Документ описывает принципы работы термоядерного реактора, где энергия получается посредством термоядерного синтеза из изотопов водорода. Обсуждаются трудности создания управляемого термоядерного синтеза на Земле, и предлагаются два главных метода удержания плазмы: магнитное и инерционное. Также рассматривается получение дейтерия и трития, их производство, потребности и стоимость, связанная с использованием трития в термоядерной энергетике.

1. ТЕРМОЯДЕРНЫЙ
РЕАКТОР

2. Как оно работает?
Термоядерный реактор – установка, где энергия получается за счёт самоподдерживающегося управляемого
термоядерного синтеза. В земных условиях наиболее подходящими для такой установки являются следующие реакции
синтеза, осуществляемые изотопами водорода, дейтерием – 2Н и тритием – 3Н, (в скобках приведена освобождающаяся
энергия):
2Н + 2Н → 3Н + 1Н (4.03 МэВ),
2Н + 2Н → 3Не + n (3.27 МэВ),
2Н + 3Н → 4Не + n (17.59 МэВ).
Видно, что выход энергии на единицу массы ядерного вещества в реакциях синтеза может быть в несколько раз больше,
чем в реакциях деления. Более того, дейтерий, с которого начинается цепочка реакций синтеза, является практически
неисчерпаемым источником дешёвого термоядерного горючего (1 г дейтерия содержится в 60 литрах воды).
Однако реализовать управляемый термоядерный синтез в земных условиях очень сложно и до сих пор это не удалось.
Для этого надо создать установку, в которой нагретое до огромных температур (≈108 К), и поэтому представляющее собой
высокотемпературную плазму, ядерное топливо необходимо достаточно долго удерживать в состоянии с высокой
плотностью (как это имеет место внутри Солнца и других звёзд, которые представляют собой естественные термоядерные
реакторы). Любой материал испарится при столь высоких температурах и, поэтому, не может быть использован, чтобы
удержать высокотемпературную плазму в замкнутом объёме (в звёздах высокотемпературная плазма удерживается
мощными гравитационным силами).

3. Есть два способа удержания горячей плазмы, которые
считаются наиболее перспективными. Это магнитное удержание
и, так называемое, инерционное удержание. Магнитное
удержание использует магнитное поле для того, чтобы не дать
горячей плазме выйти из замкнутого контролируемого объёма.
В существующих системах магнитного удержания (токамаках)
область, внутри которой удерживается горячая плазма, имеет
форму тороида (правильного бублика).
В инерционном удержании маленький (≈1 мм) дейтерий-
тритиевый шарик подвергают одновременному “удару” с
нескольких направлений очень интенсивными лазерными или
электронными (ионными) пучками. Огромное количество
энергии, которое при таком ударе передаётся шарику, мгновенно
сжимает, нагревает и ионизует его, превращая в кусочек
плотной нагретой до 108 К плазмы. Нагрев должен быть
сверхбыстрым (10-9 сек), чтобы испаряющееся вещество шарика
не успело выйти из контролируемого объёма до “зажигания”
термоядерной реакции. Таким образом, в этом методе
используется инерционность вещества.
Создание эффективного термоядерного реактора оказалось
намного более сложной проблемой, чем создание реактора,
использующего деление ядер. Однако, возможно, она будет
решена в первой половине 21-го века.

4. Дейтерий
Получение
Мировое производство дейтерия — десятки тысяч тонн в год. Крупнейшими производителями тяжёлой воды
в мире являются Индия, Китай и Иран. В промышленности для получения тяжелой воды (обогащения воды
дейтерием) в своей основе служат процессы ионного обмена, в особенности Girdler Sulfide process,
использующий изотопный обмен между водой и сероводородом. Также используется
многоступенчатый электролиз воды, ректификация воды, аммиака, жидкого водорода и т. д. При электролизе
100 л воды выделяется 7,5 мл 60-процентного D2O.
Содержание дейтерия в природной воде в 1,03 раза больше, чем в паре (это коэффициент разделения для
данной смеси). Поэтому если после кипячения не всю воду выливать, а подливать к остатку природной воды
и снова кипятить, то в воде чайника постепенно будет происходить накопление тяжелой воды. Однако очень
медленное, поэтому даже при большом количестве повторений этого процесса содержание тяжелой воды не
станет опасным для здоровья, вопреки предположению В. В. Похлебкина в книге «Чай. Его типы, свойства,
употребление», вышедшей в 1968 году.

5. Тритий
Получение
По данным отчета Institute for Energy and Environmental Research (англ.)русск. 1996 года, в США с 1955 года было
произведено около 225 кг трития. В конце XX — начале XXI века наработка ведется на Watts Bar-1 путём
облучения TPBAR (англ. tritium-producing burnable absorber rods), планируется также использование АЭС Секвойя.
Переработку и выделение трития проводят на Tritium Extraction Facility, Саванна-Ривер.
В СССР и России тритий производился на реакторах АИ, АВ-3, ОК-180, ОК-190, РУСЛАН, Л-2; изотоп выделяется на
заводе РТ-1 (ПО «Маяк»).
Значительные количества трития (до 2,5—3,5 кг) для гражданских применений производит Канада на 21
тяжеловодном реакторе. Выделение изотопа — компания «Онтарио Хайдро», Дарлингтон.
Мировая коммерческая потребность в тритии на 1995 год составляет ежегодно около 400 г, и ещё порядка 2 кг
требовалось для поддержания ядерного арсенала США(7 кг для всех мировых военных потребителей). Около 4 кг
трития в год образуется на АЭС, но не извлекается.
Большие количества трития потребуются для термоядерной энергетики: например, для запуска ITER потребуется как
минимум около 3 кг трития, для запуска DEMO понадобится 4—10 кг. Гипотетический тритиевый реактор потреблял
бы 56 кг трития на производство 1 ГВт·года электроэнергии, тогда как всемирные запасы трития на 2003 год
составляли всего 18 кг.
По словам Яна Беранека из организации «Гринпис», в 2010 году производство одного килограмма трития
обходилось в 30 млн долларов.