Якось керівника англійської термоядерної програми лауреата Нобелівської премії Джона Кокрофта запитали, коли термоядерний реактор дасть промисловий струм.
Кокрофт відповів: «Через 20 років». Це ж питання йому задали через 7 років. Відповідь була тим самим: «Через 20 років». Журналісти не забули пригадати Кокрофту його слова семирічної давності, але незворушний англієць відрізав: «Ви бачите, я не змінюю своєї точки зору».
Сьогодні все добре розуміють, що освоєння джерела енергії, на жаль, можуть скоро виснажитися. Найбільш забезпечені паливом атомні електростанції могли б, звичайно, ще не одну сотню років постачати людство електроенергією. Однак величезна кількість радіоактивних відходів- «довгожителів», які залишаються після їх роботи, і небезпека наслідків у разі аварії неабияк обмежують можливість загального переходу на атомну енергетику. А тому пошуки альтернативних джерел енергії йдуть особливо інтенсивно. Тривалі вже 50 років дослідження в області керованого термоядерного синтезу, судячи з усього, перейшли в стадію технічно реалізованих виробів. І тому в найближчі 50 років на Землі повинні з'явитися перші термоядерні електростанції, покликані вирішити проблему безпечного і практично невичерпного джерела енергії. Реакція злиття ядер називається термоядерної, тому що вона ініціюється за рахунок енергії теплового руху, що дозволяє атомним ядрам подолати силу кулонівського відштовхування і зблизитися настільки, що починають діяти сили ядерного тяжіння.
Тому для запуску термоядерної реакції треба просто нагріти необхідні компоненти і утримати їх разом, не давши розлетітися через величезного тиску і швидкості теплового руху. При 100 мільйонах градусів, необхідних для початку реакції, випарується будь-який матеріал, тому плазму в вакуумі утримують всередині реактора за допомогою магнітного поля дуже високої напруженості. При таких температурах електрони відриваються від ядер і речовина переходить в стан плазми. Поле не дає заряджених частинок вилітати за межі «плазмового шнура», зате утворюються під час реакції синтезу нейтрони магнітним полем не затримуються і передають свою енергію стінок установки, які охолоджуються, наприклад, рідким літієм. Добутий в парогенераторі пар можна направити на турбіну, як у звичайних електростанціях.
1954 рік - в Інституті атомної енергії був побудований перший токамак. Дана тороідальн камери з магнітної котушками стала прототипом сучасних керованих термоядерних реакторів.
2030-2035 роки - планується закінчити будівництво першого демонстраційного термоядерного реактора, здатного виробляти електроенергію.
Паливний цикл розроблюваних термоядерних реакторів в точності повторює послідовність ядерних реакцій, що відбуваються при вибуху водневої бомби. Вибуховою речовиною термоядерної бомби є дейтерид літію-6 - з'єднання важкого ізотопу водню (дейтерію) і ізотопу літію з масовим числом 6. Дейтерид літію-6 - тверда речовина, і це дозволяє зберігати «сконцентрований» дейтерій при плюсових температурах. Другий компонент з'єднання, літій-6, - це сировина для отримання самого дефіцитного ізотопу водню - тритію. При опроміненні його нейтронами він розпадається на необхідний для термоядерної реакції тритій і невикористаний гелій. У термоядерної бомби нейтрони, необхідні для термоядерної реакції, «забезпечує» вибух атомного «капсуля», і той же вибух створює умови, необхідні для початку реакції термоядерного синтезу, - температуру до 100 мільйонів градусів і тиск в мільйони атмосфер.
Таким чином, термоядерний реактор буде спалювати дейтерій і літій, а в результаті реакцій буде утворюватися інертний газ гелій.
Для роботи необхідно дуже невелика кількість літію і дейтерію. Наприклад, реактор з електричною потужністю 1 ГВт спалює близько 100 кг дейтерію і 300 кг літію в рік. Якщо припустити, що всі термоядерні електростанції будуть виробляти 10 трлн. кВт • год електроенергії на рік, тобто стільки ж, скільки сьогодні виробляють все електростанції землі, то споживання дейтерію і літію складуть всього 1 500 і 4 500 тонн в рік. При такому витраті міститься у воді дейтерію (0,015%) вистачить на те, щоб постачати людство енергією протягом багатьох мільйонів років. Але оскільки для виробництва тритію необхідний літій, енергетичні ресурси такого типу реакторів обмежені запасами літію. Розвідані рудні запаси літію становлять 10 млн. Тонн, і цих запасів повинно вистачити на багато сотень років. Крім того, літій міститься в морській воді в концентрації менше 0,0000002% і кількості, що перевищує в тисячі разів розвідані запаси.
У природній суміші ізотопів на частку літію-6 доводиться тільки 7,5%, тому дбайливі господарі вже сьогодні відокремлюють його від основного ізотопу літій-7 і складують в якості стратегічних запасів. Правда, тритій можна отримувати і з літію-7, але даний спосіб поки не планується до промислового застосування. У світлі майбутнього енергетичної кризи особливо актуальні і зрозумілі вимоги виробників акумуляторів не викидати відслужили свій вік батареї на звалище, а здавати для повторного використання знаходяться в них цінних і рідкісних металів. Хоча можливо, що саме міські звалища і будуть тими самими родовищами корисних копалин, які доведеться «розробляти» нашим нащадкам.
Крім злиття тритію і дейтерію можливий чисто сонячний термоотрута, коли з'єднуються два атома дейтерію. У разі освоєння даної реакції енергетичні проблеми будуть вирішені відразу і назавжди. Однак здійснити злиття двох ядер дейтерію - справа дуже непроста. У будь-якому з відомих варіантів керованого термоядерного синтезу термоядерні реакції не можуть увійти в режим неконтрольованого наростання потужності без подальшого зриву плазми і припинення реакцій. Таким чином, термоядерним реакторів властива внутрішня безпека.
Початкове паливо, спожите термоядерним реактором (дейтерій і літій), як і кінцевий продукт реакцій (гелій), не радіоактивні. Радіоактивними є проміжні продукти реакцій. У реакторі, що використовує реакцію злиття дейтерію і тритію, існують два принципових джерела радіоактивності. Перший - тритій, який бере участь в паливному циклі реактора. Тритій радіоактивний і перетворюється в гелій-3 з випусканням бета-випромінювання з періодом напіврозпаду 12,3 року. Друге джерело радіоактивності - це активація нейтронами конструкційних матеріалів внутрішньої стінки і теплоносія. В результаті опромінення нейтронами в них можуть утворюватися і накопичуватися радіоактивні продукти ядерних реакцій.
Фахівці стверджують, що термоядерна електростанція з тепловою потужністю 1 ГВт в плані радіаційної небезпеки еквівалентна уранового реактора поділу потужністю 1 КВт (типовий університетський дослідний реактор). І ця обставина багато в чому є вирішальним чинником, що викликає пильну увагу урядів багатьох країн до термоядерної енергетиці. Майже повна відсутність радіоактивних відходів і мінімальність радіоактивної небезпеки навіть у разі катастрофічного руйнування термоядерного реактора в поєднанні з величезними запасами палива для таких електростанцій робить термоядерну енергетику вкрай перспективною в плані подолання майбутнього енергетичної кризи.
ТОКАМАК - це один з варіантів пристрою, здатного формувати довгоживучу гарячу плазму високої щільності. При досягненні певних параметрів плазми в ній починається термоядерна реакція синтезу ядер гелію з вихідної сировини - ізотопів водню (дейтерію і тритію). При цьому в токамак-реакторі має вироблятися істотно більше енергії, ніж витрачається на формування плазми.
Вперше схема магнітного термоядерного реактора була запропонована в 1950 році Андрієм Дмитровичем Сахаровим і Ігорем Євгеновичем Таммом. Токамак являє по суті порожній бублик (тор), на який намотаний провідник, який утворює магнітне поле. Основне магнітне поле в камері-пастці, що містить гарячу плазму, створюється тороїдальними магнітними котушками. Істотну роль в утриманні плазми грає плазмовий струм, який протікає вздовж кругового плазмового шнура і створює полоідальним магнітне поле. Струм в плазмі підтримується вихровим електричним полем, створюваним первинної обмоткою індуктора. При цьому плазмовий виток грає роль вторинної обмотки.