Просмотр кода страницы Управляемый термоядерный синтез

'''Управля́емый термоя́дерный си́нтез''' ('''УТС''') — синтез более тяжёлых [[атомное ядро|атомных ядер]] из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в [[термоядерное оружие|термоядерных взрывных устройствах]]), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной [[ядерная энергия|ядерной энергетики]] тем, что в последней используется [[Радиоактивный распад|реакция распада]], в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие. В основных [[Ядерная реакция|ядерных реакциях]], которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться [[дейтерий|дейтерий (<sup><nowiki>2</nowiki></sup>H)]] и [[тритий|тритий (<sup><nowiki>3</nowiki></sup>H)]], а в более отдалённой перспективе — [[гелий-3|гелий-3 (<sup><nowiki>3</nowiki></sup>He)]] и [[бор-11|бор-11 (<sup>11</sup>B)]].

Эксперименты по управляемому термоядерному синтезу принято делить на две большие группы: [[магнитный управляемый термоядерный синтез]] и [[инерциальный управляемый термоядерный синтез]].

== История проблемы ==
В 1946 году британские физики [[Томсон, Джордж Паджет|Джордж Паджет Томсон]] и {{нп4|Блэкмен, Мозес|Мозес Блэкмен||Moses Blackman}} подали заявку на патент на тороидальное устройство для термоядерной реакции в газе в результате [[Давление электромагнитного излучения|давления электромагнитного излучения]]<ref>{{Cite web|url=http://v3.espacenet.com/textdoc?DB=EPODOC&IDX=GB817681&F=0|title=Patent Specification 817,681: Improvements in or relating to gas discharge apparatus for producing thermonuclear reactions|last1=Thomson|first1=George Paget|last2=Blackman|first2=Moses|date=1959-08-06|website=[[European Patent Office]]|language=en|access-date=2017-12-18|archive-date=2007-12-20|archive-url=https://web.archive.org/web/20071220030919/http://v3.espacenet.com/textdoc?DB=EPODOC&IDX=GB817681&F=0|url-status=dead}}</ref>.

В 1950 году впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в [[Союз Советских Социалистических Республик|Советском Союзе]] сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик [[Лаврентьев, Олег Александрович|Олег Лаврентьев]]<ref name="autogenerated1">Бондаренко Б. Д. «[https://ufn.ru/ru/articles/2001/8/q/ Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР] {{Wayback|url=https://ufn.ru/ru/articles/2001/8/q/ |date=20170912101849 }}» // УФН '''171''', 886 (2001).</ref><ref name="autogenerated2">Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». [[УФН]] '''171''', 902 (2001), стр. 908.</ref>.

Идею применить для управляемого термоядерного синтеза [[плазма|плазменную]] магнитную ловушку с токовыми проводниками, расположенными снаружи замкнутых магнитных поверхностей, выдвинул в 1951 году [[Соединённые Штаты Америки|американский]] физик [[Спитцер, Лайман|Л. Спитцер]], который предложил название для таких систем — [[стелларатор]] ([[Тор (поверхность)|тор]] из звёздного вещества). Первый образец стелларатора был построен под его руководством в рамках {{не переведено 5|Лаборатория физики плазмы Принстонского университета|секретного проекта «Маттерхорн»|en|Princeton Plasma Physics Laboratory}}<ref>{{cite web |last=Greenwald |first=J. |date=2013-10-23 |title=Celebrating Lyman Spitzer, the father of PPPL and the Hubble Space Telescope |url=http://www.pppl.gov/news/2013/10/celebrating-lyman-spitzer-father-pppl-and-hubble-space-telescope |publisher=Princeton Plasma Physics Lab |access-date=2017-04-12 |archive-date=2017-04-25 |archive-url=https://web.archive.org/web/20170425033914/http://www.pppl.gov/news/2013/10/celebrating-lyman-spitzer-father-pppl-and-hubble-space-telescope |url-status=dead }}</ref>.

[[Курчатов, Игорь Васильевич|Игорь Курчатов]] в [[1956 год в науке|1956 году]] высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении проблемы управляемого термоядерного синтеза. Это произошло во время посещения {{Не переведено|Британский ядерный центр|британского ядерного центра «Харуэлл»|en|Atomic Energy Research Establishment}}<ref name="Community of physicists part I" />.

[[Файл:1987 CPA 5891.jpg|мини|180px|Почтовая марка СССР, 1987 год]]
Наибольшие успехи в термоизоляции плазмы были достигнуты на так называемых [[токамак]]ах — тороидальных камерах с магнитным полем. Их идея была предложена в СССР [[Сахаров, Андрей Дмитриевич|А. Д. Сахаровым]] и [[Тамм, Игорь Евгеньевич|И. Е. Таммом]] в начале 1950-х годов, а в конце 1960-х — начале 1970-х годов на них в [[Курчатовский институт|Курчатовском институте]] под руководством академика [[Арцимович, Лев Андреевич|Л. А. Арцимовича]] была впервые получена высокотемпературная термоядерная плазма<ref name=autogenerated1 /><ref name=autogenerated2 /><ref name="автоссылка1">{{cite web
 |last        = [[Велихов, Евгений Павлович (физик)|Е.П. Велихов]]
 |coauthors   = С.В. Мирнов
 |url         = http://phns.mpei.ac.ru/articles/iter.pdf
 |title       = Управляемый термоядерный синтез выходит на финишную прямую
 |format      = [[PDF]]
 |work        = Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Российский научный центр «Курчатовский институт».
 |publisher   = ac.ru
 |accessdate  = 2007-08-08
 |description = Популярное изложение проблемы.
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20070104193251/http://phns.mpei.ac.ru/articles/iter.pdf
 |archivedate = 2007-01-04
 |deadlink    = yes
}}</ref>{{sfn|Арцимович|с=458|1961}}.

30 октября 1997 года в одном из экспериментов на объединённом европейском токамаке-реакторе [[JET]] в [[Великобритания|Великобритании]] удалось достичь мощности ядерного энерговыделения более 16 МВт, что примерно сравнялось с мощностью плазменных потерь. Это получило название режима «перевала» — равенства тепловых потерь горячей зоны реактора и энергетического выхода реакции термоядерного синтеза, но этот результат был получен лишь в переходном импульсном режиме длительностью в секунду. Похожие режимы длительностью в десятки секунд уже реализованы на некоторых крупных токамаках, но тепловые потери в них пока ещё заметно превышают возможное энерговыделение<ref name="автоссылка1" />.

Следующим шагом в исследованиях должен стать [[Международный термоядерный экспериментальный реактор]] ({{Lang-en|International Thermonuclear Experimental Reactor}}, ITER), срок окончания постройки запланирован на [[2035 год]]. На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Одним из альтернативных токамакам направлений экспериментов являются открытые ловушки для удержания плазмы ([[пробкотрон]]ы). Долгое время считалось, что такой тип установок обречён иметь очень низкую температуру плазмы, и они могут служить лишь в качестве инструмента изучения фундаментальных свойств плазмы и стендов для поддерживающих экспериментов для ITER. Однако в 2010-е годы исследователи [[Институт ядерной физики СО РАН|Института ядерной физики СО РАН]] на установке ГДЛ (ГазоДинамическая Ловушка) сумели значительно увеличить температуру нагрева плазмы, в 2016 году доведя её до рекордных 10 миллионов [[Градус Цельсия|градусов]] по [[Цельсий, Андерс|Цельсию]]. Время удержания плазмы составило миллисекунды. Это позволило всерьез задуматься над проектом термоядерного реактора на этой основе, который может быть реализован в течение 20—30 лет<ref>[http://www.nkj.ru/news/29378/ Шаг к альтернативному термояду] {{Wayback|url=http://www.nkj.ru/news/29378/ |date=20160828044624 }} // [[Наука и жизнь]], 12 августа 2016</ref>.

Кроме [[магнитный управляемый термоядерный синтез|магнитного управляемого термоядерного синтеза]], о котором говорится выше, существует и другой подход к проблеме — [[инерциальный управляемый термоядерный синтез]]. Идея заключается в быстром и равномерном нагреве термоядерного топлива, так, чтобы образовавшаяся плазма до разлёта успела прореагировать. Таким образом, при использовании данного принципа реактор будет импульсным. В 2009 году в [[США]] в рамках исследования инерциального термоядерного синтеза произвели пробный запуск лазеров в [[National Ignition Facility|национальном комплексе лазерных термоядерных реакций]] (NIF)<ref name="nif.memb2009">Леонид Попов, [http://www.membrana.ru/articles/technic/2009/03/31/223000.html «Крупнейший лазер направил тераватты на кончик ядерной иглы»] {{Wayback|url=http://www.membrana.ru/articles/technic/2009/03/31/223000.html |date=20100531083200 }} // [[Мембрана (веб-сайт)|Мембрана]], 31 марта 2009</ref>. В эксперименте на этой установке 5 декабря 2022 года учёные впервые в истории добились положительного выхода энергии в ходе реакции термоядерного синтеза, удалось получить около 3,15 [[мегаджоуль|мегаджоуля]] энергии, что превысило направленную лазерами в мишень энергию — 2,05 мегаджоуля<ref>{{Cite web |url=https://www.energy.gov/articles/doe-national-laboratory-makes-history-achieving-fusion-ignition |title=DOE National Laboratory Makes History by Achieving Fusion Ignition |access-date=2022-12-14 |archive-date=2022-12-14 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221214103842/https://www.energy.gov/articles/doe-national-laboratory-makes-history-achieving-fusion-ignition |url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=https://www.rbc.ru/society/12/12/2022/639683a79a7947537f0fe90b |title=FT узнал о прорыве в изучении термоядерной энергии |access-date=2022-12-14 |archive-date=2022-12-12 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221212185304/https://www.rbc.ru/society/12/12/2022/639683a79a7947537f0fe90b |url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=https://profile.ru/news/scitech/v-ssha-vpervye-poluchili-prirost-energii-v-rezultate-reakcii-termoyadernogo-sinteza-1221318/ |title=В США впервые получили прирост энергии в результате реакции термоядерного синтеза |access-date=2022-12-14 |archive-date=2022-12-14 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221214074941/https://profile.ru/news/scitech/v-ssha-vpervye-poluchili-prirost-energii-v-rezultate-reakcii-termoyadernogo-sinteza-1221318/ |url-status=live }}</ref>. В то же время речь идёт лишь о превышении выделившейся энергии над энергией, непосредственно переданной в мишень; для накачки системы лазеров потребовалась энергия, превышающая 400 мегаджоулей, то есть [[КПД]] установки в этом эксперименте — менее 1 %<ref>{{Cite web|url=https://www.cnet.com/science/major-energy-breakthrough-milestone-achieved-in-us-fusion-experiment/|title=Major Energy Breakthrough: Milestone Achieved in US Fusion Experiment|first=Jackson|last=Ryan|website=CNET|quote=Powering the entire laser system used by the NIF requires more than 400 megajoules…|access-date=2022-12-21|archive-date=2022-12-21|archive-url=https://web.archive.org/web/20221221212615/https://www.cnet.com/science/major-energy-breakthrough-milestone-achieved-in-us-fusion-experiment/|deadlink=no}}</ref>

Термоядерный синтез также можно вызвать [[Давление электромагнитного излучения|давлением электромагнитного излучения]] с помощью [[рентгеновское излучение|рентгеновской]] установки. Такие эксперименты в области управляемого термоядерного синтеза проводятся с помощью так называемой [[Z-машина|Z-машины]] в [[Сандийские национальные лаборатории|Сандийских национальных лабораториях]]. Первый прототип такой установки был создан в 1980 году, затем она модернизировалась<ref>{{Cite web |url=http://observer.guardian.co.uk/life/story/0,6903,416412,00.html |title=«A machine called Z» |access-date=2022-12-14 |archive-date=2008-10-12 |archive-url=https://web.archive.org/web/20081012224217/http://observer.guardian.co.uk/life/story/0,6903,416412,00.html |url-status=live }}</ref>.

== Физика процесса ==
[[Файл:Binding energy curve - common isotopes-ru.svg|thumb|400px|Зависимость энергии связи нуклона от числа нуклонов в ядре]]{{main|Ядерная физика|Ядерный синтез}}
Атомные ядра состоят из двух типов [[нуклон]]ов — [[протон]]ов и [[нейтрон]]ов. Их удерживает вместе так называемое [[сильное взаимодействие]]. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике. Из графика видно, что у лёгких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растёт, а у тяжёлых падает. Если добавлять нуклоны в лёгкие ядра или удалять нуклоны из тяжёлых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде разницы между затратами на осуществление реакции и кинетической энергией высвобождающихся частиц. <!-- [[Кинетическая энергия]] (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.{{Нет АИ|21|9|2017}}

Изменение состава ядра называется ядерным превращением или [[Ядерная реакция|ядерной реакцией]]. Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется [[Термоядерная реакция|термоядерной реакцией]] или ядерным синтезом. Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре — ядерным распадом или [[Деление ядра|делением ядра]].{{Нет АИ|21|9|2017}}-->

Протоны в ядре имеют [[электрический заряд]], а значит, испытывают [[Закон Кулона|кулоновское отталкивание]]. В ядре это отталкивание компенсируется сильным взаимодействием, удерживающим нуклоны вместе. Но сильное взаимодействие имеет радиус действия гораздо меньше кулоновского отталкивания. Поэтому для слияния двух ядер в одно требуется сначала их сблизить, преодолевая кулоновское отталкивание. Известно несколько таких способов. В недрах звёзд это гравитационные силы. В ускорителях — кинетическая энергия разогнанных ядер или [[Элементарная частица|элементарных частиц]]. В термоядерных реакторах и [[Термоядерное оружие|термоядерном оружии]] — энергия теплового движения ядер атомов. <!-- В настоящее время гравитационные силы не подконтрольны человеку. Ускорение частиц настолько энергозатратно, что не имеет никаких шансов на положительный энергобаланс. И только тепловой метод выглядит пригодным для управляемого синтеза с положительным выходом энергии.{{Нет АИ|21|9|2017}}-->

== Типы реакций ==
[[Термоядерная реакция|Реакция синтеза]] заключается в следующем: два или более относительно [[Зарядовое число|лёгких]] атомных ядра в результате [[Тепловое движение|теплового движения]] сближаются настолько, что короткодействующее [[сильное взаимодействие]], проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над [[Закон Кулона|силами кулоновского отталкивания]] между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются [[Атомное ядро|ядра]] других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет [[Дефект массы|часть]] своей массы, равную [[Энергия связи|энергии связи]], и по известной формуле [[Эквивалентность массы и энергии|E=mc²]] при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия. <!-- Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, легче свести на нужное расстояние, поэтому тяжёлые изотопы [[водород]]а являются лучшим видом топлива для управляемой реакции синтеза.{{Нет АИ|21|9|2017}}-->

Установлено{{нет АИ|24|03|2023}}, что смесь двух [[Изотопы|изотопов]], дейтерия и трития, требует меньше энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надёжнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше [[нейтрон]]ов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. <!-- Проблемой остаётся то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому реакция D-T считается только необходимым первым шагом.{{Нет АИ|21|9|2017}}

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.{{Нет АИ|21|9|2017}}-->

=== Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T) ===
[[Файл:Deuterium-tritium fusion.svg|190px|right|thumb|Схема реакции дейтерий-тритий]]
Реакция, осуществимая при наиболее низкой температуре — [[дейтерий]] + [[тритий]]{{sfn|Арцимович|с=6|1961}}:

: <math>{}^{2}_{1}\mbox{H} + {}^{3}_{1}\mbox{H}  \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{1}_{0}\mbox{n} + 17,6 \mbox{ MeV}. </math>

Два [[атомное ядро|ядра]]: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра [[гелий|гелия]] ([[альфа-частица]]) и высокоэнергетического [[нейтрон]]а.

Такая реакция даёт значительный выход энергии. <!-- Недостатки — высокая цена трития, выход нежелательной [[нейтронное излучение|нейтронной радиации]].{{Нет АИ|21|9|2017}}-->

=== Реакция дейтерий + гелий-3 ===
Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию [[дейтерий]] + [[гелий-3]]

: <math>{}^{2}_{1}\mbox{H} + {}^{3}_{2}\mbox{He}  \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{1}_{1}\mbox{p} + 18,4 \mbox{ MeV}. </math>{{sfn|Арцимович|с=6|1961}}

Условия её достижения значительно сложнее. [[Гелий-3]], кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится{{уточнить}}. Однако он может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях<ref>[https://fas.org/sgp/crs/misc/R41419.pdf The Helium-3 Shortage: Supply, Demand, andOptions for Congress] {{Wayback|url=https://fas.org/sgp/crs/misc/R41419.pdf |date=20201109220317 }} // FAS, December 22, 2010{{ref-en}}: « It is produced as a byproduct ofnuclear weapons maintenance … At present, helium-3 is only produced as a byproduct of the manufacture and purification oftritium for use in nuclear weapons. The supply of helium-3 therefore derives mostly, perhapsentirely, from two sources: the U.S. and Russian governments. … The U.S. weapons program currently produces tritium by irradiating lithium in a light-waternuclear reactor.», также раздел «Potential Additional Sources» (стр 12)</ref>; или добыт на [[Луна|Луне]]<ref>[http://www.dailymail.co.uk/sciencetech/article-2716417/Could-moon-fuel-Earth-10-000-years-China-says-mining-helium-satellite-help-solve-worlds-energy-crisis.html Could the moon fuel Earth for 10,000 years? China says mining helium from our satellite may help solve the world’s energy crisis] {{Wayback|url=http://www.dailymail.co.uk/sciencetech/article-2716417/Could-moon-fuel-Earth-10-000-years-China-says-mining-helium-satellite-help-solve-worlds-energy-crisis.html |date=20141129075417 }}, 5 August 2014</ref><ref>[http://www.nasa.gov/centers/goddard/news/series/moon/why_go_back.html Why Go Back to the Moon?] {{Wayback|url=http://www.nasa.gov/centers/goddard/news/series/moon/why_go_back.html |date=20141101205925 }} // NASA, 2008-01-14: «… helium 3, an isotope extremely rare on Earth, exists in quantity in the lunar soil, implanted by the solar wind. If — a very big if — thermonuclear fusion for energy is produced on Earth, helium 3 would be extremely valuable for fusion reactors because it does not make the reactor radioactive.»</ref>.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением {{math|''nT''τ}} (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-<sup>3</sup>He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

=== Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) ===
Также возможны реакции между ядрами [[дейтерий|дейтерия]], они идут немного труднее реакции с участием [[Гелий-3|гелия-3]]:

: <math> \mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + \mathrm{T} + 4{,}032 \; \mathrm{MeV}.</math>

: <math> \mathrm{D} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 3{,}268 \; \mathrm{MeV}.</math>

В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:
: <math> \mathrm{p} + \mathrm{D} \ \rightarrow \ {}^3\!\,\mathrm{He} + \gamma + 5{,}4 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{p} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ {}^4\!\,\mathrm{He} + \gamma + 19{,}814 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{D} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ \mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}589 \; \mathrm{MeV}. </math>
: <math> \mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> {}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{p} + \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 12{,}86 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{T} + \mathrm{T} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{n} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 11{,}332 \; \mathrm{MeV}.</math>

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией [[дейтерий]] + [[гелий-3]], а образовавшиеся в ходе них [[тритий]] и [[гелий-3]] с большой вероятностью немедленно реагируют с [[дейтерий|дейтерием]].

=== Другие типы реакций ===
Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.

==== «Безнейтронные» реакции ====
Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает [[Наведённая радиоактивность|наведенную радиоактивность]] в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода (но при реакции дейтерий-дейтерий образуется тритий, который может провзаимодействовать с дейтерием, в результате «безнейтронного» термоядерного синтеза до настоящего времени нет).

: <math> \mathrm{D} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + {}^4\!\,\mathrm{He} + 18{,}353 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{D} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow \ 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 22{,}4 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{p} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow {}^4\!\,\mathrm{He} + {}^3\!\,\mathrm{He} + 4{,}0 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> {}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^6\mathrm{Li} \ \rightarrow \ \mathrm{p} + 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 16{,}9 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> {}^3\!\,\mathrm{He} + \! ^3\mathrm{He} \ \rightarrow \ 2 \,\mathrm{p} + \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 12{,}86 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{p} + \! ^7\mathrm{Li} \ \rightarrow \ 2 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 17{,}2 \; \mathrm{MeV}.</math>
: <math> \mathrm{p} +  \! ^1\! ^1\mathrm{B} \ \rightarrow \ 3 \, {}^4\!\,\mathrm{He} + 8{,}7 \; \mathrm{MeV}.</math>

==== Реакции на лёгком водороде ====
[[Протон-протонный цикл|Протон-протонные реакции синтеза]], идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через [[слабое взаимодействие]] с излучением [[нейтрино]], и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.
: p + p → ²D + e<sup>+</sup> + ν<sub>e</sub> + 0.42 Мэв

== Условия ==
[[Файл:Nuclear reaction Li6-d.svg|мини|200px|Ядерная реакция лития-6 с дейтерием <sup>6</sup>Li(d,α)α]]
Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:
* Скорость соударения ядер соответствует<!-- см. инерциальный термоядерный синтез --> температуре плазмы:
: ''{{math|T}}'' > 10<sup>8</sup> K (для реакции D-T).
* Соблюдение [[критерий Лоусона|критерия Лоусона]]:
: ''{{math|n}}''{{math|τ}} > 10<sup>14</sup> см<sup>−3</sup>·с (для реакции D-T),

где ''{{math|n}}'' — плотность высокотемпературной плазмы, {{math|τ}} — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

Управляемый термоядерный синтез пока не осуществлён в промышленных масштабах. Наиболее трудная задача, стоящая на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза, заключается в изоляции плазмы от стенок реактора{{sfn|Арцимович|с=15|1961}}.

Строительство [[Международный экспериментальный термоядерный реактор|международного экспериментального термоядерного реактора]] (ITER) находится в начальной стадии.

== Конструкции реакторов ==
[[Файл:Tokamak fields lg.png|thumb|[[Токамак]] (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — [[тороид]]альная установка для [[магнитное удержание плазмы|магнитного удержания плазмы]]. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым [[Магнитное поле|магнитным полем]]. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.]]
Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2017):
# Квазистационарные системы, в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде [[токамак]]ов, [[стелларатор]]ов ([[торсатрон]]ов) и [[зеркальная ловушка|зеркальных ловушек]], которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор [[ITER]], имеющий конфигурацию токамака.
# [[Инерциальный управляемый термоядерный синтез|Импульсные системы]]. В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих [[дейтерий]] и [[тритий]], сверхмощными [[лазер]]ными лучами или пучками высокоэнергичных частиц ([[ион]]ов, [[электрон]]ов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов<ref>''Уэйт Гиббс'' Ядерный синтез: малые игроки // [[В мире науки]]. — 2017. — № 1/2. — С. 36-45.</ref><ref>''Н. В. Змитренко'' Лазерный термоядерный синтез: история и новые идеи // Нелинейность в современном естествознании / под ред. [[Малинецкий, Георгий Геннадьевич|Г. Г. Малинецкого]]. — М., ЛКИ, 2013. — с 84-95</ref>.

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В [[ядерная физика|ядерной физике]], при исследованиях [[термоядерный синтез|термоядерного синтеза]], для удержания [[плазма|плазмы]] в некотором объёме используется [[магнитная ловушка]] — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами [[термоядерный реактор|термоядерного реактора]]. Магнитная ловушка используется, в первую очередь, как [[теплоизоляция|теплоизолятор]]. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно — на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. <!-- Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные [[электромагнит]]ы, потребляющие огромное количество энергии, или применяются сверхпроводники.{{нет АИ|9|11|2010}}-->

=== Радиационная безопасность ===
Термоядерный реактор намного безопаснее [[ядерный реактор|ядерного реактора]] в [[ионизирующие излучения|радиационном]] отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём [[радиоактивность|радиоактивных]] веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, [[вакуумная камера]] и оболочка [[криостат]]а должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
* радиоактивный изотоп водорода — [[тритий]];
* наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения [[нейтрон]]ами;
* радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия [[Плазма (агрегатное состояние)|плазмы]] на первую стенку;
* радиоактивные продукты [[коррозия|коррозии]], которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система [[вентиляция|вентиляции]], которая должна поддерживать в здании реактора пониженное [[давление]]. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, например [[ITER]], где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения естественной [[конвекция|конвекции]] будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают{{нет АИ|24|03|2023}}, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

== Цикл топлива ==
Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. [[Нейтрон]]ы, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания [[теплоноситель|теплоносителя]] в [[теплообменник]]е, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения [[Электрический генератор|генератора]].

: <math> {}^6_3\mathrm{Li} \ + \ ^1_0\mathrm{n} \ \rightarrow \ ^3_1\mathrm{T} \ + \ ^4_2\mathrm{He}</math>.

: <math> {}^7_3\mathrm{Li} \ + \ ^1_0\mathrm{n} \ \rightarrow \ ^3_1\mathrm{T} \ + \ ^4_2\mathrm{He} + \ ^1_0\mathrm{n}</math>.

Реакция с [[Литий-6|<sup>6</sup>Li]] является [[Экзотермическая реакция|экзотермической]], обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с [[Литий-7|<sup>7</sup>Li]] является [[Эндотермическая реакция|эндотермической]] — но не потребляет нейтронов<ref>В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.</ref>. По крайней мере, некоторые реакции <sup>7</sup>Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

* Реакция продуцирует значительное количество [[нейтрон]]ов, которые [[нейтронная активация|активируют]] (радиоактивно заражают) реактор и [[теплообменник]]. Нейтронное облучение во время реакции D-T настолько велико, что после первой серии тестов на [[JET]], наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось разработать [[робот]]изированную систему дистанционного обслуживания<ref>{{cite web | url = http://www.efda.org/fusion/jet-tech/remote-handling-2/ | title = Remote Handling &#124; EFDA | accessdate = 2013-11-14 | archiveurl = https://web.archive.org/web/20140110100911/http://www.efda.org/fusion/jet-tech/remote-handling-2/ | archivedate = 2014-01-10 | deadlink = yes }}</ref><ref>http://www.iop.org/Jet/fulltext/JETP98074.pdf{{Недоступная ссылка}} 1999</ref>.
* Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
* Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — [[нейтрон]]ы), что ограничивает возможность [[Магнитогидродинамический генератор|прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию]]<ref>[[Термоядерная электростанция|Термоядерные электростанции]] безнейтронного цикла (например, D + <sup><nowiki>3</nowiki></sup>He → p + <sup>4</sup>He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;</ref>.
* Поскольку тритий недоступен в природе, использование реакции D-T зависит от имеющихся запасов [[Литий|лития]], которые значительно меньше чем запасы дейтерия. Из [[Литий-6|лития-6]] получают тритий облучением нейтронами по схеме: <math>{}\mathrm{{}^{6}Li} + \mathrm{n} \rightarrow \mathrm{{}^{3}H} + \mathrm{{}^{4}He}</math>.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (10<sup>8</sup> K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы '''{{math|n}}''' на время содержания нагретой плазмы {{math|τ}}, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение {{math|''n''τ}} зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения {{math|''n''τ}}, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. <!-- Таким образом, реакция D-T является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остаётся важной целью исследований.{{нет АИ|9|11|2010}}-->

== Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии ==
Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:
* Практически неисчерпаемые запасы топлива ([[водород]]).
* Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной страной или группой стран. Однако данное преимущество актуально только для реакций без использования трития.
* Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
* Отсутствие продуктов сгорания.
* Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность [[диверсия|диверсий]] и [[терроризм]]а.
* По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом [[полураспад]]а<ref name="scorcher">{{cite web
 |url         = http://www.scorcher.ru/art/science/termo/1.php
 |title       = Термоядерный реактор
 |author      = [[Велихов, Евгений Павлович (физик)|Е. П. Велихов]],  [[Путвинский, Сергей Владимирович|С. В. Путвинский]]
 |authorlink  = 
 |coauthors   = 
 |date        = 1999-10-22
 |format      = 
 |work        = 
 |publisher   = [[Fornit]]
 |accessdate  = 2011-01-16
 |lang        = 
 |description = Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20110112131044/http://www.scorcher.ru/art/science/termo/1.php
 |archivedate = 2011-01-12
 |deadlink    = no
}}</ref>.

== Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками ==
Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники [[Парламент Великобритании|парламента Великобритании]], указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Многое будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации [[Термоядерный реактор|реактора]]<ref>{{ref-en}} Postnote: [http://www.parliament.uk/post/pn192.pdf Nuclear Fusion] {{Wayback|url=http://www.parliament.uk/post/pn192.pdf |date=20081129045656 }}, 2003</ref>.

== Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза ==
Несмотря на распространённый [[оптимизм]] (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать [[нейтрон]]ную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обусловливает необходимость очень частой замены конструкций D-T- и D-D-реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. <!-- Решения возможны трёх типов{{нет АИ|9|11|2010}}:
# Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления [[Реактор-размножитель|урана или тория]] (как предлагал ещё [[Сахаров, Андрей Дмитриевич|Сахаров]]<ref>{{Cite web |url=https://www.sakharov-center.ru/asfcd/auth/?t=page&num=3907 |title=Глава 9. Сахаров А. Д. — Воспоминания Т.1. Сахаров Андрей Дмитриевич. Воспоминания о ГУЛАГе|access-date=2021-11-22 |archive-date=2021-08-20 |archive-url=https://web.archive.org/web/20210820163727/https://www.sakharov-center.ru/asfcd/auth/?t=page&num=3907 |deadlink=no }}</ref>).
# Отказ от синтеза D-T и D-D в пользу других реакций синтеза (например D-He).
# Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.-->

Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:
# ''Равновесие или режим «перевала»'' ({{Lang-en|Break-even}}): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом ''{{math|Q}}''.<!--Равновесие реакции было продемонстрировано на JET ({{ref-en}} [[ДЖЭТ]]) в Великобритании в [[1997 год]]у{{Нет АИ|18|05|2009}}, когда, затратив на его разогрев 52 МВт электроэнергии, на выходе ученые получили мощность на 0,2 МВт выше затраченной. /не путаем мощность и энергию/ -->
# ''Пылающая плазма'' ({{Lang-en|Burning plasma}}): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
# ''Воспламенение'' ({{Lang-en|Ignition}}): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях ''{{math|Q}}''. До сих пор не достигнуто.

[[Файл:ITER-img 0239.jpg|thumb|Макет реактора [[Международный экспериментальный термоядерный реактор|ITER]]. Масштаб 1:50]]

Следующим шагом в исследованиях должен стать [[Международный термоядерный экспериментальный реактор]] ({{Lang-en|International Thermonuclear Experimental Reactor}}, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с ''{{math|Q}}'' ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Окончательной фазой исследований станет проект [[DEMO]] — прототип промышленного [[Термоядерный реактор|реактора]], на котором будет достигнуто воспламенение и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет.
Вслед за DEMO может начаться проектирование и строительство коммерческих термоядерных реакторов (условно называются ТЯЭС — термоядерные электростанции); строительство ТЯЭС может начаться не раньше 2045 года<ref>[http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ Даёшь термояд к середине века!] // [[Вокруг света]] {{Wayback|url=http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ |date=20130523122635 }}</ref>.

== Существующие токамаки ==
Всего в мире было построено около 300 [[токамак]]ов. Ниже перечислены наиболее крупные из них.
* [[Наука в СССР|СССР]] и [[Наука в России|Россия]]:
** Т-2 — первый функциональный аппарат.
** Т-4 — увеличенный вариант Т-3.
** Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со [[Сверхпроводимость|сверхпроводящим]] соленоидом<ref name="ocw.mit.edu">{{Cite web |url=http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-68j-superconducting-magnets-spring-2003/lecture-notes/fusion_magnets_1.pdf |title=Lecture Notes {{!}} Superconducting Magnets {{!}} Nuclear Science and Engineering {{!}} MIT OpenCourseWare |access-date=2013-11-14 |archive-date=2015-06-10 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150610232929/http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-68j-superconducting-magnets-spring-2003/lecture-notes/fusion_magnets_1.pdf |deadlink=no }}</ref> на базе сплава ниобий-титан, охлаждаемого жидким [[гелий|гелием]]. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
** Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по [[Критерий Лоусона|критерию Лоусона]] — всего в двести раз.
** [[Т-15 (реактор)|Т-15]] — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом<ref name="ocw.mit.edu"/>, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
** Глобус-М — первый сферический токамак в России, созданный в 1999 году<ref>{{Cite web |url=http://globus.rinno.ru/ |title=Сферический токамак Глобус-М |access-date=2014-08-06 |archive-date=2014-07-16 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140716003025/http://globus.rinno.ru/ |deadlink=no }}</ref>.
** Глобус-М2<ref>{{Статья|автор=V.B. Minaev, V.K. Gusev, N.V. Sakharov, V.I. Varfolomeev, N.N. Bakharev|заглавие=Spherical tokamak Globus-M2: design, integration, construction|ссылка=https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1741-4326/aa69e0|издание=Nuclear Fusion|год=2017-05-09|том=57|выпуск=6|страницы=066047|issn=0029-5515, 1741-4326|doi=10.1088/1741-4326/aa69e0}}</ref> — сферический токамак нового поколения, запущенный в 2018 году<ref>{{Cite news|title=Пуск УНУ «Глобус-М2». Сообщение для СМИ|author=Ольга Закутняя|url=http://www.ioffe.ru/HTML/press_release/20180607_Globus.pdf|work=Пресс-релиз ФТИ им. А.Ф. Иоффе|date=2018-06-07|accessdate=2018-09-19|archivedate=2018-09-19|archiveurl=https://web.archive.org/web/20180919213137/http://www.ioffe.ru/HTML/press_release/20180607_Globus.pdf}}</ref>.
* [[Казахстан]]:
** [[Казахстанский Материаловедческий Токамак]] (КМТ) — это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к [[ITER]] и будущих энергетических термоядерных реакторов. Место строительства КТМ — город [[Курчатов (Казахстан)|Курчатов]]<ref>{{Cite web |url=http://www.nnc.kz/O-predpriyatii/Eksperimentalnie-kompleksi/tokamak.html |title=Токамак КТМ |accessdate=2013-07-06 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20131016151358/http://nnc.kz/O-predpriyatii/Eksperimentalnie-kompleksi/tokamak.html |archivedate=2013-10-16 |deadlink=yes }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://ktm.nnc.kz/index.php?id=101 |title=Токамак КТМ — ktm.nnc.kz |access-date=2013-07-06 |archive-date=2014-01-16 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140116081409/http://ktm.nnc.kz/index.php?id=101 |deadlink=no }}</ref>.
* [[Ливия]]:
** ТМ-4А
* [[Европейский союз]] и [[Наука в Великобритании|Великобритания]]:
** [[Joint European Torus]]<ref>{{Cite web |url=http://www.jet.efda.org/ |title=EFDA {{!}} European Fusion Development Agreement |accessdate=2008-08-11 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20090723101818/http://www.jet.efda.org/ |archivedate=2009-07-23 |deadlink=yes }}</ref> — самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией [[Евратом]] в [[Великобритания|Великобритании]]. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, [[критерий Лоусона]] лишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
** {{iw|Tore Supra}} — токамак со сверхпроводящими катушками (при 1,8 K)<ref name="ocw.mit.edu" />, один из крупнейших в мире<ref>{{Cite web |url=http://www-fusion-magnetique.cea.fr/cea/ts/ts.htm |title=Tore Supra |access-date=2008-08-11 |archive-date=2008-07-07 |archive-url=https://web.archive.org/web/20080707012347/http://www-fusion-magnetique.cea.fr/cea/ts/ts.htm |deadlink=no }}</ref>. Находится в исследовательском центре [[Кадараш]] ([[Франция]]).
* [[Наука в США|США]]:
** {{iw|Test Fusion Tokamak Reactor}} (TFTR) — токамак в Принстонском университете, крупнейший в США, с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: [[критерий Лоусона]] при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 году<ref>{{Cite web |url=http://www.pppl.gov/projects/pages/tftr.html |title=Tokamak Fusion Test Reactor |accessdate=2008-08-11 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20110426091028/http://www.pppl.gov/projects/pages/tftr.html |archivedate=2011-04-26 |deadlink=yes }}</ref>.
** {{iw|National Spherical Torus Experiment}} (NSTX)<ref>{{Cite web |url=http://www.pppl.gov/projects/pages/nstx.html |title=Princeton Plasma Physics Laboratory Overview |accessdate=2008-08-11 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20080916072443/http://www.pppl.gov/projects/pages/nstx.html |archivedate=2008-09-16 |deadlink=yes }}</ref> — сферический токамак (сферомак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
** {{iw|Alcator C-Mod}} — один из трёх крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года<ref>{{Cite web |url=http://www.psfc.mit.edu/research/alcator/ |title=MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator> |accessdate=2008-08-11 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20150709210155/http://www.psfc.mit.edu/research/alcator/ |archivedate=2015-07-09 |deadlink=yes }}</ref>.
** {{iw|DIII-D}} — токамак создан и работает в компании [[General Atomics]] в [[Сан-Диего]]<ref>{{Cite web |url=https://fusion.gat.com/global/Home |title=Home — Fusion Website |access-date=2008-08-11 |archive-date=2008-05-17 |archive-url=https://web.archive.org/web/20080517084651/http://fusion.gat.com/global/Home |deadlink=no }}</ref>.
* [[Наука в Японии|Япония]]:
** {{iw|JT-60}} — крупнейший японский токамак, работающий в {{iw|Японский институт исследований ядерной энергии|Японском институте исследований атомной энергии|en|Japan Atomic Energy Research Institute}} с 1985 года<ref>{{Cite web |url=http://www-jt60.naka.jaea.go.jp/HOME.html |title=Fusion Plasma Research |accessdate=2008-08-11 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20070927025956/http://www-jt60.naka.jaea.go.jp/HOME.html |archivedate=2007-09-27 |deadlink=yes }}</ref>.
** {{iw|Triam}} — с сверхпроводящими магнитами<ref name="ocw.mit.edu" />
* [[Наука в Китае|Китай]]:
** [[EAST]] (''Experimental Advanced Superconducting Tokamak'', {{Lang-zh|先进超导托卡马克实验装置}}) — экспериментальный сверхпроводящий токамак в городе [[Хэфэй]] провинции [[Аньхой]]. Запущен в 2006 году. Принадлежит Институту физики плазмы [[Китайская академия наук|Китайской академии наук]]. Работает в кооперации с международным проектом [[ИТЭР]]. На этом реакторе в 2007 году был проведён первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии<ref>{{Cite web |url=http://english.anhuinews.com/system/2007/01/17/001652854.shtml |title=The Artificial Sun-中安在线-english |accessdate=2009-03-24 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20110524032851/http://english.anhuinews.com/system/2007/01/17/001652854.shtml |archivedate=2011-05-24 |deadlink=yes }}</ref><!-- ; на 2011 г. это соотношение составляет 1:1,25; в ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50<ref>[http://www.gazeta.ru/science/2007/01/16_a_1262449.shtml Термояд вышел из нуля] // [[Газета.ru]], 2011-01-03</ref>-->.

== См. также ==
{{кол}}
* [[Мюонный катализ]]
* [[Холодный ядерный синтез]]
* [[Сонолюминесценция]]
* [[Ультразвуковой термояд]]
* [[Нуклеосинтез]]
* [[Ядерная реакция|Ядерные реакции]]
* [[Термоядерный ракетный двигатель]]
* [[Адронный коллайдер]]
* [[H-мода]]
{{кол|конец}}

== Примечания ==
{{примечания|refs=
<ref name="Community of physicists part I">{{Книга:Научное сообщество физиков|страницы=23}}</ref>|2}}

== Литература ==
* {{cite web
 |last        = [[Велихов, Евгений Павлович (физик)|Е.П. Велихов]]
 |coauthors   = С.В. Мирнов
 |url         = http://phns.mpei.ac.ru/articles/iter.pdf
 |title       = Управляемый термоядерный синтез выходит на финишную прямую
 |format      = [[PDF]]
 |work        = Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Российский научный центр «Курчатовский институт».
 |publisher   = ac.ru
 |accessdate  = 2007-08-08
 |description = Популярное изложение проблемы.
 |archiveurl  = https://web.archive.org/web/20070104193251/http://phns.mpei.ac.ru/articles/iter.pdf
 |archivedate = 2007-01-04
 |deadlink    = yes
}}
* {{книга | автор = [[Арцимович, Лев Андреевич|Арцимович Л. А.]] | заглавие = Управляемые термоядерные реакции | место = М. | издательство = Физматлит | год = 1961 | страниц = 467 | isbn = | ref = Арцимович}}
* ''Лукьянов С. Ю.'' «Горячая плазма и управляемый ядерный синтез» «Наука», Москва 1975
* ''Хеглер М., Кристиансен М.'' Введение в управляемый термоядерный синтез. — {{М.}}, [[Мир (издательство)|Мир]], 1980. — 230 c.

== Ссылки ==
{{Навигация}}
* [https://web.archive.org/web/20120518044336/http://www.h-tech-news.ru/nauka/grandiozniy-eksperiment-po-termoyadernomu-sintezu-provedut-v-ssha Грандиозный эксперимент по термоядерному синтезу проведут в США] — Статья про NIF // h-tech-news.ru, 31.03.2009 /вебархив/
* ''К. Ллуэллин-Смит.'' [http://elementy.ru/lib/430807 На пути к термоядерной энергетике] — материалы лекции, прочитанной 17 мая 2009 года в [[ФИАН]]е // elementy.ru
* ''Семенов И.'' [http://elementy.ru/video?pubid=431187 Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание?] — научно-популярная лекция, прочитанная в 2008 году в [[ФИАН]]е // elementy.ru
* [https://www.popmech.ru/technologies/384372-vsya-moshch-termoyadernogo-topliva-revolyuciya-v-energetike-uzhe-na-poroge/ Европейские и американские ученые совместно разработали новый тип термоядерного топлива, на порядок превосходящего все существующие аналоги по энергетической эффективности] // [[Популярная механика]], 29 августа 2017

{{Ядерная технология}}
{{Энергетика}}
{{Экспериментальные установки термоядерного синтеза}}

[[Категория:Управляемый термоядерный синтез| ]]
[[Категория:Нерешённые проблемы современной физики]]
[[Категория:Альтернативная энергетика]]