Самый простой вариант такого двигателя — пробкотрон, состоящий всего из двух магнитных катушек, пробок, расположенных на некотором удалении друг от друга. Иногда посередине добавляют менее мощные катушки, которые позволяют управлять профилем магнитного поля между пробками. При достаточно большом размере в пробкотроне может проходить термоядерная реакция, выделяющая чуть больше энергии, чем тратится на ее поддержание. Но, увы, совсем ненамного и только при работе на смеси дейтерия и трития. Поскольку КПД преобразования тепловой энергии в электрическую невелик, пробкотрон всегда будет требовать для своей работы подвода энергии извне. Если вспомнить, какие мощности необходимы для создания существенной тяги при большом удельном импульсе, получится, что для питания двигателя нам потребуется полномасштабная космическая АЭС. В таких условиях проще отказаться от термоядерного реактора и использовать куда более простую и существенно лучше отработанную связку из АЭС и электрореактивных двигателей.

Развитием идеи пробкотрона является многопробочная ловушка (с гофрированным полем). В первом приближении путем увеличения ее длины можно достичь сколь угодно хорошего удержания плазмы, вплоть до зажигания самоподдерживающейся термоядерной реакции, не требующей подвода энергии извне. С учетом высокой плотности плазмы, которую можно достичь в ловушке такого типа, она производит впечатление весьма перспективного кандидата. Увы, есть две проблемы, существенно снижающие перспективность этого направления. Первая — это потери плазмой энергии поперек магнитного поля, которые для установок большой длины, скорее всего, станут основными. Вторая проблема состоит в том, что даже для смеси дейтерия и трития (1:1) необходимая длина двигателя составит около 1 км, а это на порядок превосходит размер МКС (для других видов топлива размеры двигателя будут еще больше).

Другим развитием пробкотрона является газодинамическая плазменная ловушка, в которой длинная область с однородным магнитным полем относительно небольшой напряженности с обоих концов заканчивается мощными магнитными пробками или парами пробок (дополнительными пробкотронами с мощным полем). Положительное свойство такой ловушки — хорошо предсказуемое поведение плазмы в ней. Однако ее длина, как и в случае многопробочной ловушки, должна будет составлять около километра или более даже при дейтерий-тритиевом топливе.

Наиболее простая открытая плазменная ловушка — пробкотрон. В простейшем случае она состоит всего из двух магнитных катушек. Развитие пробкотрона — многопробочная и газодинамическая ловушки.

Еще один вариант открытых ловушек — это ловушки с амбиполярным удержанием плазмы. В простейшем случае это система из трех пробкотронов: один центральный с очень большой длиной и два маленьких на торцах. Непрерывно подаваемая разогретая плазма в торцевых пробкотронах не дает уходить плазме из центрального пробкотрона. Сделав центральную часть достаточно длинной, мы всегда можем производить в ней больше энергии, чем нужно для поддержания плазмы в концевых участках. Такая ловушка теоретически должна получиться заметно короче газодинамической или многопробочной. Но есть у нее и недостатки. Во‑первых, обязательная инжекция плазмы в концевых участках и нагрев ее там, на что требуются десятки и даже сотни мегаватт. Таким образом, реактор должен стать не только двигателем, но и основой полномасштабной электростанции для поддержания собственной работы. Во‑вторых, конфигурация электромагнитного поля в амбиполярной ловушке куда сложнее, чем в других типах открытых ловушек, а объем экспериментальных данных недостаточен. Так что пока говорить об осуществимости такого двигателя слишком рано.

Силы инерции

В ловушках с магнитным удержанием удельный импульс ограничен температурой плазмы, которая, в свою очередь, ограничена конструкцией. А вот инерциальный ядерный синтез потенциально позволяет получить удельный импульс порядка 10 000 000 м/с (около 3% от скорости света), что делает его идеальным вариантом для межзвездных зондов. Именно этот принцип был использован в известном проекте звездолета «Дедал», который разрабатывался группой специалистов из Британского межпланетного общества в 1970-х годах. Его же использует разрабатываемый сейчас наследник «Дедала» — «Икар».

Инерциальный синтез. Основная идея инерциального синтеза состоит в равномерном облучении крупинки термоядерного топлива мощными потоками частиц (фотонов, ионов, электронов), что приводит к ее сжатию и разогреву.

Термоядерные двигатели на инерциальном синтезе — это импульсные термоядерные реакторы, дополненные магнитным соплом для продуктов реакции. Поскольку зажигание самоподдерживающейся реакции здесь принципиально невозможно, реактор должен быть не только двигателем, но и электростанцией для обеспечения энергией самого себя. Причем его электрическая мощность должна составлять как минимум 10% от мощности реактивной струи. Расчеты показывают, что при тяге двигателя всего 2000 Н (204 кгс) и удельном импульсе 10 000 000 м/с нам потребуется мощность ракетного двигателя в 10 ГВт, а электрическая — не менее 1 ГВт. Это мощность целого энергоблока крупной АЭС.

Кроме того, нет оснований полагать, что в сколько-нибудь обозримом будущем будут созданы космические лазеры, пригодные для обжатия мишеней такого двигателя. Единственным реалистичным вариантом можно считать использование пучков тяжелых ионов. Но и они, с нужными характеристиками, еще не созданы даже для наземных установок.

Глобус-М. Экспериментальный зал ФТИ РАН со сферическим токамаком Глобус-М. Потомки этой установки могут стать основой как наземной электростанции, так и термоядерного ракетного двигателя.

Токамаки в космосе

Почти все авторы проектов термоядерных двигателей игнорируют токамаки, ссылаясь на сложность осуществления отбора плазмы для реактивной струи. Но они ошибаются.

На заре термоядерных исследований предполагалось, что в токамаке плазма будет надежно удерживаться. Однако быстро выяснилось, что плазма поперек магнитного поля уходит на стенку установки и разрушает ее. Одним из наиболее эффективных способов решения этой проблемы оказалась концепция дивертора. Суть ее в том, что в конфигурации магнитного поля создается четкая граница — сепаратриса. Внутри сепаратрисы плазма максимально хорошо удерживается, но за ее пределами почти мгновенно уходит на специальные пластины в нижней (чаще всего) части установки, которая и называется дивертором.

Таким образом взаимодействие между термоядерной плазмой и стенкой существенно ослабляется. Ничто не мешает использовать плазму, пересекающую сепаратрису и уходящую в дивертор, для создания тяги в ракетном двигателе. Напуск водорода в область дивертора позволит, как и в случае открытых ловушек, на порядок повысить тягу, пожертвовав удельным импульсом.

Важнейшее преимущество токамака перед всеми иными концепциями термоядерных ракетных двигателей — максимальная отработанность этого типа магнитных ловушек. Если параметры созданных открытых магнитных ловушек хуже необходимых в сотни раз, то параметры токамаков нужно улучшить всего на порядок. Кроме того, наработки по термоядерному ракетному двигателю окажутся крайне полезными для наземных термоядерных электростанций. Расчеты показывают, что сферический токамак с сильным магнитным полем, работающий на смеси 98% дейтерия и 2% трития, способен развивать выходную мощность порядка 300 МВт. Объединяя несколько таких токамаков, можно получить тягу порядка 1000 кгс при удельном импульсе в 350 000 м/с, при этом расход дейтерия составит 1,5 г/с, а водорода, используемого как дополнительное рабочее тело, — около 26 г/с. Корабль «сухой» массой 565 т, несущий 35 т дейтерия и 600 т водорода, сможет разогнаться до скорости 65 км/с, затормозить, снова разогнаться до этой скорости и снова затормозить. Такие параметры позволяют уложить длительность экспедиции к Сатурну в два года.

Полный бак

На чем же будут работать звездолеты? Выбор топлива — отдельная серьезная проблема. Проще всего запустить реакцию в смеси дейтерия и трития 1:1. Однако с ее использованием есть большие проблемы. Тритий в природе не встречается, его необходимо получать искусственно. Необходимые количества при этом составят десятки тонн, что во много раз превышает возможности его производства за всю историю! Кроме того, он радиоактивен (хотя и слабо) и благодаря этому саморазогревается, так что его практически невозможно хранить в сжиженном виде, а хранить под давлением, да еще и охлаждать — не самая простая задача.

Поэтому логичным решением представляется производство трития из лития прямо в двигателе, как это планируется делать на термоядерных электростанциях. Но за один проход через реактор успевает прореагировать лишь доля процента термоядерного топлива (в реакторах с инерциальным удержанием — до 10%). В электростанции вся отработанная (попавшая в дивертор) плазма собирается, и тритий может быть использован повторно. Но в двигателе эта плазма выбрасывается, так что на один атом трития, вступивший в реакцию, нужно произвести сотни новых. Однако это невозможно: один термоядерный нейтрон в лучшем случае может произвести два атома трития.

Использование смеси дейтерия и гелия-3 позволяет максимум термоядерной энергии задействовать в производстве тяги, так как «горение» такой смеси дает куда меньше нейтронов и больше быстрых заряженных частиц. Гелий-3 стабилен и совершенно безопасен. Но его на Земле нет. Единственный источник гелия-3 — распад трития, так что производство его в количестве десятков тонн — еще более сложная задача. Теоретически гелий-3 можно добывать на Луне, но для этого потребуется создание мощной космической инфраструктуры (для чего как раз очень пригодился бы термоядерный ракетный двигатель). Стоит отметить еще две проблемы смеси дейтерия и гелия-3: во‑первых, она требует куда большей температуры и времени удержания плазмы, а во-вторых, дает меньшую мощность на единицу объема плазмы.

Поэтому первые термоядерные ракетные двигатели будут работать либо на чистом дейтерии, либо на дейтерии с небольшой (не более нескольких процентов) примесью трития. Недостатки у этого топлива такие же, как и у смеси дейтерия и гелия-3, плюс еще мощное нейтронное излучение. Зато дейтерий относительно дешев и доступен практически в неограниченных количествах. Концентрация примеси трития будет определяться тем, сколько его удастся произвести из лития. Даже небольшая примесь этого изотопа может позволить существенно повысить термоядерную мощность реактора.