Естественная ядерная энергия синтеза Солнца, или солнечная энергия, выделяемая в ходе ядерных реакций синтеза в виде светового и теплового излучений, известна давно. Искусственные, т.е. созданные человеком, реакции синтеза (в водородных бомбах) были с успехом опробованы в 50-х годах. С тех пор непрерывно продолжались теоретические и экспериментальные исследования управляемого термоядерного синтеза. До сих пор, однако, научная обоснованность управляемого термоядерного реактора (УТР) так и не была продемонстрирована.
Если удастся достигнуть устойчивого состояния плазмы (ионизированного газа при высокой температуре), то надежды на использование термоядерной энергии, особенно в дейтерий-тригиевом УТР, могут стать реальностью.
Основное термоядерное топливо - дейтерий, тяжелый изо гоп водорода, является составной частью обычной воды. Таким образом, источник термоядерной энергии неисчерпаем. Более того, термоядерные реакции приводят к образованию лишь незначительного количества радиоактивных продуктов. Следовательно, захоронение радиоактивных отходов не составит трудностей.
С точки зрения физики плазмы, скорее всего, дейтерий-тритиевый термоядерный реактор будет первым из УТР. Первая (вакуумная) стенка реактора, удерживающая плазму, испытывает очень высокие температуры и мощную бомбардировку ионами и нейтронами. Таким образом, выбор материала первой стенки УТР представляет собой непростую проблему. Сплав ниобия был предложен как идеальный материал первой стенки. Однако ниобий—элемент редкий и чрезвычайно дорогой. Экспериментальные данные о сплавах ниобия остаются неудовлетворительными. Помимо материала первой стенки, для УТР требуются также структурные, теплоотводящие, экранирующие и другие материалы, которые также необходимо разработать в будущем.
Рис. 1.22. Схема термоядерной установки типа токамак:
1 — полоидальные магнитные катушки, перпендикулярные полоидальному магнитному полю; 2 — тороидальное магнитное поле; 3 — полоидальные магнитные катушки; 4 — стальное ярмо трансформатора; 5 — первичная обмотка; 6 — первая стенка (вакуумная камера); 7 — результирующее магнитное поле; 8 — тороидальный электрический ток (вторичный ток); 9 — плазма; 10 — проводящая оболочка; 11 — диагностическое окно
Рис. 1.23. Схема тороидальной плазмы внутри стенки (вакуумной камеры) токамака. Результирующее винтовое магнитное поле в токамаке (в) и плазменный шнур и магнитные поля (б):
1 — винтовое магнитное поле; 2 — результирующее винтовое магнитное поле; 3 — вертикальное магнитное поле (формируется с внешней стороны тора); 4 — тороидальное магнитное поле; 5 — проводящая оболочка; 6 — плазма; 7 — полоидальное магнитное поле; 8 — ось тороида; 9 — тороидальный электрический ток
Рис. 1.24. Разрез бланкета термоядерного реактора:
1 — теплоноситель, замедлитель и материалы бланкета; 2 — радиационная защита и теплоизоляция; 3 — магнитная катушка и криогенная зона; 4 — биологическая и тепловая защита; 5 — бланкет; 6 — каналы циркуляции теплоносителя; 7 — первая стенка; 8 — проводящая оболочка; 9 — внутренняя керамическая оболочка; 10 — высокий вакуум; 11 — зона плазмы
Для улучшения устойчивости плазмы было предложено и опробовано несколько управляемых термоядерных устройств. На основании теоретических и экспериментальных данных была создана индукционная разрядная система, состоящая из большого токамака (с тороидальной обмоткой) и двойного магнитного зеркала. Индукционную разрядную систему можно представить как трансформатор, в котором индукционная катушка выполняет роль первичной обмотки, а плазма — вторичной. Принципиальная схема типичного токамака показана на рис. 1.22. Удерживающее и стабилизирующее плазму магнитное поле состоит из тороидального поля, полоидального поля и вертикального поля токамака. Указанные поля ориентированы под прямым углом друг к другу, (рис. 1.23). На рис. 1.24 изображен продольный разрез банкета термоядерного реактора [4S].
