Управляемый термоядерный синтез
Управля́емый термоя́дерный си́нтез (УТС) — синтез более тяжёлых
Эксперименты по управляемому термоядерному синтезу принято делить на две большие группы:
История проблемы
В 1946 году британские физики Джордж Паджет Томсон и Мозес Блэкмен[англ.] подали заявку на патент на тороидальное устройство для термоядерной реакции в газе в результате давления электромагнитного излучения[1].
В 1950 году впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев[2][3].
Идею применить для управляемого термоядерного синтеза плазменную магнитную ловушку с токовыми проводниками, расположенными снаружи замкнутых магнитных поверхностей, выдвинул в 1951 году американский физик Л. Спитцер, который предложил название для таких систем — стелларатор (тор из звёздного вещества). Первый образец стелларатора был построен под его руководством в рамках секретного проекта «Маттерхорн»[англ.][4].
Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении проблемы управляемого термоядерного синтеза. Это произошло во время посещения британского ядерного центра «Харуэлл»[англ.][5].
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/8/83/1987_CPA_5891.jpg/180px-1987_CPA_5891.jpg)
Наибольшие успехи в термоизоляции плазмы были достигнуты на так называемых токамаках — тороидальных камерах с магнитным полем. Их идея была предложена в СССР А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом в начале 1950-х годов, а в конце 1960-х — начале 1970-х годов на них в Курчатовском институте под руководством академика Л. А. Арцимовича была впервые получена высокотемпературная термоядерная плазма[2][3][6][7].
30 октября 1997 года в одном из экспериментов на объединённом европейском токамаке-реакторе
Следующим шагом в исследованиях должен стать
Одним из альтернативных токамакам направлений экспериментов являются открытые ловушки для удержания плазмы (
Кроме
Термоядерный синтез также можно вызвать давлением электромагнитного излучения с помощью рентгеновской установки. Такие эксперименты в области управляемого термоядерного синтеза проводятся с помощью так называемой Z-машины в Сандийских национальных лабораториях. Первый прототип такой установки был создан в 1980 году, затем она модернизировалась[14].
Физика процесса
Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов — протонов и нейтронов. Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике. Из графика видно, что у лёгких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растёт, а у тяжёлых падает. Если добавлять нуклоны в лёгкие ядра или удалять нуклоны из тяжёлых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде разницы между затратами на осуществление реакции и кинетической энергией высвобождающихся частиц.
Протоны в ядре имеют электрический заряд, а значит, испытывают кулоновское отталкивание. В ядре это отталкивание компенсируется сильным взаимодействием, удерживающим нуклоны вместе. Но сильное взаимодействие имеет радиус действия гораздо меньше кулоновского отталкивания. Поэтому для слияния двух ядер в одно требуется сначала их сблизить, преодолевая кулоновское отталкивание. Известно несколько таких способов. В недрах звёзд это гравитационные силы. В ускорителях — кинетическая энергия разогнанных ядер или элементарных частиц. В термоядерных реакторах и термоядерном оружии — энергия теплового движения ядер атомов.
Типы реакций
Реакция синтеза заключается в следующем: два или более относительно лёгких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются ядра других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет часть своей массы, равную энергии связи, и по известной формуле E=mc² при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия.
Установлено[источник не указан 455 дней], что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует меньше энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надёжнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию.
Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/3/3b/Deuterium-tritium_fusion.svg/langru-190px-Deuterium-tritium_fusion.svg.png)
Реакция, осуществимая при наиболее низкой температуре — дейтерий + тритий[15]:
Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.
Такая реакция даёт значительный выход энергии.
Реакция дейтерий + гелий-3
Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3
Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится[уточнить]. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях[16]; или добыт на Луне[17][18].
Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.
Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)
Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:
В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:
Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием.
Другие типы реакций
Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.
«Безнейтронные» реакции
Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода (но при реакции дейтерий-дейтерий образуется тритий, который может провзаимодействовать с дейтерием, в результате «безнейтронного» термоядерного синтеза до настоящего времени нет).
Реакции на лёгком водороде
Протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.
- p + p → ²D + e+ + νe + 0.42 Мэв
Условия
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/b/b4/Nuclear_reaction_Li6-d.svg/200px-Nuclear_reaction_Li6-d.svg.png)
Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:
- Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:
- T > 108 K (для реакции D-T).
- Соблюдение критерия Лоусона:
- nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),
где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.
От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.
Управляемый термоядерный синтез пока не осуществлён в промышленных масштабах. Наиболее трудная задача, стоящая на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза, заключается в изоляции плазмы от стенок реактора[19].
Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.
Конструкции реакторов
Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2017):
- Квазистационарные системы, в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде ITER, имеющий конфигурацию токамака.
- Импульсные системы. В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов[20][21].
Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.
В
Радиационная безопасность
Термоядерный реактор намного безопаснее
Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
- радиоактивный изотоп водорода — тритий;
- наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
- радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмына первую стенку;
- радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.
Для того чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции, которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.
При строительстве реактора, например
Оценки показывают[источник не указан 455 дней], что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.
Цикл топлива
Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.
- .
- .
Реакция с
Это топливо имеет ряд недостатков:
- Реакция продуцирует значительное количество JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания[23][24].
- Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
- Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[25].
- Поскольку тритий недоступен в природе, использование реакции D-T зависит от имеющихся запасов лития-6получают тритий облучением нейтронами по схеме: .
Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз.
Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии
Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:
- Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).
- Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной страной или группой стран. Однако данное преимущество актуально только для реакций без использования трития.
- Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
- Отсутствие продуктов сгорания.
- Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность диверсий и терроризма.
- По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[26].
Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками
Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники
Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза
Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обусловливает необходимость очень частой замены конструкций D-T- и D-D-реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии.
Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.
Различают следующие фазы исследований:
- Равновесие или режим «перевала» (англ. Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.
- Пылающая плазма (англ. Burning plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
- Воспламенение (англ. Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.
![](http://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/thumb/0/01/ITER-img_0239.jpg/220px-ITER-img_0239.jpg)
Следующим шагом в исследованиях должен стать
Окончательной фазой исследований станет проект
Существующие токамаки
Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.
- СССР и Россия:
- Т-2 — первый функциональный аппарат.
- Т-4 — увеличенный вариант Т-3.
- Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом[29] на базе сплава ниобий-титан, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
- Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз.
- Т-15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом[29], дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
- Глобус-М — первый сферический токамак в России, созданный в 1999 году[30].
- Глобус-М2[31] — сферический токамак нового поколения, запущенный в 2018 году[32].
- Казахстан:
- .
- Ливия:
- ТМ-4А
- Европейский союз и Великобритания:
- Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусоналишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
- Tore Supra[англ.] — токамак со сверхпроводящими катушками (при 1,8 K)[29], один из крупнейших в мире[36]. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
- США:
- Test Fusion Tokamak Reactor[англ.] (TFTR) — токамак в Принстонском университете, крупнейший в США, с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 году[37].
- National Spherical Torus Experiment[англ.] (NSTX)[38] — сферический токамак (сферомак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
- Alcator C-Mod[англ.] — один из трёх крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года[39].
- DIII-D[англ.] — токамак создан и работает в компании General Atomics в Сан-Диего[40].
- Япония:
- Китай:
- ИТЭР. На этом реакторе в 2007 году был проведён первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии[42].
См. также
Примечания
- ↑ Thomson, George Paget; Blackman, Moses Patent Specification 817,681: Improvements in or relating to gas discharge apparatus for producing thermonuclear reactions (англ.). European Patent Office (6 августа 1959). Дата обращения: 18 декабря 2017.
- ↑ 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР Архивная копия от 12 сентября 2017 на Wayback Machine» // УФН 171, 886 (2001).
- ↑ УФН171, 902 (2001), стр. 908.
- ↑ Greenwald, J. Celebrating Lyman Spitzer, the father of PPPL and the Hubble Space Telescope . Princeton Plasma Physics Lab (23 октября 2013). Дата обращения: 12 апреля 2017. Архивировано из оригинала 25 апреля 2017 года.
- 2005. — Т. I. — С. 23. — 720 с.
- ↑ PDF). Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Российский научный центр «Курчатовский институт».. ac.ru. — Популярное изложение проблемы. Дата обращения: 8 августа 2007. Архивировано из оригинала4 января 2007 года.
- ↑ Арцимович, 1961, с. 458.
- ↑ Шаг к альтернативному термояду Архивная копия от 28 августа 2016 на Wayback Machine // Наука и жизнь, 12 августа 2016
- Мембрана, 31 марта 2009
- ↑ DOE National Laboratory Makes History by Achieving Fusion Ignition . Дата обращения: 14 декабря 2022. Архивировано 14 декабря 2022 года.
- ↑ FT узнал о прорыве в изучении термоядерной энергии . Дата обращения: 14 декабря 2022. Архивировано 12 декабря 2022 года.
- ↑ В США впервые получили прирост энергии в результате реакции термоядерного синтеза . Дата обращения: 14 декабря 2022. Архивировано 14 декабря 2022 года.
- ↑ Ryan, Jackson Major Energy Breakthrough: Milestone Achieved in US Fusion Experiment . CNET. — «Powering the entire laser system used by the NIF requires more than 400 megajoules…» Дата обращения: 21 декабря 2022. Архивировано 21 декабря 2022 года.
- ↑ «A machine called Z» . Дата обращения: 14 декабря 2022. Архивировано 12 октября 2008 года.
- ↑ 1 2 Арцимович, 1961, с. 6.
- ↑ The Helium-3 Shortage: Supply, Demand, andOptions for Congress Архивная копия от 9 ноября 2020 на Wayback Machine // FAS, December 22, 2010 (англ.): « It is produced as a byproduct ofnuclear weapons maintenance … At present, helium-3 is only produced as a byproduct of the manufacture and purification oftritium for use in nuclear weapons. The supply of helium-3 therefore derives mostly, perhapsentirely, from two sources: the U.S. and Russian governments. … The U.S. weapons program currently produces tritium by irradiating lithium in a light-waternuclear reactor.», также раздел «Potential Additional Sources» (стр 12)
- ↑ Could the moon fuel Earth for 10,000 years? China says mining helium from our satellite may help solve the world’s energy crisis Архивная копия от 29 ноября 2014 на Wayback Machine, 5 August 2014
- ↑ Why Go Back to the Moon? Архивная копия от 1 ноября 2014 на Wayback Machine // NASA, 2008-01-14: «… helium 3, an isotope extremely rare on Earth, exists in quantity in the lunar soil, implanted by the solar wind. If — a very big if — thermonuclear fusion for energy is produced on Earth, helium 3 would be extremely valuable for fusion reactors because it does not make the reactor radioactive.»
- ↑ Арцимович, 1961, с. 15.
- ↑ Уэйт Гиббс Ядерный синтез: малые игроки // В мире науки. — 2017. — № 1/2. — С. 36-45.
- ↑ Н. В. Змитренко Лазерный термоядерный синтез: история и новые идеи // Нелинейность в современном естествознании / под ред. Г. Г. Малинецкого. — М., ЛКИ, 2013. — с 84-95
- ↑ В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
- ↑ Remote Handling | EFDA . Дата обращения: 14 ноября 2013. Архивировано из оригинала 10 января 2014 года.
- ↑ http://www.iop.org/Jet/fulltext/JETP98074.pdf (недоступная ссылка) 1999
- Термоядерные электростанциибезнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
- ↑ Е. П. Велихов, С. В. Путвинский. Термоядерный реактор . Fornit (22 октября 1999). — Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Дата обращения: 16 января 2011. Архивировано 12 января 2011 года.
- ↑ (англ.) Postnote: Nuclear Fusion Архивная копия от 29 ноября 2008 на Wayback Machine, 2003
- ↑ Даёшь термояд к середине века! // Вокруг света Архивная копия от 23 мая 2013 на Wayback Machine
- ↑ 1 2 3 4 Lecture Notes | Superconducting Magnets | Nuclear Science and Engineering | MIT OpenCourseWare . Дата обращения: 14 ноября 2013. Архивировано 10 июня 2015 года.
- ↑ Сферический токамак Глобус-М . Дата обращения: 6 августа 2014. Архивировано 16 июля 2014 года.
- .
- ↑ Ольга Закутняя (2018-06-07). "Пуск УНУ «Глобус-М2». Сообщение для СМИ" (PDF). Пресс-релиз ФТИ им. А.Ф. Иоффе. Архивировано (PDF) 19 сентября 2018. Дата обращения: 19 сентября 2018.
- ↑ Токамак КТМ . Дата обращения: 6 июля 2013. Архивировано из оригинала 16 октября 2013 года.
- ↑ Токамак КТМ — ktm.nnc.kz . Дата обращения: 6 июля 2013. Архивировано 16 января 2014 года.
- ↑ EFDA | European Fusion Development Agreement . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано из оригинала 23 июля 2009 года.
- ↑ Tore Supra . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано 7 июля 2008 года.
- ↑ Tokamak Fusion Test Reactor . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано из оригинала 26 апреля 2011 года.
- ↑ Princeton Plasma Physics Laboratory Overview . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано из оригинала 16 сентября 2008 года.
- ↑ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator> . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано из оригинала 9 июля 2015 года.
- ↑ Home — Fusion Website . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано 17 мая 2008 года.
- ↑ Fusion Plasma Research . Дата обращения: 11 августа 2008. Архивировано из оригинала 27 сентября 2007 года.
- ↑ The Artificial Sun-中安在线-english . Дата обращения: 24 марта 2009. Архивировано из оригинала 24 мая 2011 года.
Литература
- PDF). Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Российский научный центр «Курчатовский институт».. ac.ru. — Популярное изложение проблемы. Дата обращения: 8 августа 2007. Архивировано из оригинала4 января 2007 года.
- Арцимович Л. А. Управляемые термоядерные реакции. — М.: Физматлит, 1961. — 467 с.
- Лукьянов С. Ю. «Горячая плазма и управляемый ядерный синтез» «Наука», Москва 1975
- Хеглер М., Кристиансен М. Введение в управляемый термоядерный синтез. — М., Мир, 1980. — 230 c.
Ссылки
- Грандиозный эксперимент по термоядерному синтезу проведут в США — Статья про NIF // h-tech-news.ru, 31.03.2009 /вебархив/
- К. Ллуэллин-Смит. На пути к термоядерной энергетике — материалы лекции, прочитанной 17 мая 2009 года в ФИАНе// elementy.ru
- Семенов И. Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание? — научно-популярная лекция, прочитанная в 2008 году в ФИАНе// elementy.ru
- Европейские и американские ученые совместно разработали новый тип термоядерного топлива, на порядок превосходящего все существующие аналоги по энергетической эффективности // Популярная механика, 29 августа 2017