СТРАТЕГИЯ РАЗВИТИЯ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ в ХХI веке

СТРАТЕГИЯ РАЗВИТИЯ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ РОССИИ в ХХI веке

(официальный проект. Источник - сайт Курчатовского института)

Основные положения

Содержание
I. ВВЕДЕНИЕ
II. ПУТЬ К ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
III. ПРЕДПОСЫЛКИ СЦЕНАРИЕВ РАЗВИТИЯ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

III.1 Радиоактивность

III.2 Эксплуатационная безопасность

III.3 Пассивная (внутренне присущая) безопасность

III.4 Переработка материалов ТЯР

III.5 Захоронение материалов термоядерных станций

III.6 Условие выбора сценария
IV. ЭТАПЫ СТРАТЕГИИ

IV.1 Основные принципы стратегии

IV.2 Возможный сценарий развития термоядерной энергетики

IV.3 Путь России к термоядерной энергетике

I. ВВЕДЕНИЕ

Ожидающийся к середине следующего века почти двукратный рост населения Земли, в основном за счёт развивающихся стран, рост среднедушевого потребления энергии в мире до уровня развитых стран может привести к увеличению мировых потребностей энергопотребления в 2-3 раза уже к середине следующего века [1].

В настоящее время потребности человечества в электрической и тепловой энергии удовлетворяются за счет ресурсов минерального топлива. Данные о мировых разведанных запасах топлива демонстрируют возможность сохранения достигнутого уровня добычи топлива [1] в течении ~40 - 100 лет по нефти, ~70 - 200 лет по природному газу и более 200 - 500 лет по углю. При этом цифры по обеспеченности нефтью и газом существенно ниже для ряда стран и регионов. При планированиии роста производства энергии в XXI веке необходимо рассматривать и другие источники энергии.

Помимо возможного дефицита ресурсов минерального топлива, уже в середине XX века обнаружились другие барьеры на пути дальнейшего наращивания энергетики с его использованием. К числу их относятся:

Истощение дешёвых ресурсов углеводородных топлив и возникновение конфликтов вокруг их источников;

Достижение опасных пределов выбросов углекислого газа при сжигании углеводородов

В то время как глобально ресурсы минерального топлива, возобновляемого топлива и топлива для атомной энергетики в XXI веке все еще достаточны для роста энергетики, ряд регионов не обладает достаточными ресурсами.

Термоядерный синтез предлагает долговременный безопасный источник энергии с практически неисчерпаемыми запасами топлива и существенными экологическими преимуществами. Можно перечислить некоторые из них:

Термоядерный реактор не выбрасывает углекислый газ.

В нем не может иметь место ситуация неконтролированного роста мощности.

Низкое остаточное энерговыделение в материалах реактора после его остановки гарантирует целостность конструкции в случае прекращения активного охлаждения.

В ТЯР не могут образоваться в результате ядерных реакций делящиеся материалы и актиниды, и соответственно они не участвуют в топливном цикле.

В отработанных материалах отсутствуют продукты деления.

Радиоактивность материалов ТЯР достаточно низка, чтобы позволить выдержку и поверхностное захоронение части материалов непосредственно на площадке реактора.

Даже в запредельных аварийных ситуациях на термоядерной энергостанции эвакуация населения может не требоваться.

В инфраструктуре термоядерный энергетики отсутствует процедура предварительной химической обработки отходов перед рефабрикацией или захоронением.

Хотя сравнительные оценки капитальных затрат на атомный и термоядерный реакторы показывают, что стоимость строительства энергетического термоядерного реактора будет заметно выше, стоимость производства энергии в ТЯР для некоторых приложений может быть сравнима со стоимостью энергии, производимой АЭС.

Существенны и те обстоятельства, что:

Производство термоядерной энергии может быть реализовано в то время, когда перспективы использования других источников энергии могут стать неясными.

Стабильное развитие отдельных стран и регионов требует обеспечения достаточным количеством производимой энергии по доступной стоимости. Развитие различных регионов будет идти различными темпами, и требования к источникам энергии и инфраструктуре энергетики будут отличаться.

Проработка проектов демонстрационных и энергетических термоядерных реакторов (РФ ДЕМО в России; ARIES в США; SEAFP в Европе; SSTR в Японии и др.) интенсивно проводилась в последние годы с направлением в первую очередь на выработку электроэнергии. Рассматриваются также и другие возможные области ее использования, такие как выработка тепла для теплоснабжения, производства синтетического топлива, станций опреснения и очистки воды, сжигание радиоактивных отходов топлива атомных реакторов и др. Это области относительно небольшого масштаба (по глобальным энергетическим меркам), и термоядерная энергетика в них может найти применение уже в середине XXI века. В целом промышленная выработка термоядерной энергии может начаться к середине XXI века и способна вырасти до заметного уровня к началу XXII века.

Возможны также сценарии с комбинированной термоядерной и атомной энергетикой, в которых ТЯР обеспечивают наработку делящихся изотопов для обеспечения темпа роста быстрых атомных реакторов, или увеличивают в несколько раз глубину выгорания природного урана тепловых атомных реакторов без переработки топлива. Стратегии совместного развития определяются в первую очередь перспективами атомной энергетики, и могут быть рассмотрены в то время, когда перспективы обоих направлений станут более ясными.

II. ПУТЬ К ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

В середине 50-ых годов основные ядерные страны начали широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. Первый токамак был построен в России в Институте Атомной энергии им. И. В. Курчатова в 1956 г.

Первый этап исследований систем с магнитным удержанием плазмы выявил заметное преимущество токамака над другими возможными конфигурациями плазмы, и в семидесятые годы на токамаках первого поколения (Т-7, Т-10, Т-11 в России; PLT и DIII-D в США; ASDEX и TFR в Европе; JFT-2 в Японии и др.) были получены высокие параметры плазмы с температурой в несколько кэВ. Плотность плазмы в них достигала 10²⁰ м^-3. Были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, различные плазменные диагностики и системы управления плазмой. Эксперименты показали также необходимость использования диверторной конфигурации плазмы.

В 80-90-ых годах вошли в строй большие экспериментальные токамаки второго поколения (JET и TOR-SUPRA в Европе; TFTR в США; JT-60 в Японии) предназначенные для изучения плазмы с параметрами, необходимыми для перехода к экспериментальному термоядерному реактору. На них исследованы критерии удержания плазмы, уточнены пределы плазменных параметров и конфигураций. Большинство исследований было проведено на водородной плазме, однако на установках JET и TFTR были выполнены эксперименты с дейтериево-тритиевой плазмой с параметрами, приближающимися к параметрам термоядерного реактора. Максимальная мощность термоядерной реакции составила 16 МВт в JET, что соответствует равенству мощностей термоядерной реакции и нагрева плазмы. Для работы экспериментального термоядерного реактора это отношение должно быть увеличено на порядок.

На этом поколении токамаков были успешно опробованы основные технологические системы, важные для создания экспериментального реактора: сверхпроводящие магнитные системы, способные создавать поле с индукцией 5-7 Тл на оси плазмы, тритиевые системы, приемные элементы дивертора и др. Важные шаги в интеграции физических параметров были сделаны в экспериментах на JET, TFTR и JT-60, послуживших базой при разработке экспериментального реактора ИТЭР.

Комментарий ред. сайта: как можно видеть, основные вопросы создания термоядерного реактора были проработаны и в рамках отдельно взятых стран. Поэтому утверждение, что "создать термоядерный реактор одна страна не может, а может только всё человечество", на наш взгляд, является весьма преувеличенным

Третьим этапом явилась разработка проекта экспериментального термоядерного реактора, который должен получить плазму с параметрами, экстраполируемыми к параметрам демонстрационного и энергетического реактора, обеспечить длительный ресурс работы при этих параметрах, и отработать основные инженерные, технологические и конструкторские решения элементов и систем демонстрационного термоядерного реактора (ДЕМО). Начало этого этапа относится к проектам 80-ых годов, таких как NET в Европе, FER в Японии, TIBER в США, ОТР в России и др. При разработке проектов во всех ведущих странах стало ясно, что для выполнения их миссии необходим большой шаг от экспериментальных плазменных установок. Для реализации этого дорогостоящего шага естественным и необходимым является международное сотрудничество, уменьшающее затраты каждой страны и позволяющее реализовать более продвинутые параметры и технические решения, чем могла бы сделать каждая страна в одиночку.

Завершением этапа явилась разработка Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР) [2], завершившийся в 1998 г. выпуском первого варианта технического проекта в объеме, достаточным для принятия решения о строительстве. В настоящее время ИТЭР является стержнем термоядерных программ ведущих стран, и тесно связан с физическими и технологическими программами в области управляемого термоядерного синтеза. Предполагаемое время его строительства - первое десятилетие века, с последующим проведением двадцатилетней экспериментальной программы.

Конструкция ИТЭР представляет собой практически первую реальную попытку решить одну из главных проблем энергетических термоядерных систем: способность реализовать одновременно конструктивные решения различных элементов и систем реактора, удовлетворяющие требованиям физики плазмы, дистанционного обслуживания, ресурса, безопасности в режимах нормальной работы и при срывах плазмы.

Конструкция ИТЭР имеет все необходимые компоненты для поддержания 500 - 1500 МВт термоядерной мощности как в импульсном так и в стационарном (необходимом для перехода к ДЕМО) режиме работы, с достижением при необходимости воспроизводства трития и получения высокотемпературного тепла. Детально разработаны на уровне технического проекта основные системы реактора:

сверхпроводящие магниты с полем до 13 Т;

четыре возможных системы дополнительного нагрева и поддержания тока плазмы;

система сборки\разборки и дистанционного обслуживания основных элементов реактора;

система инжекции топлива и откачки плазмы;

тритиевая система;

большое количество вспомогательных систем и сооружений.

В проекте представлен тщательный анализ вопросов безопасности доказывающий, что эвакуация населения не является необходимой даже в случае реализации очень маловероятных аварийных сценариев реактора и его систем.

Выбор конструкционных материалов и теплоносителя ИТЭР не совпадает с требованиями ДЕМО и ТЯР. Отчасти проблема получения необходимых данных может быть решена установкой в ИТЭР 4 - 5 экспериментальных модулей размером 3 - 5м² для испытания наиболее напряженных элементов предлагаемых конструкций бланкета и первой стенки ДЕМО. Однако в проекте ИТЭР заложен ресурс работы с нейтронным флюенсом 0,3 - 1,0 МВтлет/м², что в 10 - 30 раз меньше флюенса, необходимого для ДЕМО. Поэтому в настоящее время рассматриваются возможности создания установок генерирующих термоядерные нейтроны для материаловедческих испытаний с возможностью сильного увеличения флюенса.

Параметры ИТЭР, хотя и позволяют провести испытания принципиальных систем и компонент энергетического термоядерного реактора, все же недостаточны для получения полной базы данных и отработки режимов работы, необходимых для начала его строительства. Следующим этапом на пути создания энергетического реактора будет демонстрационный реактор ДЕМО, концептуальные проекты вариантов которого прорабатываются в настоящее время всеми ведущими странами. Строительство ДЕМО возможно в 20-ых или 30-ых годах следующего века в зависимости от успехов программы ИТЭР.

III. ПРЕДПОСЫЛКИ СЦЕНАРИЕВ РАЗВИТИЯ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
III.1 Радиоактивность

Радиоактивность материалов ТЯР сосредоточена в подавляющем количестве в твердых отходах (конструкционных материалах; бридере топлива (трития) и бериллии, если он есть в реакторе). Единственным активным газом является тритий, величины предельно допустимых концентраций которого на несколько порядков величины ниже чем для большинства остальных радиоактивных материалов ТЯР. Биологическое время жизни трития в организме человека 10-30 дней, в почве выравнивание концентрации происходит в течении 100-300 дней. Соответственно при циркуляции концентрация трития падает на несколько порядков величины в течении одного года.

Тритий является “внутренним топливом”, его цикл замкнут на площадке станции, и соответственно транспортировка трития (кроме начальной загрузки) не требуется.

Полная активность термоядерного реактора в первый период после выключения близка к активности материалов АЭС. Однако радиоактивные отходы ТЯР в отличие от отходов АЭС имеют относительно низкую удельную радиоактивность и не содержат в себе трансурановых элементов, продуктов деления и радиоактивных газов (кроме трития). В результате:

Резко уменьшена величина возможного выброса радиоактивности

Отсутствует необходимость процедуры предварительной химической обработки отходов перед фабрикацией или захоронением.

Резко снижаются требования к хранению отходов в хранилищах. В ТЯР отсутствуют материалы, требующие охлаждения в течение десятилетий. Практически возможно хранение отходов на территории термоядерной станции не опасаясь последствий аварийных ситуаций.

Имеется возможность ручной или дистанционной переработки большей части материалов отработавшего срок службы ТЯР, причем завод по переработке может быть интегрирован в единой площадке с термоядерной станцией

III.2 Эксплуатационная безопасность

Глобальные задачи безопасности эксплуатации термоядерной станции состоят в обеспечении:

отсутствия необходимости эвакуации населения за периметром площадки даже при наихудших авариях

простоты и надежности хранилищ отработанных радиоактивных материалов

возможности захоронения не поддающейся рефабрикации части отработанных материалов в околоповерхностных формациях

отсутствия необходимости тщательного контроля захоронений для обеспечения безопасности следующих поколений.

Анализ проекта ИТЭР показал, что выход радиоактивности при всех возможных и гипотетических авариях ТЯР значительно ниже чем при авариях АЭС. Большинство продуктов активации связано в твердых материалах, выход из которых сильно затруднен или невозможен. Реальные запасы тепловой энергии в конструкциях ТЯР не очень велики и барьер безопасности легко может противостоять интегральным авариям. Аварии магнитных систем, обладающих максимальным запасом энергии (100 - 200 ГДж), также не приводят к существенным структурным изменениям реактора.

Наибольшую радиационную опасность в ТЯР представляют:

- тритий, диффундирующий в материалы из плазмы или накапливающийся в результате ядерных реакций в бериллии (если таковой используется в качестве размножителя нейтронов)

-продукты коррозии, содержащиеся в теплоносителе

- пыль образующаяся при распылении материалов внутрикамерных компонентов реактора.

Анализ выбросов радиоактивности показал, что максимально возможный аварийный выброс не превосходит ~ 50 г. по тритию, 25 г. по продуктам коррозии и 40 - 100 г по пыли, образующейся в плазменной камере. Эти выбросы приводят к суммарным дозам облучения на границе площадки в 2-10 раз ниже допустимой дозы для населения.

В проекте ИТЭР анализировались также аварии с выбросом пыли и трития в процессе транспортировки элементов реактора в хранилище. Выход мог бы составить 10 г трития и ~40 г пыли, что значительно ниже допустимого предела.

Результаты анализа показывают, что даже при аварийных ситуациях с ничтожно малой вероятностью не требуется эвакуации населения за границей площадки.

III.3 Пассивная (внутренне присущая) безопасность

Термоядерные реакторы обладают следующими свойствами пассивной безопасности:

- Отсутствует возможность неконтролируемого роста мощности благодаря тому, что горение плазмы прекращается в случае попадания в плазму материалов первой стенки при её плавлении или испарении;

- Низкое остаточное энерговыделение в материалах реактора после его остановки гарантирует целостность конструкции в случае аварийных ситуаций с потерей охлаждения.

Максимальная энергонапряженность в элементах термоядерного реактора в рабочем режиме и после остановки почти на порядок ниже чем в реакторах АЭС. Передача энергии происходит через большие поверхности и массы материала, способного аккумулировать энергию. Низкая энергонапряженность и большая тепловая инерция позволяет обеспечить пассивное охлаждение конструкций, предотвращающее рост температуры выше допустимой в случаях аварийных ситуаций с потерей теплоносителя или ограничения его циркуляции. Анализ проведенный в проекте ИТЭР и ряде других исследований показал, что повышение температуры конструкционного материала не превысит 600 - 700 ^оС. Эти температуры, хотя и могут привести к некоторым повреждениям конструкции внутрикамерных элементов, не нарушают общую структурную устойчивость конструкции и не приводят к нарушению барьеров безопасности.

При отказе активной системы гашения термоядерной реакции происходит повреждение первой стенки бланкета при температурах 800-1100 ^оС, приводящее к выходу теплоносителя и автоматическому гашению реакции.

Большая инерция создает также запас времени для диагностирования ситуации и принятия адекватных мер.

III.4 Переработка материалов ТЯР

Стратегия обращения с отработанными радиоактивными материалами ТЯР нацелена на переработку радиоактивных отходов и возвращение материалов обратно в цикл рефабрикации с максимально коротким периодом обращения.

Анализ спада активности материалов ТЯР показывает, что при любых реальных временах выдержки возможны два подхода:

Дистанционная переработка и рефабрикация (уровень облучения меньше 10^-2 - 10^-3 Зв/час), в настоящее время не проработанная для использования в термоядерной энергетике и, по видимому, достаточно дорогая

Ручная переработка и рефабрикация (уровень облучения меньше 10^-5Зв/час) на радиационно регистрируемых предприятиях, обслуживаемых персоналом группы А, опыт работы которых имеется. Технологию изготовления и монтажа крупногабаритных элементов ТЯР на таких предприятиях предстоит еще определить.

При временах выдержки 30-100 лет (в зависимости от конкретных конструкционных материалов) возможна ручная переработка ~60-70 вес. % материалов реактора и дистанционная переработка ~20-30 вес. % материалов. Остальные материалы относятся к классу среднекоактивных отходов и подлежат поверхностному захоронению. Возможно некоторое увеличение доли дистанционно перерабатываемых материалов при увеличении срока выдержки до 300-500 лет.

Лишь незначительная доля материалов (в первую очередь бериллий и керамические материалы) могут быть использованы для изделий, не требующих радиационного контроля после выдержки 100-300 лет (активность ниже 400 Бк/кг).

III.5 Захоронение материалов термоядерных станций

Рефабрикация является предпочтительным вариантом работы с низкоактивными отходами, в которых мощность контактной дозы ниже предельного уровня дистанционного обработки (~10^-5 Зв/час).

Хотя значительная часть радиоактивных материалов ТЯР может быть подвергнута рефабрикации после выдержки 30 - 100 лет, остается необходимость захоронения некоторой части материалов (до 10-15 %). К ним относятся среднеактивные отходы материалов бланкета, дивертора и некоторых вспомогательных компонентов реактора, ограниченные рамками: 2мЗв/ч - 20мЗв/ч по контактной дозе, и 1 Вт× м ^-3 - 10 Вт× м ^-3 по энерговыделению. В зависимости от возможности дистанционной переработки к ним могут добавляться некоторые низкоактивные отходы. Эти отходы должны быть подвергнуты процедуре околоповерхностного захоронения с соблюдением контроля в течение длительного (500 лет и больше) времени.

Некоторое уменьшение долгоживущей активности основных материалов ТЯР может быть достигнуто тщательным подбором их композиции и ограничением содержания определенных примесей.

III.6 Условие ВЫБОРА СЦЕНАРИЯ

В настоящее время затраты на производство электроэнергии термоядерной станцией оцениваются заметно выше затрат при использовании АЭС. Это соотношение может измениться с учетом стоимости мер по переработке и захоронению радиоактивных материалов обоих систем в энергетике глобального масштаба. Для оценки эффекта необходима проработка полного цикла ядерной и термоядерной энергетики, находящейся в конкретной окружающей среде (не только электроэнергетики) с полным анализом инфраструктуры и т.п. Такие исследования в настоящее время отсутствуют.

IV. ЭТАПЫ СТРАТЕГИИ
IV.1 Основные принципы стратегии

Разработка стратегии развития термоядерной энергетики должна включать в себя обоснование трех принципиальных положений:

Выбор типов термоядерных энергостанций и возможных сценариев их строительства с учетом запроса на энергию и ограничений на темп роста. Естественно, что такие сценарии будут существенно зависить от специфики стран и регионов, однако уже в настоящее время ясно, что относительно быстрый рост в XXI веке возможен только при широкой международной кооперации из-за высокой стоимости первых шагов, не приносящих экономической выгоды, и невозможности для отдельной страны в короткие сроки воспроизвести путь, уже пройденный в международной кооперации. В настоящее время оценка темпов строительства термоядерных энергостанций может базироваться на опыте создания больших экспериментальных токамаков и на детальной разработке технического проекта Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР).

Оценка сценария развития инфраструктуры, обеспечиваюшей строительство энергостанций. В настоящее время такая оценка затруднительна, так как строительство экспериментальных термоядерных установок производилось на отдельных предприятиях в рамках существующих технологий. Строительство ИТЭР должно явиться базой для отработки промышленных технологий и определения основных структурообразующих предприятий. Повидимому развитие инфраструктуры для создания ТЯР будет тесно связано также с существующей и развивающейся инфраструктурой атомной энергетики.

Анализ сценария захоронения/рефабрикации отработавших срок материалов ТЯР. Несмотря на большое количество научных публикаций на эту тему, сделать выводы о возможном сценарии затруднительно. Более или менее ясными являются три положения:
- Основная часть материалов будет подлежать радиационному контролю в течение длительного времени (100 и более лет).

- Невысокая удельная активность и практическое отсутствие в ней летучих элементов позволяют относительно легко обеспечить их длительное хранение на площадке станции при не слишком больших стоимостных затратах.

- Стратегия рефабрикации материалов не может быть оценена без детального анализа, в настоящее время отсутствующего. Ясно только, что рефабрикации в XXI веке не будет играть существенную роль в темпах развития термоядерной энергетики.

IV.2 Возможный сценарий развития термоядерной энергетики

На основе опыта развития атомной энергетики можно предположить, что эволюция термоядерных реакторов в XXI веке пройдёт три стадии (рис. 1):

Стадия I. Экспериментальный термоядерный реактор (ИТЭР) для исследования плазменных и технических параметров термоядерных реакторов первого поколения.

Строительство ИТЭР может начаться в первой декаде XXI века, программа экспериментов рассчитана на двадцать лет. Результаты, необходимые для решения о строительстве прототипного термоядерного реактора ДЕМО, будут получены в 20-ых годах XXI века.

Параллельно с ИТЭР будут проводиться физические исследования на других экспериментальных термоядерных установках, равно как внереакторные эксперименты.

Стадия II. Прототипный термоядерный реактор ДЕМО для:

- развития и проверки технологической и индустриальной базы,

- проверки надёжности, безопасности и влияния на экологию планируемой термоядерной электростанции (ТЯЭС)

- оценки экономических характеристик ТЯЭС

Начало строительства ДЕМО без прохождения первого этапа вряд ли имеет смысл, если только по каким-то обстоятельствам не возникнет необходимость форсировать термоядерную программу (с увеличением риска ее реализации).

Комментарий ред. сайта: то есть получается, что если необходимость форсировать развитие термоядерной энергетики есть (а по нашему мнению, такая необходимость есть), то можно пройти этап создания термоядерной энергетикии значительно быстрее

Строительство ДЕМО возможно в 20-ых или 30-ых годах следующего века в зависимости от успехов программы ИТЭР и сопутствующих программ.

Стадия III. Увеличение мощности термоядерных электро- или теплостанций до ~100 ГВт в отдельной стране или в регионе.

Темп роста термоядерной энергетики (как и других крупных энергосистем) в отдельной стране или регионе ограничивается вкладом в полную энергетику 10¸ 20% на начальном периоде продолжительностью около 30¸ 40 лет.

Период удвоения мощности термоядерной энергетики на третьей стадии скорее всего будет ограничен 7¸ 10 годами, необходимыми для налаживания промышленной инфраструктуры (производство сверхпроводников и бериллия, рефабрикация материалов, переработка и захоронение отходов и т. д.).

IV.3 Путь России к термоядерной энергетике

В течение последних десятилетий развитие исследований по управляемому термоядерному синтезу проводились в России в тесном международном сотрудничестве. Полученные результаты позволили накопить обширную базу физических данных и внедрить в опытное производство серию принципиальных технологий, необходимых для строительства термоядерного реактора.

Особенно плодотворным было участие в разработке технического проекта международного реактора ИТЭР, в результате которого Россия приобрела полную проектную документацию по техническому проекту термоядерного реактора и всех его систем; проект площадки; расчетные и экспериментальные обоснования всех элементов реактора; физическую базу данных, полученную в дорогостоящих экспериментах на крупных установках во всех странах-участницах. Дальнейшее участие в создании и эксплуатации ИТЭР позволит получить опыт и базу данных для создания серии промышленных технологий, необходимых для строительства ДЕМО и последующих ТЯР.

Комментарий ред. сайта: вообще говоря, после получения этих документов ничто не мешает создавать термоядерный реактор и в рамках одной страны

Темпы развития термоядерной энергетики будут зависеть от запроса на нее различными регионами, не ограниченными только Россией. Возможности выхода России на международный энергетический рынок в XXI веке зависит в первую очередь от ее последовательного участия в проектировании и реализации термоядерных реакторов ИТЭР и ДЕМО.

Литература

[1] А.А. Макаров ИЭИ РАН. “Новые тенденции и интеграционные эффекты в развитии мировой энергетики”. 1998 г.

[2] "International Thermonuclear Experimental Reactor ITER" Preprints, IAEA 16-th Fusion Energy conference, Montreal, October 1996.