Керований термоядерний синтез — галузь фізики плазми, ядерної фізики та енергетики, метою якої є отримання корисної енергії шляхом контрольованого злиття легких атомних ядер у плазмі. На відміну від термоядерних реакцій у зорях, де утримання плазми забезпечується гравітацією, земні установки повинні штучно створювати надзвичайно високі температури та забезпечувати достатню густину і тривалість утримання плазми. Найбільш опрацьованим паливним циклом є реакція дейтерію з тритієм, яка утворює ядро гелію-4, нейтрон і 17,6 МеВ енергії. Основними підходами є магнітне утримання плазми, інерційний термоядерний синтез, а також низка альтернативних і гібридних концепцій.

Станом на 2026 рік керований синтез уже продемонстрував низку важливих наукових результатів, зокрема термоядерне запалювання в установці NIF та рекордні енергетичні імпульси в магнітних установках. Водночас жодна установка ще не є комерційною термоядерною електростанцією, яка стабільно виробляє електроенергію для мережі. Між лабораторним отриманням термоядерної енергії та промисловою енергетикою залишається комплекс фундаментальних, матеріалознавчих, інженерних, паливних та економічних проблем.

Фізична основа

Термоядерний синтез є ядерною реакцією, під час якої два легкі атомні ядра зближуються настільки, що ядерна сильна взаємодія починає переважати електростатичне відштовхування між позитивно зарядженими ядрами. У результаті утворюється важче ядро, а різниця між сумою початкових і кінцевих мас перетворюється на енергію.

Загальний зв’язок між дефектом маси та енергією визначається співвідношенням:

E = Δm c^2

де E — виділена енергія, Δm — зменшення маси системи, c — швидкість світла.

Саме велике значення c^2 робить навіть дуже малу втрату маси джерелом значної кількості енергії.

Термоядерний синтез відбувається природним шляхом у надрах Сонця та інших зір. На Сонці основним механізмом є протон-протонний цикл. Для земних енергетичних установок цей цикл практично непридатний через дуже малу швидкість реакції за доступних умов. Тому сучасні експерименти переважно використовують важкі ізотопи водню — дейтерій і тритій.

Реакція дейтерій — тритій

Найважливішою реакцією для першого покоління термоядерних енергетичних установок вважається:

D + T -> He-4 + n + 17,6 MeV

або в позначеннях ядер:

²H + ³H -> ⁴He + n + 17,6 MeV

Дейтерій — стабільний ізотоп водню, що природно присутній у воді. Тритій — радіоактивний ізотоп водню з періодом напіврозпаду близько 12,3 року.

Енергія реакції розподіляється приблизно так:

E_alpha = 3,5 MeV

E_neutron = 14,1 MeV

Тобто приблизно 20% енергії отримує альфа-частинка, а близько 80% — швидкий нейтрон.

Альфа-частинка має електричний заряд і тому може залишатися в магнітно утримуваній плазмі, передаючи їй свою енергію. Нейтрон електричного заряду не має, тому магнітним полем не утримується і вилітає до навколишніх конструкцій. У майбутньому термоядерному реакторі енергія нейтронів повинна поглинатися спеціальним бланкетом, перетворюватися на тепло та використовуватися для виробництва електроенергії.

Чому потрібна надзвичайно висока температура

Позитивно заряджені ядра відштовхуються кулонівською силою. Для зближення ядер необхідно надати їм достатньо великої кінетичної енергії.

Температура плазми пов’язана із середньою енергією частинок приблизно співвідношенням:

E_thermal ~ k_B T

де k_B — стала Больцмана, T — абсолютна температура.

Для D-T синтезу в земних установках потрібні температури порядку сотень мільйонів градусів. ITER, наприклад, розрахований на температуру плазми приблизно 150 млн °C.

За таких температур речовина перебуває у стані плазми: електрони відокремлені від атомних ядер, а система складається переважно з іонів та електронів.

Температура плазми в термоядерному експерименті не означає, що вся конструкція реактора має таку температуру. Навпаки, основною інженерною проблемою є ізоляція надзвичайно гарячої плазми від матеріальних поверхонь.

Три основні умови термоядерного синтезу

Для отримання значної кількості термоядерної енергії необхідно одночасно забезпечити:

  • достатньо високу температуру;
  • достатню густину плазми;
  • достатній час утримання енергії.

Ці три параметри визначають можливість подолання втрат енергії плазми та отримання позитивного енергетичного балансу. ITER характеризує ці умови як фундаментальні вимоги для лабораторного синтезу.

В узагальненому вигляді критерій Лоусона можна записати:

n T τ_E >= constant

де n — густина плазми, T — температура, τ_E — час енергетичного утримання.

Для D-T плазми часто використовують також потрійний добуток:

n T τ_E

або форму з температурою в енергетичних одиницях:

n τ_E T

Чим вища густина, температура та час утримання, тим ближчою система є до умов самопідтримуваного горіння плазми.

Коефіцієнт підсилення Q

Одним із центральних показників термоядерного експерименту є коефіцієнт підсилення:

Q = P_fusion / P_heating

де P_fusion — потужність термоядерних реакцій, а P_heating — потужність зовнішнього нагрівання плазми.

Якщо:

Q = 1

це означає, що потужність термоядерних реакцій дорівнює потужності зовнішнього нагрівання плазми.

Для ITER поставлено значно вищу мету:

Q = 10

тобто приблизно 500 МВт термоядерної потужності при 50 МВт зовнішньої потужності нагрівання плазми. ITER при цьому не є електростанцією: його завдання полягає у демонстрації фізики та технології термоядерного горіння, а не у виробництві електроенергії для мережі.

Важливо розрізняти Q плазми та повний електричний баланс установки. Якщо реактор виробляє 500 МВт термоядерної потужності, це ще не означає, що він видає 500 МВт електроенергії. Значна частина тепла та електроенергії витрачається на магніти, кріогеніку, вакуум, нагрівання плазми, паливний цикл, насоси, охолодження та інші системи.

Для комерційної електростанції необхідний позитивний баланс на рівні всієї установки, а не лише плазми.

Магнітне утримання

Магнітне утримання є основним напрямом сучасних досліджень керованого синтезу. Його принцип полягає в тому, що заряджені частинки плазми рухаються вздовж магнітних силових ліній та здійснюють гірорух навколо них.

Гірочастота приблизно визначається:

ω_c = |q|B / m

де q — заряд частинки, B — магнітна індукція, m — маса частинки.

Сила Лоренца:

F = q (E + v × B)

де E — електричне поле, v — швидкість частинки, B — магнітне поле.

Магнітне поле не може просто «заморозити» плазму. Реальна система утримання повинна контролювати дрейфи частинок, турбулентність, нестійкості, транспорт енергії та взаємодію плазми зі стінкою.

Основними конфігураціями магнітного утримання є токамак і стеларатор. Також досліджувалися сферичні токамаки, дзеркальні системи, reversed-field pinch, field-reversed configuration, сферомаки та інші конфігурації. IAEA зазначає, що токамак залишається домінуючою концепцією магнітного синтезу, хоча альтернативні конфігурації продовжують досліджуватися.

Токамак

Токамак — тороїдальна установка, у якій плазма утримується комбінацією тороїдального та полоїдального магнітних полів.

Основними компонентами є:

  • вакуумна камера;
  • тороїдальні магніти;
  • центральний соленоїд;
  • полоїдальні магніти;
  • система нагрівання;
  • дивертор;
  • перша стінка;
  • бланкет;
  • вакуумна та паливна системи;
  • діагностичні системи;
  • системи керування та захисту.

Токамак був розроблений у Радянському Союзі в 1950-х роках. Концепція пов’язана з роботами Ігоря Тамма та Андрія Сахарова. Перші експериментальні токамаки були створені в СРСР, після чого концепція стала основною конфігурацією світової програми магнітного синтезу.

Стеларатор

Стеларатор також використовує магнітне утримання, але на відміну від класичного токамака не потребує великого плазмового струму для формування всього необхідного закручування магнітних силових ліній.

Складна тривимірна геометрія магнітного поля створюється зовнішніми котушками.

Перевагою є потенційна можливість стаціонарної роботи без необхідності підтримувати великий індукційний плазмовий струм. Недоліками є складність геометрії магнітів, виготовлення та оптимізації системи.

Однією з найважливіших сучасних стелараторних установок є Wendelstein 7-X у Німеччині.

Інерційний термоядерний синтез

Інерційний термоядерний синтез є принципово іншим підходом. Замість тривалого магнітного утримання маленька паливна мішень стискається надзвичайно швидко.

Типова мішень містить дейтерій і тритій. Потужний лазерний або інший імпульсний драйвер створює симетричну компресію капсули. Внаслідок імплозії паливо стискається до дуже високих густин і температур на надзвичайно короткий час.

Найвідомішою установкою цього типу є National Ignition Facility (NIF) у США.

5 грудня 2022 року NIF уперше продемонструвала лабораторне термоядерне запалювання з виходом 3,15 МДж при 2,05 МДж лазерної енергії, доставленої на мішень. У наступних експериментах результат було перевищено. 7 квітня 2025 року NIF отримала 8,6 МДж термоядерної енергії при 2,08 МДж лазерної енергії на мішені; коефіцієнт підсилення на рівні мішені становив 4,13.

Що означає «запалювання»

Термоядерне запалювання — режим, у якому альфа-частинки, що виникають під час реакції D-T, передають плазмі достатньо енергії, щоб реакція значною мірою підтримувала сама себе.

Це не тотожне отриманню позитивного енергетичного балансу всієї електростанції.

У випадку NIF коефіцієнт понад одиницю визначається відношенням термоядерного виходу до енергії лазерного імпульсу, що була доставлена на мішень. Загальна електрична енергія, необхідна для роботи лазерної установки, значно більша. Тому результати NIF є насамперед фундаментальним і фізичним проривом, а не демонстрацією комерційної термоядерної електростанції.

Лазерний термоядерний синтез

У NIF використовується непряме лазерне запалювання.

192 лазерні промені спрямовуються на невеликий циліндр, який називається hohlraum. Він перетворює лазерне випромінювання на інтенсивне рентгенівське випромінювання. Рентгенівські промені стискають паливну капсулу.

Схематично процес можна подати так:

лазерна енергія -> hohlraum -> рентгенівське випромінювання -> імплозія капсули -> стискання D-T -> термоядерна реакція.

Надзвичайна складність полягає в необхідності забезпечити дуже високу симетрію імплозії. Навіть невеликі дефекти капсули, нестабільності або асиметрії можуть знизити ефективність стискання.

Пряме лазерне запалювання

В альтернативній схемі лазерні промені безпосередньо опромінюють паливну капсулу.

Перевагою може бути потенційно ефективніше використання лазерної енергії, оскільки відсутній проміжний етап перетворення лазерного випромінювання в рентгенівське.

Недоліком є дуже жорсткі вимоги до симетрії прямого опромінення.

Магнітно-інерційний синтез

Магнітно-інерційні концепції поєднують елементи магнітного та інерційного утримання.

У таких системах плазма може попередньо створюватися та частково утримуватися магнітним полем, після чого стискатися механічним, електромагнітним, плазмовим або іншим драйвером.

Цей напрям охоплює різноманітні концепції, зокрема системи зі стисненням плазми, Z-пінч та деякі приватні проєкти.

Z-пінч

У Z-пінчі через плазму пропускається дуже великий електричний струм. Власне магнітне поле струму створює силу, спрямовану до осі плазмового стовпа.

Для циліндричного струму:

B(r) = μ0 I / (2πr)

де B — магнітна індукція, μ0 — магнітна стала, I — струм, r — відстань від осі.

Магнітний тиск можна приблизно оцінити як:

p_mag = B^2 / (2μ0)

За достатньо великого струму цей тиск може стискати плазму.

Основною проблемою класичного Z-пінчу є магнітогідродинамічні нестійкості, зокрема sausage- та kink-нестійкості. Тому сучасні варіанти використовують складніші геометрії та методи стабілізації.

Імпульсні силові системи

Керований синтез тісно пов’язаний з імпульсною енергетикою.

Для створення короткочасних імпульсів надзвичайно високої потужності використовуються:

  • конденсаторні банки;
  • Marx-генератори;
  • pulse-forming lines;
  • linear transformer drivers;
  • імпульсні трансформатори;
  • магнітні системи накопичення енергії;
  • лазерні драйвери;
  • плазмові перемикачі.

Енергія конденсатора:

E = 1/2 C V^2

де C — ємність, V — напруга.

Потужність імпульсу:

P = E / Δt

де Δt — тривалість імпульсу.

Саме можливість накопичити велику енергію та вивільнити її за дуже короткий час робить імпульсну техніку фундаментально важливою для інерційного та Z-пінч синтезу.

Енергетичний баланс плазми

У найпростішому вигляді баланс енергії плазми можна записати:

dW/dt = P_heat + P_alpha – P_loss

де W — енергія плазми, P_heat — зовнішнє нагрівання, P_alpha — нагрівання альфа-частинками, P_loss — сумарні втрати.

Для стаціонарного режиму:

P_heat + P_alpha = P_loss

У режимі горіння значна частина P_loss компенсується P_alpha, а потреба у зовнішньому нагріванні зменшується.

Нагрівання плазми

Для досягнення термоядерної температури використовують кілька методів.

Омічне нагрівання виникає через протікання електричного струму плазмою. Потужність приблизно визначається:

P_ohmic = I^2 R

Однак зі зростанням температури плазми її електричний опір зменшується, тому омічний нагрів стає недостатнім для досягнення найвищих температур.

Тому використовують додаткові системи:

  • нейтральну інжекцію атомів;
  • іон-циклотронний резонансний нагрів;
  • електрон-циклотронний резонансний нагрів;
  • нижньогібридний нагрів;
  • інші методи радіочастотного нагрівання.

Дивертор

Дивертор є одним із найскладніших компонентів токамака.

Він призначений для:

  • відведення тепла з периферійної плазми;
  • видалення гелію та домішок;
  • контролю взаємодії плазми зі стінкою;
  • зменшення потоку частинок до основної першої стінки.

Потоки тепла на дивертор можуть бути надзвичайно високими. Матеріал повинен одночасно витримувати високу температуру, нейтронне опромінення, ерозію, термічні цикли та механічні навантаження.

Тому в сучасних установках велика увага приділяється вольфраму та іншим матеріалам, здатним працювати в екстремальних умовах.

Перша стінка

Перша стінка — поверхня, безпосередньо звернена до плазми.

Її функції включають:

  • механічне утримання внутрішніх компонентів;
  • відведення тепла;
  • взаємодію з плазмовими частинками;
  • частковий захист від нейтронів;
  • підтримку вакууму.

У ITER спочатку планувалося застосування берилію, але в Baseline 2024 було прийнято рішення використовувати вольфрам як матеріал першої стінки, що краще відповідає вимогам майбутніх енергетичних машин.

Бланкет

Бланкет — внутрішня конструкція майбутнього термоядерного реактора, розташована навколо плазми.

Він має виконувати декілька функцій:

  • поглинати енергію нейтронів;
  • перетворювати її на тепло;
  • захищати вакуумну камеру та магніти;
  • забезпечувати виробництво тритію;
  • передавати тепло системі охолодження.

Для D-T реакторів бланкет повинен містити літійвмісний матеріал.

Основна реакція відтворення тритію:

n + ⁶Li -> ⁴He + T + 4,78 MeV

Також можлива реакція:

n + ⁷Li -> ⁴He + T + n – 2,47 MeV

Отже, нейтрони, що виникають у D-T реакції, можуть використовуватися для відтворення нового тритію з літію.

Тритієвий паливний цикл

Тритій є одним із найбільших технологічних викликів термоядерної енергетики.

Його природні запаси надзвичайно малі, а масштабна термоядерна енергетика не може просто покладатися на наявні запаси тритію.

Тому майбутній D-T реактор повинен відтворювати тритій безпосередньо у власному бланкеті.

Важливим показником є коефіцієнт відтворення тритію:

TBR = T_produced / T_consumed

Для самодостатньої електростанції необхідно мати TBR > 1 з урахуванням усіх втрат, розпаду, переробки та технологічних резервів.

У реальній системі потрібно враховувати не лише фізичне утворення тритію, а й його вилучення з бланкета, очищення, зберігання, транспортування та повторне введення в плазму.

IAEA зазначає, що великі D-T установки потребуватимуть значних кількостей тритію. За оцінками, для DEMO-масштабної установки споживання може становити близько 100 кг тритію на повний рік роботи на номінальній потужності, що значно перевищує сучасний глобальний цивільний запас.

Дейтерій

Дейтерій є стабільним ізотопом водню.

Його природна концентрація у воді становить приблизно 0,0156% атомів водню, хоча конкретне співвідношення залежить від джерела.

Через величезну кількість води на Землі потенційний ресурс дейтерію є дуже великим.

Теоретично енергетична щільність D-T палива надзвичайно висока порівняно з хімічним паливом.

Альтернативні термоядерні реакції

Окрім D-T, досліджуються:

D + D -> T + p

D + D -> He-3 + n

D + He-3 -> He-4 + p

p + B-11 -> 3He-4

Останню реакцію часто називають протон-борним або p-B11 синтезом.

Її потенційна перевага полягає у значно меншому потоці нейтронів порівняно з D-T реакцією. Проте для її здійснення потрібні набагато вищі температури, а ефективність реакції за реальних плазмових умов є значно складнішою.

Тому D-T залишається головним кандидатом для першого покоління термоядерних електростанцій.

Нейтронне навантаження

14,1-МеВ нейтрони D-T реакції є одним із найбільших інженерних викликів.

Нейтрони:

  • проникають глибоко в конструкційні матеріали;
  • зміщують атоми з кристалічних ґраток;
  • викликають трансмутацію;
  • утворюють гелій та водень у матеріалах;
  • сприяють крихкості та набуханню;
  • активують конструкційні матеріали;
  • створюють високі теплові навантаження.

Тому матеріали майбутніх реакторів повинні витримувати значні нейтронні дози протягом багатьох років.

Для дослідження таких матеріалів створюється IFMIF-DONES — спеціалізоване джерело нейтронів, призначене для моделювання умов, близьких до тих, які матеріали зазнаватимуть у термоядерних реакторах.

Матеріали термоядерних реакторів

До матеріалів майбутніх реакторів висуваються одночасно вимоги щодо:

  • високої температурної стійкості;
  • низької активації;
  • стійкості до нейтронного опромінення;
  • стійкості до ерозії;
  • механічної міцності;
  • теплопровідності;
  • сумісності з тритієм;
  • технологічності виготовлення;
  • можливості дистанційного ремонту.

Перспективними конструкційними матеріалами є так звані reduced-activation ferritic/martensitic steels.

Однією з проблем є те, що матеріал, який добре працює в лабораторному токамаку, не обов’язково буде придатним для багаторічної роботи енергетичного реактора.

Плазмові нестійкості

Плазма є нелінійною складною системою.

Вона може розвивати:

  • магнітогідродинамічні нестійкості;
  • турбулентність;
  • edge-localized modes;
  • disruptions;
  • runaway electrons;
  • transport barriers;
  • інші типи нестійкостей.

Disruption — раптове порушення утримання плазми в токамаці.

Під час disruption частина енергії плазми швидко передається конструкціям, а великі електромагнітні сили можуть виникати у провідниках і магнітах.

Тому майбутні реактори потребують систем виявлення та придушення таких явищ.

Керування плазмою

Сучасний термоядерний реактор є фактично кіберфізичною системою, в якій десятки параметрів повинні контролюватися одночасно.

Серед них:

  • густина плазми;
  • температура електронів;
  • температура іонів;
  • профіль струму;
  • форма плазми;
  • положення плазми;
  • магнітні поля;
  • домішки;
  • потік нейтральних частинок;
  • стан дивертора;
  • теплові навантаження;
  • параметри нагрівання.

Для цього використовуються сотні або тисячі датчиків, системи реального часу, математичні моделі та алгоритми керування.

Надпровідні магніти

Великі токамаки використовують надпровідні магніти, щоб створювати сильні поля з мінімальними електричними втратами.

У ITER магнітна система має близько 10 000 тонн надпровідних магнітів та приблизно 51 ГДж запасеної магнітної енергії. Магніти охолоджуються до температури близько 4 K, тобто приблизно -269 °C. Використовуються надпровідники Nb3Sn та Nb-Ti.

Умовно магнітний тиск можна записати:

p_B = B^2 / (2μ0)

Тому збільшення магнітного поля має дуже великий вплив на можливий тиск плазми.

Параметр beta

Важливою характеристикою є відношення тиску плазми до магнітного тиску:

β = p_plasma / p_magnetic

або:

β = 2μ0 p_plasma / B^2

Чим більший beta, тим ефективніше використовується магнітне поле.

Проте збільшення тиску плазми може призводити до нестійкостей. Тому оптимізація beta є одним із фундаментальних завдань фізики магнітного синтезу.

ITER

ITER — найбільший міжнародний експериментальний проєкт у сфері магнітного термоядерного синтезу.

У ньому беруть участь Європейський Союз, Китай, Індія, Японія, Південна Корея, Росія та США.

ITER будується у Франції.

Основні параметри конструкції включають:

  • великий токамак;
  • радіус плазми приблизно 6,2 м;
  • об’єм плазми близько 840 м³;
  • температуру плазми порядку 150 млн °C;
  • заплановану термоядерну потужність 500 МВт;
  • цільовий Q = 10.

У 2024 році ITER перейшов на новий Baseline 2024. Він передбачає поступовий запуск із суттєвішим початковим етапом наукової експлуатації замість раннього символічного «First Plasma». За новим планом Start of Research Operation орієнтований на 2034 рік, повна магнітна енергія — приблизно на 2036 рік, D-D експлуатація — на 2035 рік, а початок D-T фази — приблизно на 2039 рік.

Станом на липень 2026 року ITER продовжує монтаж. У липні 2026 року було встановлено шостий із дев’яти секторних модулів вакуумної камери, тобто приблизно дві третини камери вже були встановлені.

JET

Joint European Torus, або JET, був одним із найважливіших токамаків в історії термоядерних досліджень.

JET використовувався для експериментів із D-T плазмою та був ключовою платформою для підготовки фізичних сценаріїв ITER.

У 2024 році було оголошено рекордний результат: 69 МДж термоядерної енергії за один контрольований імпульс. Експериментальна кампанія була проведена у 2023 році.

JET мав фундаментальне значення для вивчення плазмових сценаріїв, матеріалів, нагрівання, паливного циклу та поведінки D-T плазми.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X — великий стеларатор у Німеччині, створений для перевірки можливості тривалої роботи оптимізованої стелараторної конфігурації.

Його значення полягає не в безпосередньому виробництві електроенергії, а у перевірці фізики та інженерії альтернативної до токамака конфігурації.

Стеларатори потенційно мають важливу перевагу: вони можуть працювати у стаціонарному режимі без великого трансформаторного плазмового струму.

JT-60SA

JT-60SA — великий надпровідний токамак у Японії, створений у рамках співпраці Японії та Європи.

Він призначений для дослідження довготривалих режимів плазми та підготовки наукових і технологічних рішень для ITER та майбутніх реакторів.

Національна програма США

У США дослідження синтезу охоплюють як магнітне, так і інерційне утримання.

Важливе місце займає National Ignition Facility у Ліверморській національній лабораторії.

У 2024 році Міністерство енергетики США оприлюднило Fusion Energy Strategy, спрямовану на прискорення переходу від фундаментальних досліджень до пілотної термоядерної електростанції. Стратегія концентрується на ліквідації науково-технологічних прогалин, підготовці комерційного розгортання та розвитку державно-приватних партнерств.

Приватна термоядерна енергетика

У XXI столітті термоядерні дослідження дедалі активніше переходять від винятково державних програм до приватних компаній.

Серед приватних підходів є:

  • високотемпературні надпровідні токамаки;
  • стеларатори;
  • магнітно-інерційні системи;
  • field-reversed configuration;
  • Z-пінч;
  • beam-driven системи;
  • proton-boron концепції;
  • інші альтернативні конфігурації.

За даними Fusion Industry Association, за 12 місяців до липня 2025 року приватна термоядерна галузь залучила близько 2,64 млрд доларів, а сукупне фінансування 53 опитаних компаній досягло приблизно 9,77 млрд доларів.

У 2025–2026 роках активність приватного сектору продовжувала зростати, хоча різні компанії використовують принципово різні фізичні підходи.

Commonwealth Fusion Systems

Commonwealth Fusion Systems розробляє токамак SPARC на основі високотемпературних надпровідних магнітів.

Мета SPARC — продемонструвати режим із суттєвим термоядерним підсиленням, після чого компанія планує використати отримані технології для створення ARC — комерційної термоядерної електростанції.

Ключовою технологією є високотемпературна надпровідність, яка дозволяє створювати сильні магнітні поля у компактнішій установці.

Helion

Helion використовує нетрадиційний підхід на основі магнітного стискання плазми та прямого перетворення енергії.

У лютому 2026 року компанія повідомила, що її установка Polaris продемонструвала D-T синтез і температуру плазми 150 млн °C.

Polaris є сьомим прототипом Helion і розрахований на відпрацювання не лише термоядерної реакції, а й безпосереднього відновлення електроенергії з електромагнітної енергії плазми.

TAE Technologies

TAE Technologies розвиває field-reversed configuration та концепцію використання воднево-борного палива.

Компанія заявляє про орієнтацію на протон-борний синтез, який потенційно може зменшити нейтронне навантаження порівняно з D-T циклом.

Водночас p-B11 реакція потребує значно складніших плазмових умов, тому її комерційна реалізація залишається предметом активних досліджень.

Європейська програма DEMO

DEMO — запропонована демонстраційна термоядерна електростанція, яка має стати наступним великим кроком після ITER.

Її завдання відрізняється від ITER: DEMO повинна не просто демонструвати фізику плазми, а виробляти електроенергію.

Європейська концепція DEMO орієнтується приблизно на 300–500 МВт чистої електричної потужності для мережі.

Ключові завдання DEMO:

  • виробництво електроенергії;
  • замкнений паливний цикл;
  • відтворення тритію;
  • випробування бланкета;
  • відпрацювання матеріалів;
  • дистанційне обслуговування;
  • довготривала експлуатація;
  • перевірка ядерної безпеки.

Європейська дорожня карта

EUROfusion розглядає розвиток синтезу як послідовність етапів:

ITER -> технології -> DEMO -> комерційна термоядерна енергетика.

Паралельно розвиваються матеріали, бланкети, паливний цикл, дивертори, нейтронні джерела та інші технології.

Однією з центральних проблем залишається перехід від коротких експериментальних імпульсів до надійної енергетичної установки, здатної працювати значну частину часу.

Тепловий цикл термоядерної електростанції

У класичній концепції електростанції енергія D-T реакції перетворюється на тепло.

Схема має вигляд:

D + T -> He + n -> бланкет -> теплоносій -> пара/газ -> турбіна -> генератор -> електромережа.

Термоядерний реактор у цьому випадку не є «генератором електрики» безпосередньо. Він є джерелом високотемпературного тепла.

Коефіцієнт корисної дії теплового циклу визначається:

η = P_electric / P_thermal

У реальній електростанції необхідно також враховувати власні потреби:

P_net = P_gross – P_aux

де P_net — чиста електрична потужність, P_gross — валова потужність генерації, P_aux — споживання допоміжних систем.

Пряме перетворення енергії

Для деяких альтернативних термоядерних концепцій розглядається пряме перетворення кінетичної або електромагнітної енергії заряджених продуктів реакції в електричну енергію.

Це особливо цікаво для реакцій із великою часткою заряджених продуктів.

Потенційною перевагою є відмова від традиційного паротурбінного циклу або його часткове заміщення.

Однак пряме перетворення вимагає спеціальної конфігурації реактора і не є універсальним рішенням для D-T реакторів, де приблизно 80% енергії несуть нейтрони.

Безпека

Термоядерний реактор принципово відрізняється від реактора поділу.

У термоядерній плазмі немає ланцюгової реакції поділу, яка могла б самопідтримуватися після припинення зовнішніх умов.

Для підтримання D-T плазми потрібні одночасно надзвичайно специфічні умови температури, густини та утримання. Якщо вони порушуються, плазма швидко охолоджується і реакція припиняється.

IAEA підкреслює, що у термоядерних установках немає ланцюгової ядерної реакції поділу, а кількість палива, що одночасно циркулює в реакційній зоні, є дуже малою.

Це не означає повної відсутності радіаційних ризиків.

Основні джерела потенційної небезпеки:

  • тритій;
  • нейтронне опромінення;
  • активація конструкційних матеріалів;
  • радіоактивні продукти активації;
  • кріогенні системи;
  • великі магнітні енергії;
  • високі напруги та струми;
  • вакуумні системи;
  • хімічно активні теплоносії;
  • високі температури.

Радіоактивність

D-T синтез не утворює довгоживучих продуктів поділу, характерних для ядерних реакторів поділу.

Проте швидкі нейтрони активують матеріали реактора.

У результаті деякі конструкційні компоненти стають радіоактивними.

Тому твердження «термоядерний синтез взагалі не створює радіоактивних відходів» є неправильним.

Коректніше говорити, що характер і масштаб радіоактивних відходів принципово відрізняються від відходів ядерного поділу, а вибір низькоактиваційних матеріалів може істотно зменшити довготривалу радіологічну проблему. IAEA також окремо розглядає активацію конструкцій та тритієві ризики.

Тритій та радіаційна безпека

Тритій є бета-радіоактивним ізотопом водню.

Його період напіврозпаду:

T_1/2 ≈ 12,3 року

Основна небезпека тритію пов’язана не з проникною зовнішньою гамма-радіацією, а з можливістю потрапляння всередину організму.

Тому майбутні реактори повинні мати:

  • герметичні контури;
  • системи контролю тритію;
  • системи вилучення тритію;
  • очищення газів;
  • моніторинг атмосфери;
  • контроль поверхневого забруднення;
  • бар’єри утримання.

Радіаційне пошкодження матеріалів

Для D-T реактора нейтрони мають енергію приблизно 14,1 МеВ.

Вони можуть вибивати атоми з кристалічної ґратки.

Якщо енергія нейтрона перевищує енергію зміщення атома, виникає первинний knocked-on atom, який запускає каскад зіткнень.

Наслідками можуть бути:

  • вакансії;
  • міжвузлові атоми;
  • дислокації;
  • утворення пухирців;
  • накопичення гелію;
  • крихкість;
  • зміна теплопровідності;
  • зміна механічних властивостей.

Саме тому матеріалознавство є одним із центральних напрямів сучасної програми синтезу.

Теплові навантаження

Плазма може передавати енергію стінкам через:

  • електрони;
  • іони;
  • нейтральні частинки;
  • електромагнітне випромінювання;
  • нейтронний потік.

Особливо високі локальні навантаження припадають на дивертор.

Майбутня електростанція повинна одночасно забезпечувати високу потужність і достатню довговічність компонентів.

Економіка

Фізична можливість синтезу не гарантує його економічної конкурентоспроможності.

Комерційний реактор повинен забезпечувати:

  • високу доступність;
  • довгий ресурс компонентів;
  • прийнятну вартість будівництва;
  • низькі витрати на паливо;
  • ефективний тепловий цикл;
  • низьке власне споживання;
  • можливість швидкого ремонту;
  • надійний паливний цикл;
  • передбачувану собівартість електроенергії.

Великий термоядерний реактор може мати складні магніти, вакуумні системи, кріогеніку, дистанційні маніпулятори та радіаційно стійкі матеріали.

Тому кінцева ціна електроенергії залежатиме не лише від вартості палива.

Доступність і коефіцієнт використання потужності

Для електростанції важлива не тільки максимальна потужність, а й час, протягом якого установка реально працює.

Коефіцієнт використання встановленої потужності:

CF = E_year / (P_rated × 8760 h)

де E_year — вироблена за рік електроенергія, P_rated — номінальна потужність.

Якщо реактор має високу потужність, але більшу частину року перебуває в ремонті через пошкодження дивертора або бланкета, його економічні показники можуть бути незадовільними.

Дистанційне обслуговування

Через нейтронну активацію внутрішні компоненти термоядерної установки можуть стати недоступними для людини.

Тому передбачаються:

  • роботизовані маніпулятори;
  • дистанційна діагностика;
  • роботизована заміна компонентів;
  • спеціальні транспортні системи;
  • модульна конструкція реактора.

DEMO прямо розглядає дистанційне обслуговування як одну з ключових вимог майбутньої електростанції.

Основні технічні проблеми

Попри великий прогрес, до комерційного синтезу потрібно вирішити низку проблем.

Серед найважливіших:

  • стабільне утримання плазми;
  • контроль турбулентного транспорту;
  • боротьба з disruptions;
  • довготривала робота дивертора;
  • стійкість першої стінки;
  • нейтронна стійкість матеріалів;
  • відтворення тритію;
  • вилучення тритію з бланкета;
  • ефективне охолодження;
  • дистанційне обслуговування;
  • надійність надпровідних магнітів;
  • зменшення власного енергоспоживання;
  • економічна ефективність;
  • отримання достатньої доступності установки.

Чому синтез так складно реалізувати

Головна складність полягає не в тому, щоб один раз створити термоядерну реакцію.

Фізичні експерименти вже багаторазово це зробили.

Проблема полягає в одночасному виконанні багатьох умов:

плазма повинна бути гарячою;

плазма повинна бути достатньо щільною;

плазма повинна бути достатньо довго утримуваною;

втрати повинні бути контрольованими;

плазма не повинна руйнувати стінки;

матеріали повинні витримувати нейтрони;

тритій повинен відтворюватися;

тепло потрібно ефективно відводити;

електростанція повинна виробляти більше електроенергії, ніж споживає;

компоненти повинні мати достатній ресурс;

установка повинна бути економічно конкурентною.

Саме сукупність цих вимог робить перехід від експериментального пристрою до електростанції набагато складнішим, ніж демонстрація окремої термоядерної реакції.

Науковий і енергетичний gain

Важливо розрізняти кілька рівнів енергетичного балансу.

Перший рівень:

Q_plasma = P_fusion / P_external

Другий рівень:

Q_target = E_fusion / E_driver_to_target

Третій рівень — енергетичний баланс всієї установки:

Q_wall = P_fusion / P_electrical_input

І, нарешті, для електростанції:

Q_net = P_electric_net / P_electric_consumed

Ці величини не є взаємозамінними.

Саме тому досягнення Q > 1 на рівні мішені або плазми ще не означає отримання електроенергії з позитивним балансом на рівні всієї електростанції.

Наукові рекорди та їхнє значення

Сучасний прогрес у синтезі характеризується кількома різними типами рекордів.

Одні установки демонструють високу температуру.

Інші — довгий час утримання.

Треті — великий термоядерний вихід.

Четверті — високу густину плазми.

П’яті — стабільність плазми.

Шосте покоління результатів має бути пов’язане вже не лише з окремими параметрами, а з інтегрованою роботою системи.

Саме тому ITER, DEMO та пілотні установки мають принципово інше завдання порівняно з попередніми експериментальними машинами.

Сучасний стан станом на 2026 рік

На 2026 рік можна виділити кілька головних тенденцій.

По-перше, магнітний синтез залишається основним напрямом фундаментальної програми, а токамак — найрозвиненішою конфігурацією.

По-друге, стелараторна технологія продовжує розвиватися як потенційний шлях до стаціонарної роботи.

По-третє, інерційний синтез досяг принципового рубежу лабораторного запалювання, причому NIF продовжує перевищувати початковий результат 2022 року. У квітні 2025 року було отримано 8,6 МДж термоядерної енергії.

По-четверте, міжнародна програма ITER переходить від масштабного будівництва до все більшої кількості операцій монтажу, інтеграції та підготовки майбутнього запуску. У липні 2026 року було встановлено шостий сектор вакуумної камери.

По-п’яте, приватний сектор швидко збільшує інвестиції та кількість експериментальних програм.

Основні міжнародні програми

Сучасна глобальна екосистема синтезу включає:

  • ITER;
  • EUROfusion;
  • JET;
  • JT-60SA;
  • Wendelstein 7-X;
  • KSTAR;
  • EAST;
  • DIII-D;
  • NSTX-U;
  • NIF;
  • OMEGA;
  • SPARC;
  • ARC;
  • DEMO;
  • CFETR;
  • IFMIF-DONES;
  • численні приватні експериментальні установки.

Більше 200 токамаків у різні періоди брали участь у розвитку фізики магнітного утримання, що відображає масштаб міжнародної дослідницької програми.

Китай

Китай активно розвиває магнітний синтез і власну програму термоядерної енергетики.

Особливе місце займають установки EAST та інші китайські токамаки, а також довгострокова концепція CFETR — China Fusion Engineering Test Reactor.

Китайські програми охоплюють не лише фізику плазми, а й бланкети, матеріали, надпровідні магніти та паливний цикл.

Південна Корея

KSTAR використовується для дослідження високотемпературної плазми та довготривалих режимів роботи.

Його результати є частиною глобальної бази даних для майбутніх реакторів.

Японія

Японія бере участь в ITER, розвиває JT-60SA, матеріали, надпровідники, паливні системи та технології майбутньої термоядерної енергетики.

Індія

Індія є одним із членів ITER і розвиває власну програму плазмових досліджень, матеріалів та технологій, необхідних для майбутніх термоядерних установок.

Україна

Українські наукові установи історично та сучасно беруть участь у міжнародних дослідженнях плазми, термоядерної фізики та матеріалознавства. Україна також згадується серед країн, пов’язаних із європейською програмою EUROfusion.

Терміни «термоядерний реактор» і «термоядерна електростанція»

Термоядерний реактор — установка, в якій здійснюється контрольована термоядерна реакція.

Термоядерна електростанція — значно ширше поняття. Вона повинна містити:

  • термоядерне джерело енергії;
  • бланкет;
  • систему охолодження;
  • тепловий цикл;
  • турбіну або іншу систему перетворення енергії;
  • генератор;
  • електричне обладнання;
  • паливний цикл;
  • систему відведення тепла;
  • системи безпеки;
  • систему дистанційного обслуговування.

Тому експериментальний токамак не слід автоматично називати електростанцією.

Термоядерний синтез і ядерний поділ

Ядерний поділ:

важке ядро -> два легші ядра + нейтрони + енергія

Ядерний синтез:

два легкі ядра -> важче ядро + частинки + енергія

Поділ використовує ланцюгову реакцію нейтронів, тоді як синтез D-T не є ланцюговою реакцією поділу.

В обох випадках можуть виникати радіаційні та матеріалознавчі проблеми, але механізми їх виникнення різні.

Термоядерний синтез і відновлювані джерела

Синтез потенційно може забезпечувати стабільну генерацію електроенергії незалежно від сонячної радіації та швидкості вітру.

Його можна розглядати як потенційне джерело диспетчеризованої низьковуглецевої електроенергії.

Проте синтез не слід розглядати як автоматичну заміну відновлюваних джерел.

Енергетична система майбутнього може поєднувати:

  • сонячну енергетику;
  • вітрову енергетику;
  • гідроенергетику;
  • ядерний поділ;
  • накопичувачі;
  • мережі;
  • потенційно термоядерну енергетику.

Екологічний потенціал

D-T термоядерна електростанція під час самої реакції не спалює вугілля, нафту чи газ і не створює вуглекислий газ як продукт реакції.

Основним енергетичним продуктом є тепло.

Потенційні екологічні переваги включають:

  • низькі прямі викиди CO2;
  • відсутність ланцюгової реакції поділу;
  • високу енергетичну щільність палива;
  • потенційно невеликий обсяг довгоживучих відходів порівняно з поділом.

Водночас необхідно враховувати повний життєвий цикл, виробництво матеріалів, будівництво установки, активовані компоненти, тритій, теплообмін та використання ресурсів.

Чому комерційний синтез ще не реалізований

Головна причина полягає в тому, що лабораторна демонстрація реакції — лише одна частина задачі.

Комерційна електростанція повинна продемонструвати одночасно:

  1. високий термоядерний gain;
  2. стабільну роботу;
  3. достатню тривалість імпульсу або стаціонарний режим;
  4. тривалий ресурс матеріалів;
  5. ефективне відведення тепла;
  6. замкнений цикл тритію;
  7. високу доступність;
  8. дистанційне обслуговування;
  9. позитивний повний енергетичний баланс;
  10. економічну конкурентоспроможність.

Жодна сучасна експериментальна установка ще не продемонструвала всі ці характеристики одночасно.

Перспективи

Найближчі десятиліття мають стати переходом від фізики плазми до інтегрованої термоядерної інженерії.

Ключові етапи можна представити так:

лабораторна плазма -> високоефективне утримання -> burning plasma -> демонстрація високого Q -> технологічний демонстратор -> пілотна електростанція -> DEMO-подібна установка -> комерційна термоядерна енергетика.

ITER має перевірити фізику масштабного D-T горіння та низку технологій.

DEMO має перейти до виробництва електроенергії.

IFMIF-DONES має забезпечити необхідні дані щодо поведінки матеріалів під нейтронним опроміненням.

Приватні компанії намагаються скоротити цей шлях за рахунок компактніших установок, нових надпровідників, альтернативних конфігурацій плазми та прискореного циклу створення прототипів.

Значення керованого термоядерного синтезу

Керований термоядерний синтез є одним із найскладніших науково-технічних проєктів людства. Він об’єднує фізику плазми, ядерну фізику, надпровідність, імпульсну енергетику, лазерну техніку, матеріалознавство, кріогеніку, робототехніку, теплотехніку, вакуумну техніку, нейтронну фізику, теорію керування та енергетику.

Наукова мета полягає в тому, щоб створити й утримувати плазму в умовах, за яких енергія термоядерних реакцій значно перевищує енергію, необхідну для її підтримання.

Інженерна мета полягає в тому, щоб перетворити цю реакцію на надійне джерело тепла та електроенергії.

Енергетична мета полягає в тому, щоб така електростанція могла працювати безпечно, довго, регулярно, економічно та з мінімальним впливом на довкілля.

Станом на 2026 рік перша з цих задач уже має переконливі експериментальні підтвердження: магнітні установки демонструють дедалі кращі режими плазми, а NIF продемонструвала повторюване термоядерне запалювання. Однак друга й третя задачі — створення довговічної, самозабезпеченої паливом та економічно життєздатної електростанції — залишаються невирішеними.

Таким чином, керований термоядерний синтез уже перестав бути суто теоретичною ідеєю: контрольовані термоядерні реакції та окремі режими енергетичного gain експериментально продемонстровані. Проте промислова термоядерна енергетика залишається технологією, що перебуває на етапі розробки. Її остаточна реалізація залежатиме не від одного рекордного експерименту, а від успішного вирішення всього комплексу взаємопов’язаних проблем — від плазми та матеріалів до тритієвого циклу, обслуговування та економіки.

Дещо інше: