава през плазмата, създавайки магнитното поле, необходимо за задържането му), и последователност от огледални клетки, събрани в пръстен и създаващи "гофрирано" тороидално магнитно поле. В допълнение, поле, перпендикулярно на равнината на тора, създадено от няколко отделни намотки, се наслагва върху тороидалното поле на намотките и плазменото токово поле. Това допълнително поле, наречено полоидно, усилва магнитното поле на плазмения ток (също полоидален) от външната страна на тора и го отслабва отвътре. По този начин, общото магнитно поле от всички страни на плазмения сноп е едно и също и неговото положение остава стабилно. Променяйки това допълнително поле, е възможно в определени граници да преместите плазмения сноп във вакуумната камера.

Принципно различен подход към синтеза се предлага от концепцията за мюонна катализа. Мюон е нестабилна елементарна частица, която има същия заряд като електрон, но 207 пъти по-голяма от масата. Мюон може да замести електрон във водороден атом, докато размерът на атома намалява 207 пъти. Това позволява на едно ядро ​​от водород да се приближи до друго, без да изразходва енергия за него. Но около 10 GeV енергия се изразходва за получаване на една мюон, което означава, че необходимостта от производство на няколко хиляди реакции на синтез на мюон за получаване на енергия е от полза. Поради възможността за "залепване" на муона към образувания в реакцията хелий, все още не е възможно да се постигнат повече от няколкостотин реакции. На снимката - сглобяването на стеллатора на Wendelstein zx на Института по плазмена физика Макс Планк.

Важен проблем на токамаците за дълго време беше необходимостта да се създаде пръстенов ток в плазмата. За това през централния отвор на токамака тора се прокарва магнитна верига, в която магнитният поток непрекъснато се променя. Промяната в магнитния поток поражда вихрово електрическо поле, което йонизира газа във вакуумната камера и поддържа тока в получената плазма. Токът в плазмата обаче трябва да се поддържа непрекъснато, което означава, че магнитният поток трябва непрекъснато да се променя в една посока. Това, разбира се, е невъзможно, така че токът в токамаците успя да поддържа само ограничено време (от части от секунда до няколко секунди). За щастие беше открит т. Нар. Зареждащ ток, който се появява в плазмата без външно вихрово поле. Освен това са разработени методи за плазмено нагряване, които едновременно произвеждат необходимия пръстен ток в него. Заедно това предостави потенциал за произволно поддържане на гореща плазма. На практика рекордът към момента принадлежи на торемака Торе Супра, където плазмата непрекъснато „гори“ повече от шест минути.

Вторият тип инсталации за задържане на плазма, с които се свързват големи надежди, са стерилатори. През последните десетилетия дизайнът на стеларатори се промени драстично. Почти нищо не остана от оригиналния G8 и тези инсталации станаха много по-близки до токамаците. Въпреки че времето на задържане на стеллараторите е по-кратко, отколкото за токамаците (поради по-малко ефективния Н режим) и разходите за тяхното изграждане са по-високи, поведението на плазмата в тях е по-спокойно, което означава по-голям ресурс на първата вътрешна стена на вакуумната камера. За търговското развитие на синтеза този фактор е много важен.


Избор на реакция

На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.

«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.

Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.

Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.

А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от DT реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).

Гибридный реактор. DT реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.

Инерциальные надежды

Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.

Проблемы токамаков

Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.

Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.

Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.

Вперед, к звездам!

Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.


Электростатическое удержание

Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.

Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.

Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!

По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.

Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.

Термоядерное будущее

Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.

Статья «Звезды на Земле» опубликована в журнале «Популярная механика» (№5, Май 2012). Харесва ли ви статията?

Най-интересните новини от света на науката: свежи открития, снимки и невероятни факти във вашата поща. добре Съгласен съм с правилата на сайта Благодаря. Изпратихме потвърждение на вашия имейл.

Препоръчано

Как да си направите машина за триониране: направете майсторски клас
2019
Какво крият: 7 тайни, които помагат да изплашат комарите
2019
Бактериите ще командват парада: на какво са способни микробите в нашето тяло
2019