DT. У цій установці передбачається надійний захист від потужного рентгенівського випромінювання, потоку швидких іонів і нейтронів. Передбачається використовувати енергію потоку швидких нейтронів (10 17 м -2. с), які в спеціальній захисній оболонці (БЛАНКЕТ) буде сповільнюватися, і віддавати свою енергію теплоносію. Крім того, якщо в БЛАНКЕТ буде міститися ізотоп літію 3 6 Li, то він під дією нейтронів буде перетворюватися на тритій, який в природі не існує.
Токамаки наступного покоління будуть представляти собою вже дослідно-промислові термоядерні електростанції, і вони зрештою повинні будуть виробляти електроенергію. Передбачається, що вони будуть реакторами В«гібридного типуВ», в яких бланкет буде містити матеріал, що ділиться (уран). Під дією швидких нейтронів в урані відбуватиметься реакція поділу, що підвищить загальний енергетичний вихід установки.
Отже, токамаки являють собою пристрої, в яких плазма нагрівається до високих температур і утримується. Як здійснюється в токамаках нагрів плазми? Перш всього, плазма в токамаке нагрівається внаслідок протікання електричного струму це, як кажуть, омічний нагрів плазми. Але при дуже високих температурах опір плазми сильно падає і омічний нагрів стає неефективним, тому зараз досліджуються різні методи додаткового підвищення температури плазми, такі як інжекція в плазму швидких нейтральних частинок і високочастотний нагрів.
Нейтральні частки не відчувають ніякої дії з боку магнітного поля, що утримує плазму, і тому можуть бути легко В«впорснутиВ», інжектовано в плазму. Якщо ці частки володіють великою енергією, то, потрапивши в плазму, вони іонізуются і при зіткненнях з частинками плазми передають їм частину своєї енергії, і плазма нагрівається. Зараз досить добре розроблені методи отримання потоків нейтральних частинок (атомів) з великою енергією. З цією метою за допомогою спеціальних пристроїв - прискорювачів - зарядженим частинкам повідомляється дуже велика енергія. Потім цей потік заряджених частинок спеціальними методами нейтралізують. У результаті виходить потік високоенергетичних нейтральних частинок.
Високочастотний нагрів плазми може здійснюватися за допомогою зовнішнього високочастотного електромагнітного поля, частота якого збігається з однією з власних частот плазми (умови резонансу). При виконанні цієї умови частинки плазми сильно взаємодіють з електромагнітним полем, і відбувається перекачування енергії поля в енергію плазми (плазма нагрівається).
Хоча програма токамаків вважається найбільш перспективною для термоядерного синтезу, фізики не припиняють досліджень за іншими напрямами. Так, останні досягнення по утриманню плазми в прямих системах з магнітними пробками вселяють оптимістичні надії на створення на основі таких систем енергетичного термоядерного реактора.
Для стійкого утримання плазми за допомогою описаних пристроїв в пастці створюються умови, за яких магнітне поле наростає від центру пастки до її периферії. Нагрівання плазми здійснюється за допомогою інжекції нейтральних атомів.
Як у токамаках, так і у пробкотрон для утримання плазми необхідно дуже сильне магнітне поле. Однак існують напрямки вирішення проблеми термоядерного синтезу, при реалізації яких відпадає необхідність створення сильних магнітних полів. Це так звані лазерний синтез і синтез за допомогою релятивістських електронних пучків. Суть цих рішень полягає в тому, що на тверду В«мішеньВ», що складається з замороженої суміші DT, з усіх боків направляють або потужне лазерне випромінювання, або пучки релятивістських електронів. В результаті мішень повинна сильно нагріватися, іонізованниє і в ній вибуховим чином повинна відбутися реакція синтезу. Однак практичне втілення цих ідей пов'язане зі значними труднощами, зокрема через відсутності лазерів, що володіють необхідною потужністю. Тим не менш, у даний час інтенсивно розробляються проекти термоядерного реактора на основі цих напрямів.
До вирішення проблеми можуть привести різні проекти. Вчені сподіваються, що, зрештою, вдасться здійснити керовані реакції термоядерного синтезу і тоді людство отримає джерело енергії на багато мільйонів років.
Проект ІТЕР
Вже на самому початку проектування токамаків нового покоління стало ясно, наскільки вони складні і дороги. Виникла природна думка про міжнародне співробітництво. Так з'явився проект ІТЕР (Інтернаціональний Термоядерний Енергетичний Реактор), в розробці якого беруть участь об'єднання В«ЄвратомВ», СРСР, США і Японія. Надпровідний соленоїд ІТЕР на основі нітрату олова повинен охолоджуватися рідким гелієм при температурі 4 К або рідким воднем при 20 К. На жаль, чи не збулися мрії про більш В«тепломВ» соленоїді з надпровідної кераміки, який міг би працювати при температурі рідкого азоту (73 К). Розрахунки показали, що він тільки погіршить систему, оскільки, крім ефекту надпровідності, сві...
