Термоядерний синтез — це ядерний процес, у якому два або більше легких атомних ядер об’єднуються в одне важче ядро з вивільненням енергії. Енергія виникає через різницю між сумарною масою початкових і кінцевих частинок відповідно до співвідношення E = mc². Природний термоядерний синтез є основним джерелом енергії Сонця та більшості зір, а керований термоядерний синтез розглядається як потенційне джерело великомасштабної електроенергії з низькими прямими викидами парникових газів.

На Землі найреалістичнішою реакцією для першого покоління термоядерних енергетичних установок вважається синтез дейтерію і тритію (D–T). Для підтримання реакції потрібно створити надзвичайно гарячу плазму, забезпечити достатню концентрацію ядер палива та утримувати її достатньо довго. Сьогодні досліджуються два головні підходи — магнітне та інерційне утримання плазми. Паралельно розвиваються стеларатори, сферичні токамаки, магнітні дзеркала, лазерний та інший інерційний синтез, а також альтернативні паливні цикли.

Станом на середину 2026 року термоядерний синтез ще не використовується як комерційне джерело електроенергії. Експериментальні установки вже продемонстрували значні наукові результати, включно із запалюванням мішені в National Ignition Facility (NIF), рекордними виходами енергії на JET та довготривалими плазмовими розрядами Wendelstein 7-X. Однак між окремим фізичним досягненням і практичною електростанцією залишається великий інженерний та економічний розрив.

Фізична основа термоядерного синтезу

Атомне ядро складається з протонів і нейтронів, які разом називають нуклонами. Протони мають позитивний електричний заряд і тому відштовхуються один від одного кулонівською силою. На дуже малих відстанях між нуклонами діє сильна ядерна взаємодія, яка може зв’язати їх у стабільніше ядро.

Для здійснення синтезу позитивно заряджені ядра повинні зблизитися на відстань, де сильна ядерна взаємодія переважає електростатичне відштовхування. Зі збільшенням температури середня кінетична енергія ядер зростає, а ймовірність достатньо близького зближення збільшується. Крім того, у квантовій механіці можливе тунелювання через кулонівський бар’єр.

Енергетичний ефект реакції визначається дефектом маси:

E = Δm c²

де:
Δm — різниця маси між початковими і кінцевими частинками;
c — швидкість світла;
E — енергія, що вивільняється.

Для легких ядер питома енергія зв’язку зростає зі збільшенням масового числа, досягаючи максимуму в районі ядер заліза та нікелю. Тому синтез дуже легких ядер може вивільняти енергію, як і поділ дуже важких ядер.

Термоядерна плазма

За температур у десятки або сотні мільйонів градусів речовина переходить у стан плазми. Електрони відриваються від атомних ядер, тому система складається переважно з вільних електронів та позитивно заряджених іонів.

Для термоядерного синтезу потрібна плазма з температурою порядку сотень мільйонів градусів Цельсія. Умови залежать від конкретної реакції та способу утримання.

Для D–T-синтезу типові необхідні температури становлять приблизно 100–200 млн °C. Наприклад, ITER розрахований на температуру плазми близько 150 млн °C — приблизно в десять разів більшу за температуру ядра Сонця. На Сонці значно нижча температура компенсується величезною густиною речовини та гравітаційним утриманням.

Важливо розрізняти температуру плазми та температуру конструкцій установки. Плазма може мати температуру сотні мільйонів градусів, тоді як стінки реактора підтримуються при значно нижчих температурах. Саме ізоляція надзвичайно гарячої плазми від матеріальних поверхонь є однією з центральних проблем термоядерної енергетики.

Основні термоядерні реакції

Найбільш важливою для сучасної термоядерної енергетики є реакція дейтерій–тритій:

²H + ³H → ⁴He + n + 17,6 MeV

або в текстовому записі:

D + T -> He-4 + n + 17.6 MeV

Дейтерій — стабільний ізотоп водню з одним протоном і одним нейтроном. Тритій — радіоактивний ізотоп водню з одним протоном і двома нейтронами.

У результаті D–T-реакції утворюються ядро гелію-4, яке називають альфа-частинкою, та нейтрон:

D + T -> He-4 (3.5 MeV) + n (14.1 MeV)

Загальна енергія реакції становить 17,6 MeV. Приблизно 20 % припадає на альфа-частинку, а близько 80 % — на нейтрон.

Саме енергійні нейтрони є одночасно перевагою та великою інженерною проблемою D–T-синтезу. Вони не утримуються магнітним полем і виносять енергію з плазми до навколишніх конструкцій.

IAEA наводить D–T як реакцію з найсприятливішим поєднанням реакційної здатності та необхідної температури серед основних кандидатів для термоядерної енергетики.

Дейтерій

Дейтерій природно присутній у воді. Він становить невелику частку природного водню, але через величезну кількість води на Землі його загальні ресурси дуже значні.

Тому дейтерій вважається відносно доступним компонентом термоядерного палива. На відміну від тритію, його не потрібно виробляти в самому реакторі.

Тритій

Тритій має особливе значення для майбутньої D–T-енергетики.

Тритій радіоактивний і має період напіврозпаду близько 12,3 року. Природні запаси тритію дуже малі, тому комерційна термоядерна електростанція не може розраховувати лише на природний тритій.

Передбачається, що тритій вироблятиметься безпосередньо в реакторі з літію під дією нейтронів. Основна реакція має вигляд:

Li-6 + n -> He-4 + T + 4.78 MeV

Інша реакція може відбуватися з Li-7:

Li-7 + n -> He-4 + T + n – 2.47 MeV

Таким чином, майбутня D–T-електростанція повинна мати систему відтворення тритію — так званий breeding blanket, або бланкет для відтворення тритію.

IAEA розглядає самозабезпечення тритієм як одну з критичних умов майбутньої D–T-енергетики. Бланкет повинен одночасно виробляти тритій, поглинати енергію нейтронів, захищати конструкції та передавати тепло до системи відведення енергії.

Інші можливі термоядерні палива

Окрім D–T, теоретично можливі інші реакції.

D + D -> T + p + 4.03 MeV

D + D -> He-3 + n + 3.27 MeV

D + He-3 -> He-4 + p + 18.35 MeV

p + B-11 -> 3 He-4 + 8.68 MeV

Реакція протон–бор-11 часто називається aneutronic fusion, тобто майже безнейтронним синтезом. Її перевагою є відсутність основного потоку 14-МеВ нейтронів, характерного для D–T.

Однак p–B-11 потребує значно вищих температур і має несприятливішу реакційну здатність. Крім того, навіть у “безнейтронних” реакціях можуть виникати вторинні нейтрони через побічні ядерні процеси.

IAEA зазначає, що альтернативні палива D–³He та p–¹¹B можуть зменшити проблеми, пов’язані з тритієм і високоенергетичними нейтронами, але потребують значно складніших умов запалювання.

Умова Лоусона

Для отримання енергетично вигідного синтезу недостатньо просто нагріти плазму до високої температури. Потрібно одночасно мати достатню густину частинок і достатній час утримання енергії.

Це описується критерієм Лоусона.

Для термоядерної плазми часто використовують потрійний добуток:

n T τ_E

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

Інший поширений запис використовує температуру в енергетичних одиницях:

n τ_E T

Чим більшими є температура, густина та час утримання, тим ближче система до умов самопідтримуваного горіння.

Для D–T-плазми важливим є також поняття потрійного добутку в одиницях keV·s·m^-3:

n T τ_E

Цей параметр є одним із центральних показників прогресу термоядерних установок.

Енергетичний баланс

Термоядерні установки можуть мати різні визначення “енергетичної беззбитковості”.

Плазмова енергетична беззбитковість означає:

P_fusion = P_heat

або:

Q = P_fusion / P_heat = 1

де:
Q — коефіцієнт підсилення термоядерної потужності;
P_fusion — потужність, що виділяється в результаті синтезу;
P_heat — зовнішня потужність, передана плазмі.

Для Q > 1 термоядерна плазма виробляє більше енергії синтезу, ніж зовнішня система нагрівання безпосередньо передає плазмі.

Однак Q > 1 не означає, що електростанція виробляє більше електроенергії, ніж споживає.

Повний енергетичний баланс електростанції набагато складніший:

P_net,electric = P_electric,gross – P_auxiliary

де:
P_net,electric — чиста електрична потужність;
P_electric,gross — вироблена електроенергія;
P_auxiliary — внутрішнє споживання електроенергії всіма системами установки.

До внутрішнього споживання належать магніти, кріогеніка, насоси, системи нагрівання, вакуумні системи, охолодження, керування плазмою, паливний цикл та інше обладнання.

Самопідтримувана плазма

Особливо важливим режимом є burning plasma — плазма, у якій значна частина енергії для підтримання температури надходить від самих термоядерних реакцій.

У D–T-плазмі альфа-частинки мають електричний заряд і тому можуть утримуватися магнітним полем. Вони передають свою кінетичну енергію плазмі, забезпечуючи так зване альфа-нагрівання.

Нейтрони, навпаки, залишають плазму і передають енергію бланкету.

Цикл можна спрощено представити так:

D + T -> He-4 + n

He-4 -> передача енергії плазмі

n -> передача енергії бланкету

blanket -> coolant -> turbine -> generator

Саме перехід від лабораторного отримання термоядерної енергії до стабільної самопідтримуваної плазми є одним із головних завдань великих магнітних установок.

Магнітне утримання

У магнітному термоядерному синтезі заряджені частинки утримуються за допомогою магнітних полів.

Плазма є електропровідною, тому її рух тісно пов’язаний з магнітним полем. Сильне поле змушує заряджені частинки рухатися по спіральних траєкторіях навколо силових ліній.

Для реактора потрібна система, яка мінімізує втрати плазми та дозволяє підтримувати її протягом тривалого часу.

Найвідомішими конфігураціями є токамак і стеларатор.

Токамак

Токамак — тороїдальна установка, у якій плазма має форму “бублика”.

Слово “токамак” походить від російської абревіатури, пов’язаної з поняттями тороїдальної камери, магнітних котушок та струму.

Основними компонентами є:

  • вакуумна камера;
  • тороїдальні магнітні котушки;
  • полоїдальні магнітні котушки;
  • центральний соленоїд;
  • дивертор;
  • перша стінка;
  • бланкет;
  • вакуумна та паливна системи;
  • системи нагрівання;
  • діагностичне обладнання.

У токамаці плазмовий струм створює частину необхідного магнітного поля та додатково нагріває плазму.

Токамаки є найрозвиненішою магнітною концепцією керованого синтезу.

Стеларатор

Стеларатор також використовує магнітне утримання, але створює складну тривимірну геометрію магнітного поля за допомогою зовнішніх котушок.

На відміну від класичного токамака, стеларатор не потребує великого плазмового струму для формування основного закручування магнітних силових ліній.

Це потенційно дозволяє уникнути або зменшити деякі нестійкості, пов’язані з великим плазмовим струмом.

Головним недоліком є надзвичайна складність геометрії магнітів і точність, необхідна для створення оптимального магнітного поля.

Одним із найважливіших сучасних стелараторів є Wendelstein 7-X у Німеччині. У кампанії OP 2.3, завершеній у травні 2025 року, установка продемонструвала світовий рекорд потрійного добутку для довготривалих плазмових розрядів, досягнувши рекордного показника під час розряду тривалістю понад 43 секунди.

Магнітне поле

На заряджену частинку в магнітному полі діє сила Лоренца:

F = q (v × B)

де:
F — сила;
q — заряд частинки;
v — її швидкість;
B — магнітна індукція.

У простішому випадку, коли швидкість перпендикулярна до магнітного поля:

F = q v B

Радіус гіроруху частинки:

r_L = m v_perp / (|q| B)

де:
r_L — радіус Лармора;
m — маса частинки;
v_perp — складова швидкості перпендикулярно до B;
q — заряд;
B — магнітна індукція.

Зі збільшенням B радіус гіроруху зменшується, що сприяє кращому магнітному утриманню.

Надпровідні магніти

Великі магнітні термоядерні установки потребують дуже сильних магнітних полів.

Застосування надпровідників дозволяє створювати великі струми з мінімальними омічними втратами, однак магніти потрібно охолоджувати до кріогенних температур.

В ITER надпровідні магніти працюватимуть приблизно при 4 K, тобто близько -269 °C. Загальна маса магнітної системи ITER становить тисячі тонн, а запасена магнітна енергія — десятки гігаджоулів.

Нагрівання плазми

Для отримання термоядерної температури використовуються різні методи.

Основні:

  • омічне нагрівання;
  • інжекція нейтральних пучків;
  • іон-циклотронний резонансний нагрів;
  • електрон-циклотронний резонансний нагрів;
  • інші методи радіочастотного нагрівання.

Омічне нагрівання виникає через плазмовий струм, але його ефективність зменшується зі зростанням температури. Тому для досягнення температур, необхідних для D–T-синтезу, потрібні додаткові системи нагрівання.

Інерційний термоядерний синтез

Інерційний термоядерний синтез використовує зовсім інший принцип.

Невелику паливну мішень, що містить дейтерій і тритій, стискають надзвичайно швидко. Її зовнішній шар випаровується або аблює, створюючи реактивний ефект, який стискає внутрішню частину мішені.

У центрі утворюється гаряча, дуже щільна плазма.

Оскільки паливна капсула має величезну густину, вона не встигає розлетітися до завершення реакції. Це і є інерційне утримання.

Найвідомішою установкою такого типу є National Ignition Facility у Lawrence Livermore National Laboratory у США.

Лазерний синтез

У NIF 192 лазерні промені спрямовуються на невелику мішень. Лазерна енергія створює рентгенівське випромінювання всередині спеціальної капсули, яке стискає D–T-паливо.

5 грудня 2022 року NIF здійснила експеримент, у якому 2,05 MJ лазерної енергії було передано мішені, а термоядерна реакція виробила близько 3,15 MJ енергії. Це стало першим експериментом, що продемонстрував ignition у цьому визначенні — термоядерний вихід перевищив енергію лазерного випромінювання, доставленого до мішені.

Це не означає, що NIF стала електростанцією. Енергія, необхідна для роботи всієї лазерної системи, значно більша за енергію, безпосередньо доставлену до мішені.

До квітня 2025 року NIF повідомляла про рекордний термоядерний вихід 8,6 MJ та коефіцієнт gain мішені понад 4.

Магнітний і інерційний підходи

Магнітне утримання працює з відносно низькою густиною плазми, але утримує її протягом значного часу.

Інерційне утримання створює надзвичайно високу густину, але утримує паливо протягом дуже короткого часу.

Спрощено:

магнітне утримання:
низька густина + тривалий час утримання

інерційне утримання:
дуже висока густина + дуже короткий час утримання

Обидва підходи намагаються задовольнити загальні фізичні умови, необхідні для отримання достатньої кількості термоядерних реакцій.

Z-пінч

Z-пінч використовує сильний електричний струм, який проходить через плазму. Струм створює магнітне поле, а магнітна сила стискає плазму.

Схематично:

струм -> магнітне поле -> сила Ампера -> стиснення плазми

Z-пінч цікавий через потенційно просту конструкцію, але традиційні варіанти стикаються з проблемами плазмових нестійкостей. Досліджуються різні способи стабілізації та швидкого стискання плазми.

Імпульсна термоядерна енергетика

Окремий напрям передбачає не безперервне горіння плазми, а послідовність коротких потужних імпульсів.

У такій електростанції схема може виглядати так:

імпульсний драйвер -> термоядерна мішень -> синтез -> нейтрони -> бланкет -> теплоносій -> турбіна -> генератор

Для лазерного підходу необхідно було б створювати велику кількість мішеней на одиницю часу та дуже ефективно повторювати процес.

Бланкет

Бланкет — один із найважливіших компонентів майбутньої D–T-електростанції.

Він повинен виконувати декілька функцій:

  • поглинати енергію нейтронів;
  • перетворювати її на тепло;
  • захищати магніти та інші компоненти;
  • виробляти тритій;
  • забезпечувати виведення тритію;
  • сприяти формуванню замкненого паливного циклу.

Типова реакція виробництва тритію:

Li-6 + n -> T + He-4 + 4.78 MeV

У конструкціях можуть використовуватися тверді літієвмісні керамічні матеріали або рідкі металеві системи, наприклад свинцево-літієві сплави.

Сучасні концепції розглядають Li2TiO3, Li4SiO4, Li2O та Pb-16Li серед можливих матеріалів для різних схем бланкетів.

Тритієвий паливний цикл

Майбутня електростанція повинна буде постійно циркулювати паливо.

У спрощеному вигляді:

D + T -> He-4 + n

n + Li -> T

T -> паливна система -> плазма

Тритій, вироблений у бланкеті, потрібно витягувати, очищати, зберігати та повторно подавати в плазму.

Це створює складну систему керування радіоактивним ізотопом водню.

Ключовим параметром є коефіцієнт відтворення тритію, TBR:

TBR = кількість виробленого тритію / кількість спожитого тритію

Для енергетичної установки TBR має бути достатньо більшим за 1, оскільки необхідно компенсувати радіоактивний розпад, втрати, утримання тритію в матеріалах, технологічні втрати та інші фактори.

Матеріали

Матеріали майбутнього реактора повинні одночасно витримувати:

  • високі температури;
  • інтенсивне нейтронне опромінення;
  • великі теплові потоки;
  • механічні напруження;
  • циклічні навантаження;
  • корозію;
  • взаємодію з тритієм;
  • плазмове навантаження.

Особливо складною є дія 14,1-МеВ нейтронів D–T-реакції.

Нейтрони можуть вибивати атоми з кристалічної ґратки, утворювати дефекти, змінювати механічні характеристики, спричиняти активацію матеріалів і змінювати їхню теплопровідність.

Одним із напрямів є використання reduced-activation ferritic/martensitic steels — низькоактиваційних феритно-мартенситних сталей.

Для поверхонь, які безпосередньо контактують із плазмою, одним із ключових кандидатів є вольфрам. ITER у новому базовому плані передбачає використання вольфраму замість початково запланованого берилію для першої стінки.

Дивертор

Дивертор — компонент токамака, призначений для контрольованого відведення частинок і тепла з периферії плазми.

Він повинен витримувати надзвичайно високі теплові навантаження.

Дивертор також відіграє важливу роль у контролі домішок та відведенні гелію, що утворюється під час D–T-синтезу.

Після завершення реакції альфа-частинки передають енергію плазмі, а утворені ядра гелію поступово накопичуються як “попіл” реакції. Його потрібно виводити, інакше він розбавлятиме паливо.

Плазмові нестійкості

Плазма є нелінійною системою, здатною до різноманітних нестійкостей.

Серед них:

  • магнітогідродинамічні нестійкості;
  • kink-моди;
  • ballooning-моди;
  • tearing-моди;
  • edge-localized modes;
  • турбулентність;
  • disruptions.

Особливо небезпечними є disruptions у токамаках — швидкі втрати утримання плазми, які можуть створювати значні електромагнітні та теплові навантаження.

Тому майбутня електростанція повинна мати системи прогнозування, запобігання та пом’якшення таких подій.

Турбулентність

Навіть якщо глобальна конфігурація магнітного поля є стабільною, плазма залишається турбулентною.

Турбулентність сприяє переносу тепла та частинок через магнітні силові лінії, збільшуючи втрати енергії.

У результаті значна частина досліджень термоядерної фізики присвячена моделюванню та контролю плазмової турбулентності.

Термоядерний “попіл”

D–T-реакція виробляє He-4:

D + T -> He-4 + n

Гелій є інертним з точки зору подальшого термоядерного циклу в D–T-плазмі.

Якщо його не видаляти, він розбавляє паливо та змінює характеристики плазми.

Тому майбутній реактор повинен мати ефективну систему виведення гелію через край плазми та дивертор.

Передача термоядерної енергії

Для D–T-синтезу приблизно 80 % енергії реакції несеться нейтроном.

Нейтрон виходить із плазми та потрапляє в бланкет.

Схема перетворення енергії:

fusion -> neutron energy -> blanket heating -> coolant heating -> steam/gas -> turbine -> generator -> electricity

Тобто термоядерна електростанція, незважаючи на принципово інше джерело тепла, може використовувати звичайний тепловий енергетичний цикл.

Можливими є:

  • паровий цикл Ренкіна;
  • газотурбінний цикл Брайтона;
  • надкритичний CO2-цикл;
  • інші високотемпературні теплові цикли.

Безпека термоядерної енергетики

Термоядерний реактор принципово відрізняється від реактора поділу.

У D–T-плазмі одночасно міститься дуже мала кількість палива. Якщо умови утримання порушуються, плазма швидко охолоджується, і реакція припиняється.

Тому класичний сценарій розгону реакції з позитивним зворотним зв’язком, характерний для деяких ядерно-подільних систем, для термоядерної плазми не є аналогічним.

Однак твердження, що термоядерний реактор “повністю нерадіоактивний”, неправильне.

Основні джерела радіологічних ризиків:

  • тритій;
  • нейтронна активація конструкцій;
  • активовані матеріали;
  • радіоактивні продукти корозії;
  • тритій, утриманий у матеріалах.

IAEA зазначає, що термоядерні установки не мають довгоживучих високорадіоактивних відходів такого самого характеру, як реактори поділу, але радіоактивні матеріали та відходи все одно виникатимуть і потребуватимуть контролю та відповідного поводження.

Тритієва безпека

Тритій є бета-випромінювачем.

Зовнішня небезпека від його випромінювання відносно невелика через низьку проникність бета-частинок, але потрапляння тритію всередину організму є небажаним.

Тому реактор потребує:

  • герметичних систем;
  • моніторингу тритію;
  • очищення повітря;
  • систем вилучення тритію;
  • контролю поверхневого забруднення;
  • систем зберігання;
  • контролю тритієвого балансу.

Тритій також може проникати в деякі матеріали, що створює додаткові технологічні проблеми.

Нейтронна активація

14,1-МеВ нейтрони можуть перетворювати стабільні ізотопи матеріалів на радіоактивні.

Це називається нейтронною активацією.

Тому після завершення експлуатації реактора частина конструкцій може бути радіоактивною.

Використання низькоактиваційних матеріалів має на меті зменшити довготривалі радіологічні наслідки та спростити поводження з компонентами після демонтажу.

Відсутність традиційного ланцюгового процесу

У реакторі поділу підтримується ланцюгова реакція нейтронів.

У D–T-синтезі такого ланцюгового процесу немає.

Термоядерна реакція залежить від одночасної наявності:

  • необхідної температури;
  • достатньої густини;
  • достатнього утримання;
  • правильного складу плазми.

Порушення цих умов призводить до припинення реакції.

Історія досліджень

Наукові основи ядерного синтезу формувалися в першій половині XX століття.

У 1920-х роках Артур Еддінгтон запропонував ідею, що зоряна енергія може походити від перетворення водню на гелій.

У 1930-х роках Ганс Бете розробив кількісне пояснення джерела енергії Сонця та зір через ядерні реакції.

Після відкриття ядерного поділу та розвитку ядерної фізики дослідження керованого синтезу стали одним із напрямів післявоєнної науки.

У 1950-х роках почали активно розвиватися магнітні системи утримання плазми.

У 1958 році IAEA почала міжнародну координацію досліджень термоядерної енергетики.

Виникнення токамака

Концепція токамака була розроблена в Радянському Союзі в 1950-х роках.

У 1960-х роках результати радянських токамаків привернули міжнародну увагу. Після цього токамак став одним із провідних напрямів магнітного утримання.

Поступово розміри, температура, тривалість розрядів і якість утримання плазми зростали.

JET

Joint European Torus (JET) у Великій Британії був одним із найважливіших токамаків у світовій історії термоядерних досліджень.

JET проводив експерименти з D–T-плазмою та став важливим джерелом даних для проєктування ITER.

У 1997 році JET отримав 16 MW термоядерної потужності при 24 MW потужності зовнішнього нагрівання, тобто Q приблизно 0,67.

У 2023 році на JET було проведено фінальну D–T-кампанію. У лютому 2024 року EUROfusion повідомила про рекордні 69 MJ термоядерної енергії за один контрольований тривалий розряд.

ITER

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

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

ITER будується у Франції.

Мета ITER — продемонструвати фізичну та технологічну можливість отримання значного термоядерного виходу в токамаці.

Основні проєктні параметри включають:

  • температура плазми: близько 150 млн °C;
  • потужність синтезу: близько 500 MW;
  • зовнішнє нагрівання плазми: близько 50 MW;
  • проєктний Q: 10;
  • великий радіус плазми: 6,2 m;
  • об’єм плазми: близько 840 m³;
  • магнітне поле: до 5,3 T;
  • плазмовий струм: до 15 MA.

ITER не призначений для виробництва електроенергії. Тепло, яке генеруватиме плазма, не буде перетворюватися на електричну енергію у промисловому циклі.

Його завдання — перевірити фізику burning plasma та ключові технології майбутніх реакторів.

Оновлений графік ITER

У 2024 році ITER представив оновлений базовий план.

Він передбачає початок Research Operations приблизно у 2034 році, операції з дейтерій-дейтерієвою плазмою у 2035 році та початок D–T-операцій приблизно у 2039 році.

Ці дати є частиною оновленого базового плану і можуть змінюватися залежно від перебігу будівництва, монтажу та введення систем в експлуатацію.

DEMO

Після ITER передбачається створення демонстраційних термоядерних електростанцій, які часто узагальнено називають DEMO.

На відміну від ITER, DEMO має продемонструвати не лише фізику плазми, а й:

  • виробництво електроенергії;
  • роботу бланкета;
  • відтворення тритію;
  • тепловідведення;
  • довготривалу експлуатацію;
  • дистанційне обслуговування;
  • прийнятну надійність;
  • технології матеріалів.

У Європі DEMO розглядається як наступний великий етап після ITER.

STEP

Велика Британія розробляє концепцію STEP — Spherical Tokamak for Energy Production.

Мета STEP полягає у створенні прототипу термоядерної електростанції, яка повинна продемонструвати генерацію електроенергії.

Окремою складовою є розробка бланкета, здатного виробляти тритій та відводити тепло при високих температурах.

CFETR

Китай розробляє China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR), який має стати проміжним етапом між ITER та майбутньою термоядерною електроенергетикою.

Одним із центральних напрямів CFETR є технологія бланкету.

Серед досліджуваних варіантів згадуються гелієво-охолоджуваний керамічний бланкет, водоохолоджуваний керамічний бланкет та системи на основі літій-свинцю.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X — найбільший сучасний стеларатор, розташований у Грайфсвальді, Німеччина.

Його основна мета — перевірити, чи може стеларатор забезпечити тривале, високоякісне магнітне утримання плазми.

У 2025 році W7-X встановив рекорд потрійного добутку для тривалих плазмових розрядів. Плазма підтримувалася понад 43 секунди при досягненні рекордного значення ключового показника утримання.

National Ignition Facility

NIF — найбільша у світі лазерна установка, орієнтована на дослідження інерційного термоядерного синтезу та високих густин енергії.

5 грудня 2022 року вона вперше продемонструвала ignition у сенсі перевищення термоядерною мішенню енергії лазера, доставленої до мішені.

Подальші експерименти збільшили термоядерний вихід. Станом на 2025 рік NIF повідомляла про рекорд 8,6 MJ.

Інші термоядерні установки

До важливих експериментальних установок належать:

  • JT-60SA — великий японсько-європейський токамак;
  • EAST — китайський надпровідний токамак;
  • KSTAR — південнокорейський надпровідний токамак;
  • DIII-D — американський токамак;
  • ASDEX Upgrade — німецький токамак;
  • WEST — французький токамак;
  • Wendelstein 7-X — німецький стеларатор;
  • NIF — американська лазерна установка;
  • Z Machine — імпульсна установка Sandia National Laboratories;
  • SPARC — приватний проєкт високопольового токамака;
  • різні приватні установки на основі стелараторів, сферичних токамаків, магнітного дзеркала та інерційних концепцій.

Приватний термоядерний сектор

У XXI столітті до традиційних державних та міжнародних програм приєднався великий приватний сектор.

Компанії та стартапи досліджують:

  • високопольові токамаки;
  • стеларатори;
  • сферичні токамаки;
  • магнітно-інерційні системи;
  • Z-пінч;
  • field-reversed configurations;
  • compact toroids;
  • інерційний синтез;
  • альтернативні паливні цикли.

Перевагою приватних програм є можливість швидше змінювати конструкцію та концентрувати ресурси на конкретній технологічній концепції. Водночас багато заявлених термінів введення комерційних установок залишаються технологічними цілями, а не гарантованими датами.

Економіка термоядерної енергетики

Навіть якщо фізично можливо отримати Q > 1, це ще не означає економічної конкурентоспроможності.

Вартість електроенергії залежатиме від:

  • вартості будівництва;
  • вартості магнітів;
  • вартості надпровідників;
  • ресурсу першої стінки;
  • ресурсу дивертора;
  • вартості тритію;
  • ефективності теплового циклу;
  • коефіцієнта використання встановленої потужності;
  • тривалості технічного обслуговування;
  • вартості заміни внутрішніх компонентів;
  • надійності;
  • складності дистанційного ремонту;
  • вартості систем безпеки;
  • вартості виведення з експлуатації.

Одним із ключових показників майбутніх електростанцій буде не лише максимальна потужність, а й availability — частка часу, протягом якого установка реально може виробляти електроенергію.

Дистанційне обслуговування

Через нейтронну активацію та складну геометрію реактора люди не зможуть регулярно працювати безпосередньо всередині вакуумної камери.

Тому необхідні роботизовані та дистанційні системи.

Вони повинні виконувати:

  • демонтаж компонентів;
  • транспортування активованих деталей;
  • ремонт;
  • заміну дивертора;
  • заміну модулів бланкета;
  • інспекцію;
  • діагностику.

Для економічності майбутнього реактора швидкість та надійність дистанційного обслуговування матимуть величезне значення.

Теплові навантаження

Навіть якщо плазма магнітно відокремлена від стінки, значна кількість енергії залишає плазму через випромінювання, частинки та транспортні процеси.

Найбільші локальні навантаження припадають на дивертор.

Проблема полягає не лише в максимальній температурі, а й у циклічності навантажень.

Повторювані нагрівання та охолодження можуть викликати:

  • термічну втому;
  • тріщини;
  • деформації;
  • ерозію;
  • втрату властивостей матеріалів.

Нейтронні навантаження

D–T-нейтрони мають енергію приблизно 14,1 MeV.

Їхня дія призводить до:

  • displacement damage;
  • утворення дефектів;
  • газоутворення;
  • гелієвого та водневого накопичення;
  • зміни механічних характеристик;
  • активації;
  • деградації матеріалів.

Саме тому матеріали є одним із найбільших бар’єрів між сучасним експериментальним токамаком і промисловим реактором.

Електромагнітні навантаження

Плазмовий струм може досягати мегаамперного рівня.

Під час нестійкостей і disruptions виникають значні електромагнітні сили.

Конструкція повинна витримувати:

  • сили між магнітами;
  • струми в плазмі;
  • induced currents;
  • electromagnetic transients;
  • механічні навантаження на вакуумну камеру.

Вакуум

Магнітний синтез потребує дуже чистого вакууму.

Домішки в плазмі можуть:

  • випромінювати енергію;
  • охолоджувати плазму;
  • змінювати її склад;
  • погіршувати утримання.

Тому вакуумна камера, кріогенні насоси, системи очищення та контроль поверхонь є важливими частинами установки.

Паливна система

Паливний цикл майбутнього D–T-реактора включатиме:

  • подачу дейтерію;
  • подачу тритію;
  • очищення палива;
  • вилучення невикористаного палива;
  • вилучення гелію;
  • вилучення тритію з бланкета;
  • ізотопне розділення;
  • зберігання;
  • контроль витоків.

Це буде складна замкнена технологічна система.

Радіоактивні відходи

Термоядерна енергетика не є абсолютно безвідходною.

Основними джерелами відходів є активовані конструкційні матеріали та компоненти, що контактували з тритієм.

На відміну від відпрацьованого палива реакторів поділу, у D–T-реакторі не утворюється великий обсяг продуктів поділу з широким спектром довгоживучих радіонуклідів.

Проте класифікація та поводження з активованими матеріалами залишаються важливими завданнями.

Переваги термоядерного синтезу

До потенційних переваг належать:

  • дуже висока енергетична щільність ядерної реакції;
  • відсутність прямого спалювання викопного палива;
  • практично невичерпний дейтерієвий ресурс;
  • можливість отримання тритію з літію;
  • відсутність ланцюгової реакції поділу;
  • відсутність класичного сценарію розплавлення активної зони реактора поділу;
  • потенційно менший обсяг довгоживучих радіоактивних відходів;
  • можливість стабільної генерації електроенергії незалежно від погоди;
  • висока енергетична щільність.

IAEA характеризує термоядерний синтез як потенційне довгострокове джерело енергії, але підкреслює необхідність подолання значних технологічних бар’єрів.

Недоліки та проблеми

Основні проблеми:

  • необхідність надзвичайно високих температур;
  • складність стабільного утримання плазми;
  • плазмова турбулентність;
  • нестійкості;
  • disruptions;
  • нейтронне опромінення;
  • деградація матеріалів;
  • ресурс дивертора;
  • виробництво тритію;
  • тритієвий баланс;
  • дистанційне обслуговування;
  • складність бланкета;
  • великі капітальні витрати;
  • складність теплового циклу;
  • необхідність високої експлуатаційної надійності;
  • відсутність комерційного реактора, який довів би економічну життєздатність технології.

Термоядерний синтез і клімат

Під час самої термоядерної реакції D–T не відбувається хімічного спалювання вугілля, нафти або газу.

Тому безпосередні викиди CO2 від реакції відсутні.

Однак повний життєвий цикл включає:

  • видобуток і виробництво матеріалів;
  • виготовлення магнітів;
  • будівництво;
  • виробництво надпровідників;
  • виробництво тритію;
  • експлуатацію;
  • заміну компонентів;
  • демонтаж.

Тому кліматичний ефект майбутньої електростанції потрібно оцінювати за повним життєвим циклом, а не лише за ядерною реакцією.

Термоядерний синтез і відновлювана енергетика

Термоядерна енергетика потенційно може доповнювати сонячну та вітрову енергетику.

Її потенційна перевага полягає у можливості забезпечувати диспетчеризовану генерацію з високим коефіцієнтом використання потужності.

Однак до появи комерційних термоядерних станцій відновлювані джерела, накопичувачі, гідроенергетика, атомна енергетика та інші технології залишаються реальними джерелами електроенергії.

Термоядерний синтез і реактори поділу

Поділ:

важке ядро -> два або більше легших ядер + нейтрони + енергія

Синтез:

два легкі ядра -> важче ядро + енергія

У реакторах поділу використовуються ланцюгові реакції.

У термоядерних реакторах реакція підтримується температурою, густиною та утриманням плазми.

Реактори поділу вже комерційно виробляють електроенергію, тоді як термоядерна енергетика станом на 2026 рік перебуває на експериментальній і демонстраційній стадії.

Термоядерний синтез у Сонці

Сонце виробляє енергію переважно через протон-протонний цикл.

Спрощено:

4p -> He-4 + 2e+ + 2ν_e + energy

У Сонці реакції відбуваються при температурах близько 15 млн °C.

Головною причиною можливості синтезу при такій відносно низькій температурі є величезна густина та гравітаційне утримання сонячної плазми.

На Землі неможливо відтворити сонячний гравітаційний тиск, тому лабораторні установки компенсують це значно вищою температурою.

Чому Сонце не є токамаком

Сонце утримує плазму гравітацією.

Земна установка повинна створювати еквівалентне утримання штучними методами.

У токамаку це робиться магнітним полем.

В інерційному синтезі — короткочасним стисканням мішені.

Тому земний термоядерний синтез не є буквально копіюванням внутрішніх умов Сонця.

Енергія термоядерної реакції

Для D–T-реакції:

D + T -> He-4 + n + 17.6 MeV

Оскільки:

1 eV = 1.602176634 × 10^-19 J

то:

17.6 MeV ≈ 2.82 × 10^-12 J

На рівні однієї реакції ця енергія дуже мала, але кількість реакцій у макроскопічній плазмі величезна.

Термоядерна енергія має високу питому енергію саме через перетворення ядерної енергії зв’язку.

Потужність синтезу

Якщо R — кількість термоядерних реакцій за секунду, то:

P_fusion = R × E_fusion

Для D–T:

P_fusion = R × 17.6 MeV

У джоулях:

P_fusion = R × 2.82 × 10^-12 J

Якщо реакційна швидкість задається густиною:

R = n_D n_T <σv> V

де:
n_D — густина дейтерію;
n_T — густина тритію;
<σv> — усереднений за розподілом швидкостей добуток перерізу реакції на швидкість;
V — об’єм плазми.

Тоді:

P_fusion = n_D n_T <σv> V E_fusion

Це одна з фундаментальних формул фізики термоядерної плазми.

Переріз термоядерної реакції

Ймовірність взаємодії ядер характеризується ядерним перерізом σ.

Реакційна швидкість залежить від:

σ(v) × v

Для реальної плазми швидкості частинок розподілені, тому використовується середнє:

<σv>

Цей параметр є фундаментальним для розрахунку швидкості термоядерних реакцій.

Розподіл Максвелла

У термічній плазмі швидкості частинок приблизно описуються розподілом Максвелла–Больцмана.

Не всі частинки мають однакову енергію.

Існує широкий спектр швидкостей, і лише частина частинок має достатньо високу енергію для ефективного тунелювання через кулонівський бар’єр.

Гамівський фактор

Для двох заряджених ядер імовірність тунелювання через кулонівський бар’єр пов’язана з енергозалежністю, яку часто описують через експоненційний фактор:

P(E) ~ exp(-b / sqrt(E))

де b залежить від зарядів і приведеної маси взаємодіючих ядер.

Саме тому підвищення температури різко збільшує швидкість термоядерних реакцій у певному діапазоні температур.

Радіаційні втрати

Гаряча плазма втрачає енергію через різні механізми.

Серед них:

  • випромінювання гальмування;
  • синхротронне випромінювання;
  • лінійне випромінювання домішок;
  • теплопровідність;
  • конвективний та турбулентний транспорт;
  • втрати частинок.

Для D–T-плазми контроль домішок є критичним.

Особливо важкі елементи можуть сильно збільшувати радіаційні втрати.

Бремсштраhlung

Вільний електрон, проходячи поблизу позитивно зарядженого ядра, може змінювати напрямок руху та випромінювати фотон.

Це називається гальмівним випромінюванням або bremsstrahlung.

Для надзвичайно гарячої плазми воно є одним із фундаментальних механізмів енергетичних втрат.

Синхротронне випромінювання

Заряджені частинки, що рухаються по викривлених траєкторіях у магнітному полі, можуть випромінювати електромагнітну енергію.

У термоядерних установках це також потрібно враховувати при енергетичному балансі.

Запалювання

Ignition — режим, у якому внутрішнє альфа-нагрівання плазми стає достатнім для підтримання термоядерного горіння без необхідності постійного значного зовнішнього нагрівання.

Умовно:

P_alpha >= P_loss

де:
P_alpha — потужність, передана плазмі альфа-частинками;
P_loss — потужність втрат плазми.

У реальному реакторі баланс значно складніший.

Lawson criterion і потрійний добуток

У спрощеному вигляді критерій Лоусона можна представити як вимогу:

n τ_E >= критичне значення

за заданої температури.

Повна умова залежить від:

  • виду палива;
  • температури;
  • енергетичного спектра;
  • частки альфа-нагрівання;
  • домішок;
  • механізмів втрат;
  • геометрії;
  • розподілу температури.

Тому не існує одного універсального числа, яке описує “умову Лоусона” для всіх термоядерних систем.

Q плазми

Для експериментальних установок:

Q = P_fusion / P_external

Наприклад:

Q = 10

означає:

P_fusion = 10 × P_external

Для ITER:

P_external = 50 MW

P_fusion = 500 MW

Q = 500 / 50 = 10

Q і коефіцієнт корисної дії

Не слід ототожнювати Q із ККД електростанції.

Якщо:

Q = P_fusion / P_heat

то Q описує баланс лише між термоядерною потужністю та потужністю нагрівання плазми.

Повний електричний баланс повинен включати:

P_net = η_th × P_blanket – P_recirc

де:
η_th — ефективність теплового циклу;
P_blanket — теплова потужність, передана теплоносію;
P_recirc — внутрішнє споживання.

Саме тому для промислової енергетики потрібен значно більший запас над Q = 1.

Науковий і технологічний breakeven

Можна розрізняти:

Q = 1 — плазмова енергетична беззбитковість;

net electric power > 0 — позитивний баланс електроенергії всієї станції;

економічна конкурентоспроможність — електроенергія має прийнятну повну собівартість.

Це три різні рівні досягнення.

Термоядерний синтез як джерело нейтронів

Навіть до появи комерційної енергетики термоядерні установки можуть бути корисними як джерела нейтронів.

Можливі застосування:

  • дослідження матеріалів;
  • випробування ядерних компонентів;
  • виробництво ізотопів;
  • фундаментальна фізика;
  • випробування бланкетів;
  • ядерна наука;
  • дослідження пошкодження матеріалів.

Синтез і високі густини енергії

Термоядерний синтез тісно пов’язаний із фізикою високих густин енергії.

Особливо це стосується:

  • інерційного синтезу;
  • Z-пінчу;
  • потужних лазерів;
  • імпульсних генераторів;
  • магнітно-інерційного синтезу.

У таких експериментах речовина може перебувати під екстремальними температурами, тисками, густинами та електромагнітними полями.

Термоядерний синтез і космічна енергетика

Термоядерні реакції мають дуже високу питому енергію, тому потенційно можуть бути цікавими для космічних двигунів.

Однак енергетична установка для виробництва електроенергії та термоядерний двигун мають різні вимоги.

Для двигуна особливо важливі:

  • питома імпульсна характеристика;
  • маса системи;
  • пряме використання енергії продуктів реакції;
  • компактність;
  • тепловідведення;
  • тривалість роботи.

Практичні термоядерні двигуни поки не створені.

Сучасний стан галузі

Станом на 2026 рік галузь термоядерного синтезу перебуває на переході від фундаментальних експериментів до демонстрації інтегрованих енергетичних технологій.

Найважливіші результати останніх років включають:

  • демонстрацію ignition та повторних високих виходів на NIF;
  • рекорд 69 MJ на JET;
  • розвиток надпровідних токамаків;
  • прогрес у стелараторах;
  • розвиток високотемпературних надпровідників;
  • активне дослідження бланкетів;
  • розробку низькоактиваційних матеріалів;
  • розвиток систем дистанційного обслуговування;
  • збільшення приватних інвестицій у галузь.

При цьому жодна установка станом на 2026 рік не продемонструвала повністю інтегрований комерційний цикл “паливо -> синтез -> тепло -> електроенергія” з довготривалою експлуатацією та позитивним економічним балансом.

Найважливіші невирішені проблеми

Фактично сучасна термоядерна енергетика повинна одночасно вирішити кілька великих завдань:

  1. Надійно утримувати плазму.
  2. Досягати режиму burning plasma.
  3. Контролювати нестійкості.
  4. Захищати першу стінку.
  5. Створити довговічний дивертор.
  6. Витримувати нейтронне опромінення.
  7. Розробити працездатний бланкет.
  8. Досягти самозабезпечення тритієм.
  9. Створити ефективний паливний цикл.
  10. Забезпечити дистанційне обслуговування.
  11. Перетворювати тепло на електроенергію.
  12. Досягти високої доступності установки.
  13. Зменшити капітальну вартість.
  14. Забезпечити економічну конкурентоспроможність.

Найскладніше полягає в тому, що всі ці завдання потрібно вирішити одночасно, а не окремо.

Перспективи

Успішна термоядерна електростанція повинна являти собою значно складнішу систему, ніж сучасний експериментальний токамак.

Її спрощена структура матиме вигляд:

паливо
↓
плазма
↓
термоядерний синтез
↓
нейтрони + альфа-частинки
↓
бланкет
↓
теплоносій
↓
тепловий цикл
↓
турбіна
↓
генератор
↓
електромережа

Одночасно частина нейтронів повинна забезпечувати виробництво нового тритію:

нейтрони
↓
літій у бланкеті
↓
тритій
↓
паливний цикл
↓
плазма

Таким чином, повноцінна термоядерна електростанція має бути одночасно плазмовою установкою, ядерною установкою, тепловою електростанцією, кріогенною системою, паливним комплексом і високотехнологічним роботизованим виробництвом.

Значення термоядерного синтезу

Термоядерний синтез є одним із найбільш масштабних довгострокових науково-технічних проєктів людства.

Його фундаментальна привабливість полягає в тому, що ядерна реакція може виділяти величезну кількість енергії без спалювання вуглецевого палива. D–T-система потенційно має доступне джерело дейтерію та можливість виробництва тритію з літію.

Проте термоядерний синтез не слід описувати як уже готову технологію виробництва дешевої електроенергії. Сучасні експерименти довели важливі окремі елементи фізики, але повноцінна термоядерна електростанція ще не продемонстрована.

Ключовим наступним етапом є перехід від досягнення високих параметрів плазми до інтегрованої системи, яка зможе одночасно підтримувати термоядерне горіння, витримувати нейтронне навантаження, відтворювати власне паливо, відводити тепло та надійно виробляти електроенергію.

Саме тому сучасні проєкти на кшталт ITER, DEMO, STEP, CFETR, Wendelstein 7-X та NIF мають різні, але взаємодоповнювальні ролі в розвитку цієї технології.

Основні терміни

Термоядерний синтез — ядерне злиття легких ядер.

Fusion — англійський термін для ядерного синтезу.

Thermonuclear fusion — термоядерний синтез.

Plasma — іонізований газ, що складається з заряджених частинок.

Tokamak — тороїдальна магнітна установка з плазмовим струмом.

Stellarator — магнітна установка зі складною тривимірною конфігурацією поля.

Magnetic confinement — магнітне утримання.

Inertial confinement fusion — інерційний термоядерний синтез.

D–T fusion — синтез дейтерію і тритію.

Burning plasma — плазма, в якій самонагрівання альфа-частинками відіграє домінуючу роль.

Ignition — режим термоядерного горіння, за якого самонагрівання може підтримувати реакцію.

Q — коефіцієнт термоядерного підсилення.

Lawson criterion — критерій Лоусона.

Triple product — потрійний добуток nTτ_E.

Blanket — бланкет, що поглинає нейтрони, відводить тепло та може відтворювати тритій.

Breeding blanket — бланкет для виробництва тритію.

TBR — коефіцієнт відтворення тритію.

Divertor — дивертор.

First wall — перша стінка.

Plasma-facing components — компоненти, що безпосередньо взаємодіють із плазмою.

Disruption — раптова втрата магнітного утримання плазми.

Bremsstrahlung — гальмівне випромінювання.

Neutron activation — нейтронна активація матеріалів.

Основні числові співвідношення

Енергія через дефект маси:

E = Δm c²

D–T-реакція:

D + T -> He-4 + n + 17.6 MeV

Розподіл енергії D–T-реакції:

He-4: 3.5 MeV

n: 14.1 MeV

Потужність синтезу:

P_fusion = R E_fusion

Реакційна швидкість:

R = n_D n_T <σv> V

Потужність:

P_fusion = n_D n_T <σv> V E_fusion

Коефіцієнт підсилення:

Q = P_fusion / P_heat

Потрійний добуток:

n T τ_E

Радіус Лармора:

r_L = m v_perp / (|q| B)

Сила Лоренца:

F = q (v × B)

Коефіцієнт відтворення тритію:

TBR = вироблений тритій / спожитий тритій

Баланс електростанції:

P_net = P_electric,gross – P_auxiliary

або в спрощеній тепловій моделі:

P_net = η_th P_blanket – P_recirc

Термоядерний синтез — це процес отримання енергії шляхом злиття легких атомних ядер. Найперспективнішою для першого покоління термоядерних електростанцій залишається реакція дейтерію з тритієм, яка виробляє ядро гелію та високоенергійний нейтрон.

Головна фізична проблема полягає у створенні плазми з достатньо високою температурою, густиною та часом утримання. Головні інженерні проблеми полягають у витримуванні нейтронного опромінення, створенні бланкета, відтворенні тритію, захисті першої стінки та дивертора, дистанційному обслуговуванні й забезпеченні економічно прийнятної надійності.

Сучасні експерименти вже досягли важливих рубежів: JET продемонстрував рекордний вихід 69 MJ у D–T-кампанії, NIF отримала ignition та згодом підвищила термоядерний вихід до 8,6 MJ, а Wendelstein 7-X продемонстрував рекордне довготривале утримання за показником потрійного добутку. ITER має наступним великим кроком продемонструвати burning plasma з проєктною термоядерною потужністю 500 MW при 50 MW зовнішнього нагрівання.

Отже, термоядерна енергетика вже перейшла межу суто теоретичної можливості, але ще не досягла стадії комерційної електроенергетики. Її майбутнє залежатиме не від одного рекордного експерименту, а від здатності об’єднати фізику плазми, надпровідні магніти, матеріалознавство, ядерну інженерію, тритієвий цикл, теплотехніку, робототехніку та економіку в одну працездатну систему.

Дещо інше: