Санкт-Петербургский

государственный политехнический университет

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Р Е Ф Е Р А Т

 

 

Дисциплина: История и философия науки

 

 

Тема:

История научных исследований в области управляемого термоядерного синтеза

 

 

 

 

 

Выполнил аспирант

кафедры   физики плазмы  

Физико-технического факультета                             П.А.Молчанов

 

 

Научный руководитель

проф., д. ф.-м. наук                                                     В.А.Рожанский

 

“____” ___________2008 г.

 

 

 

 

Санкт-Петербург

2008

 

 

Содержание

Введение.................................................................................................. 2

1.. Токамаки - лидер в  решении проблемы управляемого синтеза….   4

2.. Стеллараторы.................................................................................. 29

3.. Инерциальный термояд.................................................................. 49

Заключение........................................................................................... 69

Список литературы............................................................................. 72

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

Говорят, говорят, скоро будет термояд,

Будет мирный, будет смирный, управляемый.

Нам об этом термояде говорили в детстве дяди.

Говорят, говорят, скоро будет термояд!

А теперь мы сами дяди, сами то же говорим

И мечтой о термояде все горим, горим, горим...

(Из поздравления И.Е.Тамму в день его 75-летия, народное творчество) [5]

 

Да и как не гореть, если точно известно, что в каждом по­лулитре любой окружающей нас воды заключена потенциальная энергия термоядерного синтеза, эквивалентная энергии сгорания бочки бензина!

Речь идет о двух почти равноверо­ятных реакциях: D + D→He³ + n и D + + D→T + p c выделением в каждом акте синтеза 3.25 либо 4 МэВ энергии (1МэВ = 1.6• 10^–13 Дж). Здесь: р - протон, D - дейтон, ядро тяжелого изотопа водорода (дейтерия) с одним нейтроном (n) в ядре, а T - тритон, ядро сверхтяжелого (трития) - с двумя. Образовавшийся тритон вступит в реакцию D + T→He⁴ (3.6 МэВ) + n (14 МэВ).

В итоге: 5D→He³ + He⁴ + р + 2n + (24.85 МэВ).

Дейтерий составляет одну семиты­сячную добавку к природному водороду, а потому является практически безгра­ничным источником энергии. Наиболее энергоемкие продукты реакции синтеза — быстрые нейтроны — могут быть использованы в традици­онном энергетическом пароводяном цикле («чистый» синтез) или, что значи­тельно эффективней, в цикле деления урана либо тория, для создания глубоко подкритического, а потому безопасного реактора деления на быстрых нейтро­нах (гибридный вариант). В таком слу­чае речь пойдет уже о десяти и более бочках бензина… Правда, при этом мы основательно забираемся в область реакторов деления с их традиционными проблемами. Хотя и «чистый» синтез до конца не чист, коль скоро в нем фигу­рируют нейтроны и тритий, но, по оцен­кам специалистов, уровень экологичес­ких проблем может быть снижен для него в десятки раз по сравнению с энергетикой деления. Его главное пре­имущество — отсутствие жидких и газо­образных радиоактивных отходов. Наве­денная активность конструкций может быть существенно уменьшена (если воз­никнет такая необходимость) примене­нием ванадиевых сплавов. Дабы не те­рять столь важные преимущества, огра­ничимся далее темой «чистого» синтеза, реакциями D+D и D+T.

Огромная притягательная сила проблемы управляемого термоядерного синтеза (УТС) для ученых связана с возможностью использования неограниченных термоядерных ресурсов энергии на земле — энергии, выделяющейся при слиянии легких атомных ядер и образовании более тяжелых. В качестве топлива здесь в первую очередь будут служить тяжелые изотопы водорода — дейтерий и тритий. Запасы же дейтерия таковы, что их хватит для нужд человечества на миллионы лет даже при очень высоком росте потребления энергии. Но на пути к контролируемому использованию этой энергии природа поставила перед людьми исключительно большие трудности. Дело в том, что реакция синтеза может произойти, если два ядра сближаются на расстоянии порядка их собственного размера 10^-13 см. Чтобы это сближение произошло, положительно заряженные ядра должны преодолеть взаимное электростатическое отталкивание, т. е. обладать большой энергией. Осуществить это можно, нагрев вещество до очень высокой температуры, когда кинетическая энергия ядер оказывается достаточно большой для преодоления электростатического отталкивания при их столкновениях. В природе такие условия существуют в недрах звезд, и человечество давно использует энергию такого термоядерного реактора в виде потока световой энергии Солнца. Изучив природу этого источника энергии, люди сравнительно быстро осуществили этот процесс на Земле, создав мощнейшее оружие - термоядерную бомбу. Но для осуществления управляемого термоядерного синтеза потребовалось провести огромный объем исследований. Работы по УТС были начаты 57 лет назад, когда возникли первые идеи об удержании плазмы. 5 мая 1951 г., Постановлением Совета Министров СССР была принята, по-видимому, первая в мире правительственная программа "О проведении научно-исследова­тельских и экспериментальных работ по выяснению возможности осуществления магнитного термо­ядерного реактора" [4]. В CCCР была предложена идея магнитного удержания и термоизоляции горячей плазмы, которая легла в основу развития так называемых стационарных систем, в которых реакция синтеза дейтерия и трития должна протекать в форме медленного горения. В настоящее время лидирующее положение заняла программа Токамак. Работы по этой программе ведутся сейчас широким фронтом во всем мире.

Благодаря многолетним упорным усилиям ученых и инженеров многих стран мира достигнута возможность создания термо­ядерного реактора. Проект Международного Термоядерного Экспериментального Реактора ИТЭР разрабатывается в настоящее время на основе сотрудничества Европейского сообщества (Евроатома), России, США и Японии. Целью реактора ИТЭР является демонстрация научной и технической возмож­ности мирного использования энергии ядерного синтеза. В основу этого реактора положена концепция токамака.

 

1.     Токамаки - лидер в  решении проблемы управляемого синтеза

Первый период термоядерных исследований в СССР

К первому периоду исследований по управляемому термоядерному синтезу (УТС) можно отнести 1951 - 1975 гг. К концу этого периода лидирующими установ­ками магнитного удержания плазмы становятся системы с тороидальным электрическим током и сильным магнитным полем -токамаки. В связи с развитием термо­ядерного оружия эти исследования в начальный период носили сверхсекретный характер, что наложило отпечаток на историю их развития. Можно упомянуть, например, что принятию официальных про­грамм по термоядерному синтезу в США и СССР способствовало заявление Президента Аргентины о якобы успешном проведении управляемой реакции син­теза в этой стране.

Термоядерные исследования начались в середине XX века, прежде всего в странах, разрабатывавших термо­ядерное оружие. Причина этого проста: именно в этих странах были накоплены знания и опыт осуществления дорогостоящих проектов, необходимых для таких иссле­дований. Невероятные же по интенсивности темпы организации необходимых работ объясняются следую­щими двумя обстоятельствами.

1).     Первоначальной целью создания термоядерных
реакторов с дейтериевой плазмой было, прежде всего,
производство ядерных материалов (зарядов) для термо­ядерного оружия. Стремление не отстать от соперника в оснащенности   мощнейшим   оружием   было   главным стимулом для принятия решений о проведении исследо­ваний по УТС как в СССР, так и в США [4].

2).     Успех в создании ядерного оружия вселял уверен­ность в столь же быстром решении и проблемы создания
термоядерного реактора. Эта надежда не оправдалась,
но переориентировка программы на производство элект­роэнергии с использованием неисчерпаемого и экологич­ного источника реакций синтеза стала важнейшим сти­мулом для решения проблемы УТС во всем мире.

Следует отме­тить, что еще в 1955 г. на открытии Первой международ­ной конференции по мирному использованию атомной энергии председательствующий X. Баба (Н. Ваhbа) высказал предположение, что "метод управляемого высвобождения энергии ядерного синтеза будет найден в предстоящие 20 лет", т.е. к 1975 г. [4]. В некотором смысле это предсказание действительно сбылось. К этому вре­мени на токамаке Т-3 и его модификации Т-4 была продемонстрирована плазма с температурой масштаба 1 кэВ (1968-1969 гг.). В начале семидесятых годов происходит решительный переход на токамаки во мно­гих лабораториях, связанных с магнитным удержанием плазмы. В Курчатовском институте 1975-й год завер­шается вводом в строй достаточно большого по тем временам токамака Т-10 (работа на нем продолжается и в наши дни). А на токамаке РLТ этого же поколения (введен в строй в том же году в Принстоне, США) с помощью инжекции пучка быстрых атомов дейтерия несколько позже (в 1978 г.) удалось получить плазму с температурой ионов 7 - 8 кэВ [4].

Рассматриваемый период связан в основном, с именем первого руководителя государственной про­граммы исследований по УТС Л.А. Арцимовича, скон­чавшегося в 1973 г. На ранней стадии термоядерные исследования были строго засекречены даже после перемены их цели с поддержки военных программ на мирное использование ядерной энергии. Внутри Лаборатории измерительных приборов Академии наук (ЛИПАН - кодовое название будущего Курчатовского института) никто, кроме не­большой группы исследователей, не знал, что делается в новом здании Бюро электрических приборов (БЭП), стоящем недалеко от здания Отдела электроаппаратуры (ОЭА), где под руководством Л.А. Арцимовича разраба­тывались методы электромагнитного разделения изото­пов для наработки материала для атомных бомб. Даже в самых секретных отчетах одно время использовались загадочные слова: "гуща" (для обозначения плазмы), "высота" (температура), "струя" (магнитное поле). Так что, например, фраза "высокотемпературная плазма в магнитном поле" кодировалась странным выражением "высокая высота гущи в струе" [4].

Любопытно, что каждая из первых трех стран - участниц исследований по УТС на основе замкнутых тороидальных систем - открыла определенное направ­ление магнитного удержания плазмы. Эксперименты с тороидальным газовым разрядом в Великобритании создали направление "тороидальные пинчи с обращенным тороидальным магнитным полем", сокращенно RFP (Reversed Field Pinch). В настоящее время соответствующие крупные установки имеются: одна — в Падуе (Италия), другая — в Бостоне (США). Предложение А.Д. Сахарова и И.Е. Тамма о "Маг­нитном термоядерном реакторе" привело к системам "токамак", занявшим лидерство в мировой программе исследований по УТС. Изобретение Л. Спитцером замкнутой системы маг­нитного удержания с вложенными магнитными поверх­ностями плазмы, на которых каждая магнитная силовая линия, проходя вдоль системы (топологического тора) с проворотом на некоторый угол ("вращательное преоб­разование"), плотно покрывает замкнутую тороидаль­ную поверхность, породило фундаментальное научное направление стационарных "стеллараторных", или "винтовых систем" магнитного удержания плазмы. Эти системы задержались в своем развитии из-за их большей сложности и неудачных экспериментов первого периода их истории. В настоящее время они приобрели "второе дыхание" и наряду с традиционным подходом, самым большим их современным представителем является крупнейшая винтовая система LHD (Large Неliса1 Device) в Японии, а также развиваются усовершенство­ванные "advanced helical systems " (продвинутые винтовые системы), "живым" представителем которых является крупный стелларатор WVII-Х, строящийся в Грайфсвальде (Германия). В Принстонской лаборатории физики плазмы, начи­навшей стеллараторные исследования, в настоящее время реализуются проекты компактного токамака и инновационного "квазисимметричного" стелларатора NCSX с самогенерирующимся "бутстрэп-током" (ток, связанный со спецификой дрейфовых траекторий в торе), что помогает улучшить параметры плазмы  [4].

Помимо замкнутых систем, в США и СССР незави­симо родилось направление открытых магнитных систем с магнитными зеркалами (американский тер­мин), или магнитными пробками (российский термин). В настоящее время оно сохранилось, главным образом, в научных городках Цукубы (Япония) и Новосибирска.

 

Мировой УТС перед Женевой-58

Исследования по УТС до Второй Женевской конферен­ции по мирному использованию атомной энергии были строго засекречены. Ниже приведена краткая хронология соответствующих значительных событий в Англии, США и СССР [4].

Англия

1946 г. Патент Дж. П. Томсона и М. Блекмана на тороидальный термоядерный реактор с дейтерием. Заявленная мощность реактора Р_DD = 9 МВт. Началь­ный нагрев плазмы переменным током 500 кА.

1949   г.   Первые   эксперименты   с   тороидальными
разрядами (П. Тонеманн; С. У. Козине и А. А. Уэйр  - реализация пинч-эффекта с током I = 27 кА).

1955 г. Идея стабилизации разряда магнитным полем
(Р.Дж. Бикертон).

1956 г., апрель. Доклад И.В. Курчатова в Харуэлле.
1958 г. Сенсация (английские газеты от 25 января; публикации в Nature с присоединением работ из США): на большой тороидальной установке ZЕТА (радиусы плазменного тора а=0,5м, R=1,5м) получена плазма с температурой ионов Т=300 эВ!. Эти результаты оказались ошибочными. Но через 10 лет на Третьей конференция МАГАТЭ (Новосибирск, 1968) прозвучало сообщение об открытии на этой установке самооргани­зующихся спокойных режимов с генерацией магнитного потока в плазме, превышающего исходный магнитный поток внутри проводящего кожуха: вне плазмы магнит­ный поток отрицательный. Отсюда название "Reversed Field Pinch " - пинч с обращенным полем (RFP).

США

1945-1946 гг. Семинары Э. Тэллера по УТС. Отри­цательные опыты с пучками (Дж. Так, С. Улам).

1951 г., март. Сообщение Президента Аргентины Перона об успешной демонстрации Р. Рихтером упра­вляемой термоядерной реакции привело Л. Спитцера к изобретению стелларатора в виде соленоида в форме пространственной восьмерки.

1951 г., 11 мая. Обсуждение предложения Л. Спитцера в Комиссии по Атомной Энергии (АЕС).

1951 г., 7 июля. Подписание контракта на исследова­ния в Принстонском университете (Проект Маттерхорн). Несколько позже все работы по УТС (пинчи в Лос-Аламосе, зеркальная ловушка в Ливерморе и др.) объе­диняются в Проекте Шервуд.

СССР

1950  г. Письма О. А. Лаврентьева в Москву, в том числе с описанием идеи осуществления управляемого синтеза дейтериевых ядер при помощи электростатиче­ского поля (выслано с Сахалина в конце июля).

1950 г. Отзыв А.Д. Сахарова на предложение О.А. Лаврентьева (18 августа) с замечанием, что необ­ходима "очень хорошо отражающая сетка" "с тонкой токонесущей частью" для отражения почти всех падаю­щих на нее ядер обратно в реактор.

1950 г., август-сентябрь. Идея создания высокотем­пературной плазмы непосредственно в магнитном поле. Работа А.Д. Сахарова и И.Е. Тамма над теорией МТР.

1950 г., октябрь-декабрь. Ознакомление руководства с идеей магнитного удержания плазмы.

1951  г., январь-февраль. Серия обсуждений и под­готовка проекта Правительственного Постановления о работе над магнитным термоядерным реактором (МТР).

1951 г., 5 апреля. Подписание Сталиным Распоряже­ния Правительства о создании лабораторной модели МТР [см. Гончаров Г.А. УФН 171 894 (2001)].

1951 г., середина апреля. По получении информации о выступлении Президента Перона (25 марта): активиза­ция обсуждений организационных вопросов по проблеме МТР.

1951 г., 5 мая. Подписание Сталиным Постановления Правительства об организации работ по МТР (см. раздел "Из Архива Президента Российской Федерации").

1951-1955 гг. Экспериментальные и теоретические работы по тороидальным и прямолинейным разрядам; непродолжительные инновации (типа высокочастотного удержания и др.).

1955 г. Прообраз токамака (пока еще с фарфоровой камерой) — тор с магнитным полем (ТМП).

57 лет назад

Таким образом, в мае 2001 г. исполнилось 50 лет с момента официального начала программы работ по УТС в СССР и США. История этих исследований забавна и драматична. В нашей стране она началась с письма сержанта Советской Армии Олега Лаврентьева, служившего на Сахалине, в Центральный Комитет ВКП(б) (см. раздел "Из Архива Президента РФ"). Письмо содержало предложения по созданию водо­родной бомбы с использованием атомной и, что более интересно, предложение по электростатическому удер­жанию ядер дейтерия для промышленного производства электроэнергии с использованием двух сферических сеток под отрицательным и положительным потенциа­лами. Письмо попало на отзыв к А.Д. Сахарову, который написал, что "автор ставит весьма важную и не являю­щуюся безнадежной проблему". Отметив ряд трудностей в реализации электростатического удержания, он указал, что сетка должна быть "с большими зазорами и тонкой токонесущей частью, которая должна отражать обратно в реактор почти все падающие на нее ядра (курсив В.Д. Шафранова). По всей вероятности, это требование не может быть совмещено с требованиями прочности". Но "не исключены какие-либо изменения проекта, которые исправят эту трудность". В конце отзыва Сахаров подчеркнул, что независимо от результатов дальнейшего обсуждения "необходимо уже сейчас

Рис.1

                        Олег Александрович Лаврентьев

 

отметить творческую инициативу автора" [4]. Следует заметить, что письмо было послано с Сахалина 29 июля 1950 г., а отзыв А.Д. Сахарова подписан уже 18 августа 1950 г. К этому времени О.А. Лаврентьев, сдавший экзамены за три последних класса средней школы и демобилизовавшийся, уже поступил в Московский госу­дарственный университет.

Письмо Лаврентьева натол­кнуло А.Д. Сахарова на идею магнитной термоизоляции высокотемпературной плазмы. К октябрю, вместе с И.Е. Таммом, были сделаны первые оценки магнитного термоядерного реактора (МТР). После одобрения в январе   1951   г.   предложенного   А.Д.   Сахаровым   и И.Е. Таммом проекта МТР О.А. Лаврентьеву, давшему толчок к сахаровской идее "замагничивания" плазмы, был предоставлен ряд льгот для ускоренного окончания университета. После окончания МГУ О.А. Лаврентьев, по рекомендации Л.А. Арцимовича, был принят в Харьковский физико-технический институт. Проводимые им эксперименты по электростатическому отражению электронов, поки­дающих осесимметричную "антипробочную" ловушку через кольцевую магнитную щель, вызвали интерес в Курчатовском институте. В 1981-1985 гг. на построен­ной тороидальной (для устранения ухода частиц по оси) ловушке АТОЛЛ (Анипробочная Тороидальная Ловушка Лаврентьева) под руководством замечатель­ного физика-экспериментатора М.С. Иоффе были де­тально изучены физические процессы в плазме такой ловушки с четырьмя кольцевыми щелями. Результаты исследований на АТОЛЛе были опубликованы в 1989 г [4].

 

Идея магнитной термоизоляции плазмы

А.Д. Сахаров видел основную новизну идеи Лаврентьева в низкой плотности удерживаемых частиц. Но его, как видно, не устраивала длиннопробежность частиц, кото­рая неизбежно привела бы к нежелательным послед­ствиям взаимодействия частиц высокой энергии с кон­струкционными материалами. Нельзя ли сделать так, чтобы траектория свободно движущейся частицы не выходила из заданного объема? Можно! В сильном магнитном поле заряженная частица движется по спи­рали вдоль магнитной силовой линии. Значит, высоко­температурную плазму нужно создавать в тороидаль­ном соленоиде. Если пренебречь кривизной соленоида, то на стенку камеры частицы будут попадать только в результате взаимных столкновений, т.е. в результате диффузии поперек магнитного поля. Но при каждом столкновении траектория частицы может сместиться только на расстояние масштаба  ларморовского радиуса (около 1 см для ионов дейтерия и менее 1 мм для электрона при В = 50 кГс и температуре плазмы Тр ~ 50 кэВ) [6]. Таким образом, перенос энергии на мате­риальные элементы реактора сильно снижается.

Сахаров обсудил проблему с И.Е. Таммом, который только что вернулся из отпуска. Несмотря на сильную занятость в это время в работе по термоядерному оружию, оба они стали обсуждать возникающие физи­ческие проблемы и оценивать параметры магнитного термоядерного реактора (название предложено И.Е. Таммом) без учета кривизны плазменного тора. В конце октября с идеей МТР знакомятся И.В. Курчатов и его молодой заместитель И.Н. Головин. А.Д. Сахаров, наездами в ЛИПАН, обсуждает методы устранения вертикального к плоскости тора дрейфа заряженных частиц в тороидальном магнитном поле.

 

Рис.2

Андрей Дмитриевич Сахаров        Игорь Евгеньевич Тамм                Лайман Спитцер

 

Сначала он предлагает подвешивать на оси камеры виток с тороидальным током, магнитное поле которого превращает магнитные силовые линии в винтовые, так что возникает система вложенных тороидальных магнит­ных поверхностей. Но затем останавливается на индук­ционном возбуждении тока в самой плазме. Для удержа­ния плазменного кольца с током в равновесии он предложил тороидальный медный кожух с разрезами: вдоль тора - для введения тороидального магнитного поля, а поперек тора - для введения тороидальной ЭДС, генерирующей и поддерживающей электрический ток в плазме.

В 1957 г. такая система получила название "токамак". В январе 1951 г. И.В. Курчатов организует совещание по МТР с руководителями работ по термоядерному ору­жию и, получив поддержку, начинает готовить проект правительственного постановления о развитии работ по МТР. В феврале 1951 г. проект был направлен Л.П.Берии. Прошел март, но окончательного решения по проекту не было. "В середине апреля неожиданно в кабинет Курчатова ворвался Министр электропромышленности Д.В. Ефремов с журналом в руке, в котором сообщалось об успешных экспериментах некоего Рихтера в Арген­тине, получившего нейтроны в газовом разряде" [4].

25 марта 1951 г. Президент Аргентины Хуан Перон сделал заявление об успешном "контролируемом высво­бождении атомной энергии при сверхвысокой темпера­туре в миллионы градусов без использования уранового топлива" в экспериментах немецкого физика Рональда Рихтера, работавшего в специально созданной секретной лаборатории на острове Хьюэмелл в Аргентине [6]. Узнав от Д.В. Ефремова о заявлении президента X. Перона, И.В. Курчатов немедленно позвонил Л.П. Берии, и тот срочно созвал совещание для обсуждения организацион­ных вопросов и ранее подготовленного проекта Поста­новления Правительства. Руководителем эксперимен­тальных исследований по УТС был предложен Л.А. Арцимович (который, не отрываясь от работы по вводу завода для электромагнитного разделения изо­топов, одну треть своего рабочего времени должен был заниматься новой задачей управляемого термоядерного синтеза). Руководителем теоретических работ по реко­мендации И.Е. Тамма был намечен М.А. Леонтович.

Рис. 3. Схематический вид установки токамак: 1 — индуктор, первичная обмотка трансформатора, 2 — катушки тороидального магнитного поля, 3 — лайнер — вакуумная камера, 4 — катушки полоидального магнитного поля, 5 — медный кожух, б — железный сердечник.

 

Разработанное в деталях Постановление Правитель­ства, обязывающее руководителей ряда предприятий удовлетворять запросы исследователей УТС, было под­писано И.В. Сталиным уже 5 мая 1951 г. В октябре 1951 г. А.Д. Сахаров и И.Е. Тамм подготовили свои проекты развития исследований по УТС. Параметры "оптимального" МТР Сахарова (расчет основан на цилиндрической модели) были таковы: большой и малый радиусы плазменного тора соста­вляли соответственно R = 12 м, а = 2 м; В = 50 кГс, n_p= 10¹⁴ см", Т = 100 кэВ, Р_DD = 880000 кВт [4].

Согласно расчетам, в день можно было бы произво­дить на такой установке до 100 г трития или в 80 раз больше U²³³. При этом Сахаров отмечает, что энергети­ческая ценность U²³³ , который может сжигаться в про­стых реакторах, значительно превышает выделение тепла в самом термоядерном реакторе.Из этих замеча­ний А.Д. Сахарова ясно, что именно возможность производства зарядов для термоядерных и атомных бомб была определяющей при принятии решения о развитии УТС в то время.

 

Рис.4

Михаил Александрович Леонтович      Лев Андреевич Арцимович     Игорь Николаевич Головин

 

Следует отметить еще раз, что при расчетах реактора не учитывалась кривизна тора. Между тем тороидаль­ный ток, предложенный Сахаровым для компенсации тороидального дрейфа частиц, вносит принципиальные изменения в физику удержания тороидальной плазмы. Одно из них - необходимость учета в теории транс­портных явлений особенности дрейфовых траекторий заряженных частиц при наличии азимутальной компо­ненты магнитного поля (будущая "неоклассика" А.А. Галеева и Р.З. Сагдеева!) - было отмечено уже в статье И.Е. Тамма.

 

От идеи к ее осуществлению

Рассмотрение замкнутых тороидальных систем высве­тило проблему тороидального дрейфа заряженных частиц. Как отмечалось выше, для замыкания дрейфо­вых траекторий заряженных частиц внутри камеры (в то время использовался термин "стабилизация тороидаль­ного дрейфа") А.Д. Сахаров предложил два метода:

1)     Добавить полоидальное магнитное поле, создавае­мое внутренним кольцом с током, поддерживаемым тросами или горизонтальным магнитным полем;

2)     Возбуждать высокочастотный ток в самой плазме. Вторая возможность была более реалистичной и транс­формировалась в эксперименты с одноимпульсными разрядами, питаемыми конденсаторными батареями.

В Курчатовском институте необходимость введения тороидального тока привела к предложению отказаться от тороидального магнитного поля вообще. И главные усилия вначале были сконцентрированы на пинчах, в которых, в соответствии с соотношением Беннета  температура плазмы должна возрастать пропорционально квадрату тока, Т ~ I²! Казалось, что этот путь сулил быстрое решение проблемы. Только небольшая   группа   во   главе   с   И.Н.   Головиным   и Н.А. Явлинским продолжала вести исследования в русле идей Сахарова и Тамма.

Тем временем экспериментаторы "штурмовали" прямые разряды, но без видимых успехов. Казалось, что улучше­ние вакуумных условий, надлежащее изменение сценария подготовки разряда и т. п. должны привести к успеху. Наконец, 4 июля 1952 г. в группе Н.В. Филиппова заработали счетчики: получены нейтроны из дейтериевой плазмы пинча! Возникла надежда, что при соответствую­щем выборе программы эксперимента можно посте­пенно увеличить температуру плазмы. Однако требова­ние Л.А. Арцимовича проверить все очень тщательно остановило эйфорию. А скоро наступило глубокое разочарование: из-за неустойчивости пинча темпера­тура не росла с увеличением тока. Позже программа исследования пинчей претерпела изменения. Короткоимпульсные разряды, формируемые далеко от стенок за счет специальной формы камеры, дали начало программе исследования плазменного фокуса под руководством Н.В. Филиппова.

Теория стабилизации пинча продольным магнитным полем вновь повернула исследования к предложению Сахарова: использовать и тороидальное магнитное поле, и тороидальный ток. Однако, в некотором смысле, их функции изменились: в новой схеме тороидальный ток обеспечивает равновесие и удержание плазмы, магнитное же поле необходимо для устойчивости. Но никакого намека на повышение температуры плазмы еще не было. Первые установки — и тороидальные, и цилиндри­ческие, имели керамические камеры. Локальный перегрев стенки с низкой теплопроводностью был причиной сильного распыления, загрязнения плазмы, сильного ультрафиолетового излучения. Как следствие, темпера­тура плазмы оставалась низкой, на уровне 10 - 30 эВ.

В 1955 г. была построена первая токамакоподобная установка ТМП. Она все еще имела фарфоровую камеру со спиральным металлическим вкладышем. Линии кремния в спектрах излучения плазмы свидетель­ствовали об испарении стенки камеры под действием мощных тепловых нагрузок [4].

 

Период пессимизма - до начала 70-х годов

В течение долгого времени типичной оставалась темпе­ратура не выше 30 эВ. Прогресса не было ни в пинчах, ни в тороидальных системах.

В поисках других возможностей удержания плазмы Г.И. Будкер пришел к идее прямой осесимметричной магнитной системы с усиленным магнитным полем на концах (пробкотрон). Несколько позже И.Н. Головин, бывший заместителем директора института И.В. Курча­това, решил сконцентрироваться на этом простом направлении и разработать большую ловушку ОГРА с магнитными пробками [4]. Начались также физические исследования удержания плазмы с низкой плотностью в небольших пробочных ловушках. Появился и ряд совер­шенно новых предложений, таких как удержание горячей плазмы высокочастотным электромагнитным полем, коллапсирующее плазменное кольцо и т.д., но без видимых успехов. Теоретические исследования устойчи­вости на моделях плазмы с резкой границей определенно указывали на неизбежность участков с выпуклыми магнитными силовыми линиями, где плазма должна вырываться из области удержания. Наступал более чем пятилетний период глубокого пессимизма в отношении решения проблемы УТС.

В этих условиях И.В. Курчатов пришел к выводу о необходимости рассекретить программу УТС. Прежде всего в 1955 г. он организовал Всесоюзное, все еще закрытое, но довольно многочисленное и представитель­ное совещание для обсуждения работ по УТС в его институте. С докладами выступили Л.А. Арцимович и М.А. Леонтович. Участники совещания, впервые слы­шавшие о проблеме МТР, были поражены масштабом цели исследований (да и проведенными работами!) и оказали необходимую поддержку их продолжению. Интерес к исследованиям по УТС переносился и в другие закрытые институты.

 

Рис.5

В Ф Николай                                     Н А Явлинский                                   С  И       Брагинский

Возможно, что не менее важным для работ по УТС было присутствие на этом совещании молодого Б.Б. Кадомцева. Воодушевленный этой совершенно новой областью исследований, сулящей интересную физику, он решил покинуть Обнинск, где вместе со своим руководителем Д.И. Блохинцевым принимал участие в оружейных задачах. Десятью годами позже он уже был одним из сильнейших теоретиков в области УТС. Уже в 1965 г., на Второй конференции МАГАТЭ в Калхэме (Великобрита­ния) именно ему было поручено подвести итоги по представленным теоретическим работам на заключи­тельном заседании. По экспериментальным работам на этой конференции итоги подводил Л. Спитцер. (Отметим заодно, что на Первой конференции МАГАТЭ в 1962 г. в Зальцбурге итоги по экспериментам подводил Л.А. Арцимович, а по теории - выдающийся американский теоретик М. Розенблют.) [4]

 

Первые шаги к международному сотрудничеству по УТС

Вскоре после Всесоюзного совещания 1955 г. И.В. Курчатов сделал еще один шаг к рассекречиванию экспериментов по пинчам. В апреле следующего, 1956 г., в качестве члена Советской правительственной делегации, возглавляемой Н.С. Хрущевым, И.В. Курчатов прибыл в Великобританию и прочитал в атомном центре Харуэлл лекцию "О возможности осуществления термоядерной реакции в газовых разрядах". Это был первый реальный шаг на пути к международному сотрудничеству в области УТС [4]. На последующих международных конференциях, посвященных физике плазмы, физики, вовлеченные в работы по еще не рассекреченному УТС, узнавали своих коллег по содержанию представленных докладов.

В апреле 1956 г. Курчатовский институт посетила первая иностранная делегация. Это были члены Швед­ской академии наук. В ответ X. Альфвен пригласил Л.А. Арцимовича и И.Н. Головина осенью 1956 г. в Стокгольм на Астрофизическую конференцию. Л.А. Ар­цимович и И.Н. Головин представили доклады, неявно связанные с линией исследования пинчей и токамаков. Здесь же произошла их встреча с Л. Спитцером и Р. Пизом - лидером английской программы по УТС.

В июне 1957 г. на конференции "Явления ионизации в газах" в Венеции было представлено много статей, связанных с вопросами УТС (но без прямого упомина­ния этой проблемы). С докладами выступали Р. Биккертон, Л. Бирман, М. Розенблут, В.Д. Шафранов, Дж. Так и другие участники исследований по УТС. Но пока только работа С.А. Колгейта о нейтронах в пинчах была явно связана с УТС. По существу же, это была первая международная конференция с большим числом докла­дов, относящихся к проблеме УТС [4].

 

Установка ZЕТА и связанный с ней бум

Астрофизическая конференция 1956 г. в Стокгольме и конференция 1957 г. в Венеции прошли без сенсаций. Неожиданно в январе 1958 г. в английских газетах появились сенсационные сообщения о достижении тем­пературы в 300 эВ на установке ZЕТА в Харуэлле [3].

Брагинский и Шафранов получили задание разобраться, что представляет собой ZЕТА. Из газетных публикаций было известно, что установка выглядит сферической. Это означало, что она является компактной (малое аспектное отношение) тороидальной системой. Известно, что компактность необходима для стабили­зации плазмы сильным магнитным полем (в системах типа токамак). Другой возможностью являлась стабили­зация слабым магнитным полем, захваченным при сжатии плазмы внутри пинча, при наличии камеры с проводящими стенками (будущий пинч с обращенным полем - RFP). Но здесь компактность не обязательна. Они не очень верили в возможность удержания захваченного ("вмороженного") тороидального магнит­ного поля в течение длительного времени. В силу этих соображений они пришли к выводу, что ZЕТА является системой типа токамак [4].

Вскоре вышел январский номер журнала Nature с результатами экспериментов на установке ZЕТА (а также с некоторыми результатами, полученными амери­канскими авторами). Оказалось, что это заключение было ошибочным. Однако этот анализ тороидальных систем (хотя и в некоторых отношениях идеализирован­ный) помог продвижению подготовленного Н.А. Явлин­ским проекта крупного по тем временам токамака Т-3 (И.Н. Головин в это время занимался большой открытой ловушкой ОГРА). Результаты с ZЕТА (оказавшиеся ошибочными) были последней интригующей историей перед Второй Женевской конференцией по мирному использованию атомной энергии. Эта конференция дала старт широкому международному сотрудничеству.

 

УТС перед Женевской конференцией-58 и после нее

Перед Второй Женевской конференцией (1958 г.) статьи по УТС в Курчатовском институте были рассекречены и опубликованы в сборниках Физика плазмы и Проблемы управляемых термоядерных реакций (четыре зеленых тома, под редакцией М.А. Леонтовича).

На конференции (сентябрь 1958 г.) были предста­влены многочисленные подходы к удержанию плазмы ("ярмарка идей", по выражению Л.А. Арцимовича). "Гвоздем" программы Женевской конференции был стелларатор Л. Спитцера. Это действительно была концепция стационарной магнитной системы для удер­жания плазмы - идеал для УТС!

Осознавая важность предложения Л. Спитцера, И.В. Курчатов подталкивал Н.А. Явлинского к пере­ходу на стеллараторное направление вместо конструи­рования нового токамака (это был, как раз, токамак Т-3).
Н.А.  Явлинский попросил С.И.  Брагинского и Шафранова провести  сравнение  токамака  (этот   термин  еще  не употреблялся, здесь он используется для краткости) со стелларатором. В пользу токамака были приведены при­мерно следующие соображения. В токамаке при одина­ковой длине камеры ее малый радиус больше, чем в стеллараторе; отсюда меньше влияние стенок на разряд. Далее, при одном только омическом нагреве (в то время другие методы не были развиты) преимуществом обла­дают системы с большим током. Это помогло сохранить линию токамаков в то время. [3]. Казавшаяся универсальной, усиленная бомовская диффузия,   обнаруженная   как на стеллараторе типа "восьмерки", так и позже на комбинированном двух- и трехзаходном стеллараторе С, была дамокловым мечом над УТС. Она приводила в уныние исследователей. Но теоретики, пытаясь раскрыть меха­низм этой диффузии, "прочесали" уйму потенциальных неустойчивостей, развили теорию турбулентности и тем самым способствовали развитию физики плазмы. Соревнование токамак-стелларатор заставляло интенсифицировать работы по УТС.

 

Преодоление пессимизма

В 60-е годы в исследованиях по УТС начинаются положительные сдвиги. Появилась надежда, что поведе­нием плазмы можно управлять.

1961г. На Первой конференции МАГАТЭ (Зальц­бург, Австрия) доложены эксперименты М.С. Иоффе по стабилизации плазмы в открытых ловушках. Объяснение Б.Б. Кадомцевым экспериментов Иоффе показало отсут­ствие бомовской диффузии! Следствие для тороидаль­ных систем: средняя магнитная яма, в замкнутой системе с изменяющимся знаком кривизны
линий магнитного поля является реальным стабилизи­
рующим фактором .

1962г. Объявлен первый успех токамаков: коррекция положения плазмы вертикальным магнитным  полем привела к улучшению параметров плазмы.

1965 г. Проходит Вторая конференция МАГАТЭ в Калхэме (Великобритания). Из доклада Л.А. Арцимовича: "Время удержания в наших экспериментах почти в 10 раз превышает бомовское." Л. Спитцер, выступавший с обзором экспериментальных работ, счел, что такой коэффициент - еще не доказательство отсутствия бомовской диффузии [4].

1967 г. А.А. Галеев и Р.З. Сагдеев построили так называемую неоклассическую теорию переносов, учи­тывающую более детальную картину траекторий заря­женных частиц в плазме токамака. Одно время казалось, что эта теория хорошо объясняет поведение ионов в токамаках, но впоследствии было показано, что про­цессы в плазме имеют гораздо более сложную природу. Но все же неоклассическая теория оказалась очень полезной для оценки минимально возможных потоков тепла и частиц, в том числе потоков примесей. И совсем неожиданно неоклассическая теория предсказала совер­шенно новый эффект - поддержание тока плазмы диффузией частиц к периферии. Этот ток получил название бутстрэп-тока: термин навеян книгой Кэролла, в которой описан эпизод, когда Алиса поддерживала себя в воздухе, натягивая шнурки от ботинок. Бутстрэп-ток в токамаке создает реальную основу для достижения стационарного режима удержания плазмы в токамаке (в сочетании с генерацией тока высокочастотными волнами или пучками частиц).

1968г. Третья конференция МАГАТЭ проходит в Новосибирске. Доложено, что на токамаке Т-3 средняя температура электронов (T_е)  близка к 1 кэВ, бомовская диффузия определенно отсутствует! Но не все верят этим данным. Тогда Арцимович приглашает физиков из Калхэма с их лазерной диагностикой (5 тонн оборудова­ния) для измерения локальной температуры электронов методом томсоновского рассеяния [6].

1969г.   Проходит   Второе  рабочее  совещание  по тороидальным системам в г. Дубне. Д. Робинсон докла­дывает о локальных измерениях температуры электро­нов Т_е на токамаке Т-3. Это триумф токамаков!

1970 г. Направление "токамак" становится междуна­родным. Проходит закрытие других направлений УТС в ряде американских и европейских лабораторий.

1975 г. Ввод в строй токамака Т-10 в Курчатовском институте и токамака РLТ (Принстон, США), на котором через три года получена плазма с температурой около 8 кэВ [4].

 

Рис.6

Герш Ицкович Будкер               Михаил Соломонович Иоффе    Борис Борисович Кадомцев

 

Рис.7

Борис Борисович Кадомцев и Андрей Дмитриевич Сахаров в зале токамака Т-15 в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова, 1987 г. (фотография Ю.Е. Макарова).

 

Установки Т-10 и PLT стали дооборудоваться сред­ствами дополнительного нагрева плазмы, а тем време­нем физики разных стран стали продумывать следую­щий шаг в термоядерных исследованиях. Естественной целью этого шага являлось создание плазмы с темпера­турой и плотностью, необходимыми для термоядерного реактора (reactor-grade plasma). Так началась разра­ботка пятерки крупнейших токамаков: TFTR в США, JET в Европейском Сообществе, JT-60 в Японии, Т-15 в СССР и Tore-Supra во Франции [6].

Рис.8. Так выглядит плазма внутри небольшого токамака START

 

Уже на стадии разработки проектов много внимания было уделено вопросу о взаимной дополнительности разрабатываемых технологий и тех физических резуль­татов, которые должны были быть получены на этих установках. Если на установках Т-10 и PLT объем плазмы не превышал 5 м³, то в установках нового поколения плазма была гораздо крупнее: около 25 м³ в Т-15 и Tore-Supra, около 40 м³ в TFTR, 60 м³ в JT-60 и 160 м³ в JET (Рис.9, Рис.10) [4], [12].

Рис.9. Разрез установки JET. Слева внизу для сравнения показан размер человека

Рис.10. Внутренний вид камеры установки JET. Во время разряда (длительностью до 10 сек) камера заполняется плазмой, нагретой до 100 миллионов градусов и пропускающей ток I величиной 2-4 миллиона ампер.

 

Токамаки TFTR, Т-15 и Tore-Supra имеют плазму круглого сечения, а в JET и JT-60 плазма имеет более привлекательную форму с вытянутым поперечным сече­нием и возможностью работы с дивертором. На двух из семейства больших токамаков - Т-15 (до сих пор не функционирует) и Tore-Supra - используются сверхпроводящие обмотки катушек тороидального магнитного поля: в Т-15 на основе перспективного интерметаллида ниобий-олово, а в Tore-Supra (Рис.11) обмотки сделаны на основе ниобий-титана с охлаждением сверхтекучим гелием. Все установки обо­рудованы теми или иными средствами дополнительного нагрева плазмы [12].

Рис.11. Инженер осматривает систему разогрева плазмы токамака Tore Supra.

 

Крупные токамаки стали вступать в эксплуатацию один за другим, начиная с первой половины 80-х годов, но на некоторых из них пришлось еще потратить немало усилий на усовершенствование оборудования и создание мощных средств дополнительного нагрева. Два токамака TFTR и JET - имеют возможность работать с дейтерий-тритиевой плазмой и соответствующие экспе­рименты по получению D-Т реакции были проведены в 90-х годах (возможность работы с D-Т плазмой имеется также у отечественного токамака с сильным магнитным полем ТСП. Заметим, что на установках последнего поколения (TFTR в США, JET в Европе и JT-6OU в Японии) была получена температура плазмы 30-40 кэВ, что заведомо превы­шает величину 10-15 кэВ, необходимую для дейтерий— тритиевого термоядерного реактора [4], [12].

С вступлением в строй новых токамаков стала поступать обширная информа­ция с крупных (JET, TFTR) и средних (ASDEX, DIII-D, Alcator и др.) токамаков. Свежие результаты оказались довольно неожиданными: удержание плазмы с ее укруп­нением не улучшалось так быстро, как это предсказыва­лось прямой экстраполяции с установок меньших разме­ров. К счастью, в 1982 г. на установке ASDEX была обнаружена  мода улучшенного удержания плазмы, при котором время удержания резко возрастало при достижени некоторых параметров плазмы, получившая название Н-моды (Н - high) в отличие от обычной L-моды (L - low) [4], [12].

А самым крупным шагом к реактору явилось получение термоядерной D-Т реакции (с мощностью около 10 МВт) в американском токамаке TFTR [1],12]. В настоящее время заканчивается работа над международным про­ектом опытного реактора-токамака ITER.

Проект ИТЭР

Улучшение параметров плазмы токамака иницииро­вало размышления о возможности разработки термо­ядерного реактора на базе токамака. Американский физик и инженер Д. Роуз неоднократно подчеркивал необходимость объединения международных усилий для решения сложнейшей проблемы создания термо­ядерного реактора. Вскоре такая возможность была реализована. В 1979 г. по инициативе Е.П. Велихова Международный совет по термоядерному синтезу реко­мендовал генеральному директору Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) организовать международную рабочую группу по разработке проекта ИНТОР. В разработке проекта приняли участие ученые и инженеры Европейского Сообщества, СССР, США и Японии [6].

Работа началась с оценки базы данных. Детальное их обсуждение показало, что накопленных знаний достаточно для начала разработки реактора, а по недостающим данным можно было сделать допуще­ния, казавшиеся в то время вполне естественными и не требовавшими большой экстраполяции. В течение нескольких лет была разработана концепция реактора ИНТОР с параллельной работой по оптимизации проекта и анализом возможных улучшений концепции на базе новых идей.

Прогресс в термоядерных исследованиях проходил на фоне крупных исторических событий. В середине 80-х годов в Советском Союзе началась перестройка, и после советско-американских и советско-французских перего­воров на высшем уровне появилась тенденция к более тесному международному сотрудничеству в науке и технологии. Эта тенденция немедленно отразилась в сотрудничестве в области управляемого термоядерного синтеза (УТС). Уже в 1986 г. начались предварительные переговоры на техническом уровне, которые заверши­лись в 1988 г. четырехсторонним соглашением о про­ведении работ по международному термоядерному экспериментальному реактору ITER (ИТЭР) под эгидой МАГАТЭ. В соглашении были намечены фазы работы над проектом [11].

Первая фаза CDA (Conceptual Design Activity) про­должалась три года: с 1988-го по 1990 гг. За это время были определены основные параметры реактора, рас­смотрена полная компоновка его основных и вспомога­тельных элементов, был проведен расчет механики конструкций и теплофизики реактора [1], [11].

В 1992 г. началась фаза технического проектирования EDA (Engineering Design Activity). Между фазами CDA и EDA специальная международная рабочая группа еще раз рассмотрела проект и выдала свои рекомендации по основным целям и параметрам реактора [1], [11].

В 1997 г. после завершения технического проекта реактора ИТЭР с термоядерной мощностью 1.5 ГВт стороны решили изменить проект, чтобы сократить его стоимость с 8 до 4 млрд. долл. В 1999 г. США вышли из проекта по причинам внутреннего характера [10].

19 февраля 2003 г. США вернулись в проект ИТЭР. Принят в проект также Китай [10]. Семь стран сотрудничают в этом проекте. Европейский Союз (представленный ЕВРОАТОМОМ, который включает также Швейцарию, Румынию и Венгрию), Народная Республика Китай, Индия, Япония, Российская Федерация, Республика Корея и Соединенные Штаты Америки. Переговоры имели место под эгидой Международного Агентства по атомной энергии (МАГАТЭ).

Организация международного проекта оказалась структурно очень сложной. Центральная команда про­екта расположена в Сан-Диего, США. Им помогают две команды в Германии и Японии, взявшие на себя разра­ботку камеры с бланкетом и магнитной системы реак­тора. В России находится небольшая группа при пред­седателе совета ИТЭР Е.П. Велихове. Ход проектирова­ния регулярно анализируется Международным научно-техническим советом. Плюс к этому в каждой из стран - участниц созданы домашние команды по разработке проекта. Несмотря на достаточно сложную организационную структуру, работа над проектом идет четко и слаженно: каждый год сопровождается переработкой огромного количества информации и способствует более глубокой разработке проекта [11].

Цель проекта - следуя за мировым научным опытом в этой области, построить первую установку с положительным выходом термоядерной энергии, основанную на магнитном удержании высокотемпературной плазмы - другими словами, захватить и использовать мощь солнца на земле.

Процесс отбора места для реактора был долгим, и был, наконец, успешно завершен в 2005. Канада предлагала участок в Кларингтоне в Мае 2001. Япония предложила участок Роккашо-Мура, Испания предложила участок около Барселоны, Франция предложила участок Кадараш на Юге Франции [11].

28 июня 2005 было официально объявлено, что реактор будет построен в Европейском Союзе, на  участке Кадараш [11].

Участок строительства в Кадараш охватывает полную поверхностную область приблизительно 40 гектаров с другими 30 гектарами, которые будут использоваться временно в течение строительства.

Кадараш - превосходный участок для реактора по различным причинам:

• участок удовлетворяет всем техническим требованиям, указанным международной командой.

• Кадараш - один из самых больших гражданских ядерных центров исследования в Европе. Он имеет существующие технические средства обслуживания и поддержки.

• Франция имеет необходимые лицензии для строительства подобных объектов [11].

Проект проверит все главные новые особенности, необходимые для устройства. Эксплуатационные режимы реактора близки к тем, которые будут испытаны в промышленном реакторе, и покажут, как они могут быть оптимизированы, и как аппаратные средства ЭВМ могут увеличить эффективность управления.

В 2001, участники проекта затратили 650 миллионов долларов на исследования и разработки в своих странах. Российская Федерация и США вели переговоры об этом проекте в 1999 и 2003 годах. К переговорам относительно будущего строительства присоединились Канада, Китайская народная республика и Республика Корея в 2003 году. Индия присоединилась в конце 2005. Семь стран намерены потратить 10 миллиардов долларов на этот проект. Генеральным директором проекта назначен Канам Икеда в конце 2005, прежде Посол Японии в Хорватии. Генеральным конструктором на этапе строительства в апреле 2006 назначен немец Норберт Холткамп, прежний директор Центра ускорителей в Окридже, США [11].

Было согласовывано, как затраты и приобретения будут разделены. Затраты на проект оцениваются в 10 млрд. евро. На само строительство потребуется 4,6 млрд., а обеспечение его эксплуатации в течение 20 лет обойдется в 4,8 млрд. евро. 50% расходов возьмет на себя европейский Союз, по 10% - Китай, Россия, США, Южная Корея и Япония, Индия вложит 500 млн. евро. Начать строительство реактора планируется в 2007 году, а завершить – к 2020 г. Расчетная термоядерная мощность ITER (рис. 12) должна составить 500 Мвт. Проект  теперь в стадии подписания объединенного соглашения о деталях выполнения [11].

Безопасен ли термоядерный реактор?

В реакторе происходит сгорание топлива, что очень напоминает работу газовой плиты. Количество топлива в каждый момент очень мало - (1г в объеме 1000 м³) и если топливная поставка прервана, реакция продолжается в течение нескольких секунд. Любой сбой устройства заставил бы реактор охлаждаться, и реакция остановится. Топливо - дейтерий и литий, в результате реакции выделяется гелий – все вещества не радиоактивны [11].

Промежуточный продукт горения тритий является радиоактивным и распадается относительно быстро, производя электроны с очень низкой энергией (бета-радиация). В воздухе эти электроны могут путешествовать несколько миллиметров и не могут даже проникать через бумагу. Однако, тритий вреден, если попадет внутрь организма. Поэтому предусмотрены специальные средства для безопасного хранения и обработки трития. Поскольку тритий находится только в камере сгорания реактора, то нет никаких проблем относительно транспортировки радиоактивных материалов, кроме как при запуске и останове реактора.

 

 

Рис. 12. Международный термоядерный экспериментальный реактор ITER

1- Сверхпроводящие катушки; 2 – Обмотки тороидального поля; 3 – Вакуумная камера; 4 - Первичная обмотка трансформатора; 5- Модули бланкета; Желтым кругом обведен человек, для представления о масштабе установки.

 

Топливное потребление термоядерной электростанции будет чрезвычайно низко. Для производства 1 Гвт энергии требуется приблизительно 100 кг дейтерия и 3 тонны природного лития, чтобы использовать в течение целого года, производя приблизительно 7 миллиардов  кВт час, без выбросов углекислого газа и других загрязнений. Получение такого же количества электроэнергии на тепловой электростанции требует приблизительно 1,5 миллиона тонн топлива и производит приблизительно 4-5 миллионов тонн CO2 [11].

Нейтроны, произведенные термоядерной реакцией, создают радиоактивность в материалах, окружающих стены контейнера и т.д. Правильный подбор материалов для этих компонентов в будущих электростанциях позволит им надежно работать без специального контроля и быть переплавленными для дальнейшего использования после 100-летней выдержки. Материалы и отходы термоядерной электростанции не будут бременем для будущих поколений.

Остановимся на целях, поставленных перед создателями реактора ИТЭР:

• достичь выделения 500 МВт термоядерной мощности при 50 МВт электрической мощности, затрачиваемой на поддержание плазмы (коэффициент усиления 10) в режиме индукционного возбуждения тока в течение 400 с;

• предпринять усилия по осуществлению режима с неиндукционным поддержанием тока в течение 3000 с при коэффициенте усиления 5;

• продемонстрировать существенные для реактора технологии;

• начать испытания материалов будущих энергетических реакторов.

Успех ИТЭРа позволит исследовать физику термоядерного горения плазмы, при котором ее нагрев продуктами реакции (а-частицами) является доминирующим. Не исключается также термоядерное горение, при котором температура плазмы -100 млн. градусов будет поддерживаться только за счет термоядерной реакции.

В вакуумной камере ИТЭРа  сверхпроводящая магнитная система создает тороидальное магнитное поле напряженностью 5.3 Т и полоидальное поле, управляющее положением плазмы в камере. Секционированный центральный соленоид возбуждает индукционное электрическое поле. В качестве сверхпроводников используются Nb₃Sn и NbTi. Плазма объемом 892 м³ помещается в вакуумной камере, стенки которой защищаются бланкетом, воспринимающим поток тепла. Продукты реакции, а также примеси удаляются в дивертор, где существует система дополнительной вакуумной откачки. Если потоки тепла на стенку камеры в ИТЭРе должны составлять 0.5 МВт/м³ то на диверторе из-за импульсного характера выбросов плазмы они могут достигать 10 МВт/м³ [10]. Увеличить частоту выбросов, чтобы уменьшить импульсные нагрузки на дивертор, - одна из задач физиков.

Для нагрева плазмы и поддержания тока используются пучки нейтральных атомов и микроволновое излучение. Полная проектная мощность этих систем 70 МВт. Основными источниками мощности служат гиротроны - приборы для генерации СВЧ-волн с частотой 170 ГГц. Гиротроны в настоящее время обладают мощностью около 1 МВт при коэффициенте полезного действия 50%. Они изобретены в Институте прикладной физики РАН для нагрева плазмы в токамаках Института атомной энергии, где и поныне используются. Этот уникальный по красоте и изяществу заложенных в него решений прибор имеет большие перспективы и для технологических применений.

ИТЭР - это последняя ступень перед строительством демонстрационной термоядерной станции ДЕМО. В то же время ИТЭР является исследовательской установкой, оснащенной избыточными для будущего реактора возможностями управления, нагрева, радиального распределения тока и т.д. Значительную часть его стоимости составляет исследовательский диагностический комплекс.

Как отмечалось выше, плазма токамака подвержена большому количеству неустойчивостей, турбулентна по своей природе. Хотя теория и численное моделирование процессов предсказывают или объясняют ряд основных явлений, сегодня нет возможности полностью рассчитать токамак. Ситуация аналогична той, что была в авиации в пору ее интенсивного развития. Поэтому большое значение имеют законы подобия - скейлинги, устанавливаемые из экспериментов. Современные физические исследования позволяют глубже понять явления переносов и устойчивости, что постепенно учитывается в проекте. Так, к моменту, когда началось проектирование ИТЭРа, в качестве основного рассматривался рабочий режим с ухудшенным удержанием плазмы. Хотя уже было известно, что в некоторых условиях можно иметь в 2-2.5 раза лучшее удержание, так называемый Н-режим, явление это было слишком плохо изучено и не могло тогда закладываться в проект. Через несколько лет Н-режим стал рассматриваться как основной в реакторе. Относительно недавно обнаружены внутренние тепловые барьеры, возникающие при определенном профиле плотности тока и приводящие к увеличению эффективности нагрева плазмы. Но пока эти режимы не включены в проект, поскольку процесс их формирования недостаточно изучен. Однако резерв повышает надежность проекта.

Стремление к стационарному режиму реактора требовало поиска возможностей постоянного поддержания тока. Другими словами, в реакторе-токамаке следовало отказаться от индукционного (трансформаторного) возбуждения тока. Результатом многочисленных теоретических и экспериментальных исследований стало решение, основанное на дополнительном нагреве, приводящем к увлечению тока, что впервые было продемонстрировано с использованием гиротронов на токамаке Т-10 Института атомной энергии. Последний рекорд - постоянный режим в течение 4.5 минут - реализован на крупном французском токамаке Тор-Супра в 2002 г. [10]. Длительность процесса была ограничена только работой источников питания. Электронно-циклотронное поглощение излучения гиротронов, сопровождаемое генерацией тока в локальных областях, - мощный инструмент подавления такой опасной неустойчивости, как неоклассический тиринг моды, ограничивающий время удержания в токамаке. Другим способом решения проблемы этой неустойчивости может быть подбор профилей параметров, при котором она не возникает.

Таким образом, в физической базе ИТЭРа, основанной на опыте десятков токамаков ведущих лабораторий мира, собраны результаты по удержанию плазмы, переходу в режимы улучшенного удержания, поведению плазмы в поверхностном слое, увлечению тока, нагреву электронов и ионов и т.д. Были разработаны коды для расчета многих процессов. Сегодня есть уверенность в том, что цели, сформированные в проекте ИТЭР, будут достигнуты.

Строительство и работа экспериментального реактора - существенный шаг к ответу на вопрос - может ли термоядерная энергия использоваться человечеством для выработки электричества во второй половине этого столетия.

 

 

 

 

 

2.     Стеллараторы

Стелларатор (от англ. stellar - звёздный), замкнутая магнитная ловушка для удержания высокотемпературной плазмы. Магнитное поле в стеллараторе создаётся с помощью внешних проводников; его силовые линии подвергаются так называемому вращательному преобразованию, в результате которого эти линии многократно обходят вдоль тора и образуют систему замкнутых вложенных друг в друга тороидальных магнитных поверхностей. Вращательное преобразование силовых линий может быть осуществлено как путём геометрической деформации тороидального соленоида (например, скручиванием его в "восьмёрку"), так и с помощью винтовых проводников, навитых на тор.

 

Женева 1958.

Концепция стелларатора была разработана  в 1951 г. Спитцером в Принстонском институте [7]. Это конфигурация с тороидальным полем с вращательным преобразованием – свойством линий поля, таким что, при вращении в тороидальном направлении оно оборачивается вокруг магнитной оси. Концепция магнитных поверхностей для тороидальной геометрии впервые была предложена Таммом, но в то время как его ранние работы с Сахаровым были посвящены комбинации тороидального и полоидального поля, вызванного тороидальным током, протекающем по металлическому кольцу или по плазме, Спитцер рассматривал стелларатор как конфигурацию со стационарным полем без индуцированного тока. Аксиально симметричное вакуумное поле не имеет вращательного преобразования так как , но в трехмерных полях вакуумные требования сочетаются с сетью оборотов вокруг магнитной оси. Первый метод создания вращательного преобразования был деформацией тора в восьмерку (рис.13). Позже Спитцер обнаружил что в круглом или кольцеобразном тороиде с круговыми катушками создающими тороидальное поле, вращательное преобразование также может быть получено добавочной спиральной намоткой (добавочными спиральными изгибами), что приводит к двойному закручиванию линий поля (рис.14). Эти спиральные закручивания приводят к некруговой, спирально периодичной форме магнитных поверхностей.

Вращательное преобразование служит для того, чтобы “обмануть” потери частиц из-за градиентного и криволинейного дрейфа который происходит в простом тороидальном поле. Этот дрейф, который для электронов и ионов направлен в противоположные стороны в вертикальном направлении (предполагается, что тор находится в горизонтальной плоскости), приводит к их разделению и, как следствие, к появлению вертикального электростатического поля в результате чего плазма выносится наружу в направлении большого радиуса  дрейфом.  

Рис.13. Первые Принстонские стеллараторы.

 

С макроскопической точки зрения это радиальное расширение является результатом отсутствия МГД равновесия, магнитное давление больше внутри изгиба, чем снаружи. Спитцер утверждал, что в торе свернутом в восьмерку заряды накапливающиеся в одном изгибе могут перетекать вдоль линий поля, чтобы нейтрализовать те, которые накапливаются в другом. Точно также, в геометрии винтового поля градиентный и криволинейный дрейфы меняют свое направление во время движения частицы по силовой линии. Таким образом пространственный  заряд создающийся в одной области может компенсировать другой в другой области перетекая по силовым линиям, так что в высокопроводящей стеллараторной плазме электростатические поля и соответствующие им  дрейфы будут сильно уменьшены.

Рис.14. Схематическое изображение стелларатора.

 

С точки зрения идеальной, т.е. не резистивной, МГД Спитцер показал, что если существует вращательное преобразование, то ток, требующийся для уравновешивания давления не имеет дивергенции и соответственно не приводит к накоплению зарядов на силовых линиях. Ранние оценки для допустимого равновесного значения бета  в стеллараторе в форме восьмерки составляли несколько процентов, и для устройств со спиральными закручиваниями до 10% и больше [1].

После рассмотрения различных состояний МГД равновесия, принстонская группа начала исследования стабильности равновесия на основании их знаменитого BFKK энергитического принципа.  В то время, как было обнаружено, что плазма в  стеллараторе в форме восьмерки является нестабильной, винтовое закручивание выглядело более многообещающим; первичные теоретические результаты даже позволили Спитцеру заявить, что предел по бета β будет лежать гдето между 10 и 40%, оценка, которая вскоре, после пересмотра, была уменьшена [1].

В Принстонской лаборатории проводилась большая эксперементальная работа в рамках проекта Маттерхорн (табл.1) [1], [7]. В серии устройств, включая и стелларатор в форме восьмерки и с винтовым закручиванием, некоторые базовые техники высокотемпературной физики плазмы были разработаны и пременены, такие как высокочастотная предионизация, Омический нагрев с индуцированными токами, оптическая и рентгеновская спектроскопия и микроволновая интерферометрия для измерения плотности. Обе конфигурации – и с лимитером (диафрагма для ограничения сечения плазменного шнура) и с дивертером (система катушек для вывода внешних магнитных поверхностей на коллекторные пластины удаленные от основной камеры) доказали в этих экспериментах свою эффективность в понижении загрязнения плазмы [1].

 

Рис.15. Изменение величины магнитного

поля при движении вдоль силовой линии

в токамаке (а) и стеллараторе (б).

 

Хотя стеллараторное поле, в принципе считается стационарным, методы нагрева, которые могут поддерживать горячую плазму, только начинали быть доступными и большинство экспериментов зависело от импульсного нагрева индуцированными токами, как в пинчах. Это привело к изучению неустойчивости перегиба и определению предела по току, найденного независимо Крускалом и Шафрановым, который требует q>1 для стабилизации m=1 моды неусойчивости перегиба (kink-mode).

Одним из благоприятных эксперементальных результатов, связанных с одночастичным поведением, было долговременное удержание энергичных убегающих электронов, подтверждая существование класса замкнутых, или практически замкнуты дрейфовых орбит у частиц. Плазма, однако, быстро распадалась по неизвестной причине; все это могло говорить, что из-за этой “накачки” плазма, возможно, находится в нестационарном состоянии. Соответственно, изучение аномальных потерь и их возможной связи с Бомовской диффузией стало главной темой исследований на стеллараторах в последующие годы.

 

Таблица.1. Ранние Принстонские стеллараторы

Стелларатор	Годы работы	L (m)	a* (cm)	BT (T)	Вращательное преобразование	Особенности и исследованные эффекты
А	1953-58	3.5	2.5	0.1	В форме восмерки	ВЧ  пробой
В-1	1954-58	4.5	2.5	5	В форме восмерки	Омический нагрев
В-64/65	1955-67	6	2.6	2	В форме восмерки **	Дивертор/ИЦРН
В-2***	1956-58	6	2.5	1.8	В форме восмерки	Магнитная накачка
А-2 (Etude)	1957-61	3.2	2.5	0.85	l=3	Винтовое закручивание
А-3	1961-70
В-3	1958-66	6.4	2.5	5	В форме восмерки с l=3	Высокий вакуум/ ИЦРН

* В некоторых случаях приводится радиус камеры а не радиус плазмы.

** Поздние версии были кольцевыми и у окончательной версии было l=3 винтовое закручивание.

***Данные с В-2 были представлены на Женевской конференции.

 

Кадомцев и Брагинский в Москве предлагали различные тороидальные системы со стелларатороподобными свойствами. Вместо придания кривизны силовым линиям они запланировали для впащающихся частиц дрейф вокруг магнитной оси, который должен был обеспечить схожее одночастичное удержание. Это должно было достигаться модулированием величины поля в узкой области кольцеобразного тороида, так что поле там должно было стать подобно серии магнитных зеркал. Во время прохождения через эти зеркала, частица должна была испытывать воздействие переменных криволинейных дрейфов в азимутальном направлении, но из-за того, что их продольная скорость также будет модулироваться они будут проводить больше времени в поле максиума, чем миниума и как эффект второго порядка они будут двигаться по винтообразной орбите. (Спитцер рассматривал подобные “гребешки” в криволинейной области кольца, но выбрал винтовое закручивание.)

В своей книге Арцимович хвалит Спитцера за изобретение концепции вращательного преобразования, но это уже было понято в 1955 г., что в торе в виде восьмерки частицы со значительной продольной скоростью не страдают от тороидального дрейфа т.к. вклады двух различных криволинейных областей компенсируются. Арцимович ссылается на это вставляя набросок тора в виде восьмерки в свой препринт для Женевской конференции. Но после конфронтации между делегациями СССР и Соединенных Штатов, эта фигура и параграф связанный с ней были удалены из протокола конференции, оставляя свой след только в вопросах Спитцера и в параллельных публикациях протокола Женевской конференции [1].

 

Бомовская диффузия или нет?

На момент Женевской конференции стеллараторы были единственными замкнутыми системами для которых было возможно создать стационарное функционирование, и это делало их одними из самых серьезных кандидатов на роль будущего реактора. Было беспокойство о максимальном значении β согласующимся с равновесием и стабильностью, но теоретические модели были довольно грубыми и оставляли простор для оптимизма. “Попробуем и посмотрим” – было лучшее, что экспериментаторы могли сделать для получения стационарной плазмы, свободной от турбулентных флуктуаций. Спитцер подозревал, что существует спонтанный аномальный механизм потерь частиц,  “откачка” (“pump-out”) – как он известен сейчас, возможно соответствующий эмпирическим формулам Бома:

 

                                              

 

,где D_B – Бомовский коэффициент диффузии, τ_B – Бомовское диффузионное время, и диффузионная длинна соответствует a/2.4 [1]. И если реализуется этот случай, то возникал следующий вопрос – является ли в действительности это следствием дифузионно - подобного механизма, вызванного какой - то неустойчивостью или отсутствия равновесия. Равновесие было под вопросом, т.к. не существовало математического доказательства того, что стелларатор удерживает отдельные частицы на замкнутых дрейфовых поверхностях. В качестве нустойчивостей, в плазме в основном создаваемой омическим нагревом, “токо - управляемые” моды (current-driven modes) нескольких типов, перечисленных в Женеве Ленертом (Lehnert) и впоследствии кратко обьясненные Кадомцевым и Недоспасовым, а также Го (Hoh) и  Ленертом (Lehnert) являлись первыми кандидатами [1]. Но теория также предсказывала “универсальные”  моды, вызванные градиентами температуры и концентрации, которые должны войти в картину, если такая откачка существует  в безтоковой плазме.

После Женевской конференции Принстон больше не удерживал монополию на стеллараторные эксперементы. В Принстонской лаборатории была построена целая серия устройств, причем Etude и B3 продолжали функционировать, и был сооружен новый большой С-стелларатор, который начал свою работу в 1961 г. Гархинг в Германии и институт им. Лебедева в Москве были следующими после Принстона, где были построены стеллараторы [1]. Вскоре их примеру последовали и несколько других лабораторий. Все перенимали l=2 и l=3 винтовые поля, создаваемые 2l винтовыми катушками, несущими токи в противоположных направлениях; l  является периодичностью для магнитных поверхностей в полоидальном направлении (заходность). Возможным преимуществом l=3 является то, что поле проникает не так глубоко, таким образом создавая шир во вращательном преобразовании, который способствует стабилизации мод обменного типа (interchange-like modes). Но шир приводит к тому, что преобразование проходящие через рациональные магнитные поверхности дает развиваться магнитным островам. Более того, l=3 не создает преобразования рядом с магнитной осью. С другой стороны l=2 поле проникает глубже и создает практически постоянное вращательное преобразование. Оно может быть подстроено так, чтобы избежать наиболее опасных рациональных значений q, соответствующих малым m и n, при q=m/n. В Гархинге выбрали l=3 для их первого стелларатора Wendelstein 1-A, но для последующих устройств, начиная с W1-B использовали l=2, как и множество других лабораторий.

Существовало несколько возможностей создать безтоковую плазму. В 1965 г. на конференции в  Калхэме  (Calham) в Англии сотрудники института им. Лебедева описывали инжекцию плазмы с помощью плазменной пушки в Л-1 стелларатор. Потери частиц были на множитель 3-4 меньше Бомовских, хотя все еще оставались аномальными. В то же время токамак в Курчатовском Институте показал на порядок лучшее удержание. Гархинг достиг даже большего; в плазме создаваемой контактной ионизацией в Wendelstein W1 для паров цезия они не наблюдали откачки вообще и удержание было близко к классической стеллараторной диффузии – на один или два порядка лучше, чем Бомовская. Они использовали ту же технику, использующую малый потенциал ионизации щелчных атомов, что и на линейных устройствах, Q-машины [1].

Несмотря на все указания из других экспериментов, в Принстоне продолжали считать верным наличие Бомовской диффузии на их стеллараторах. В добавок к B/T скейлингу, они подтвердили a² – зависимость для времени удержания частиц, сравнивая результаты с С - стелларатора с их более малыми устройствами. В то время, как результаты со стелларатора в Гархинге могли содержать некоторые неточности, связанные с тяжелыми ионами, использованными в экспериментах, сильное отличие между Принстонскими стеллараторами и Московскими токамаками было тяжело объяснить. Плазменный ток мог создавать определенные неустойчивости, но в этом отношении омически нагреваемые стеллараторы не должны были быть хуже токамаков, как подтверждалось эксперементальными данными. Нельзя было сказать с определенностью, но Спитцер и его коллеги утверждали, что ни одна из тороидальных систем, не отклоняется от закона Бома с убедительной амплитудой.

Таких данных не было до Новосибирской коференции в 1968 г., где было предъявлено огромное количество данных, как со стеллараторов, так и с других устройств, окончательно дескредитировавших эмперический закон Бома. Харьков, Калхам и Новосибирск вступили после этого в “стеллараторную лигу”. Для того, чтобы стать независимыми от Омического нагрева в Принстоне стали изучать инжекцию водородной плазмы из плазменной пушки в Etude, B-3 и С-стелларатор, а также впоследующем создание ксеноновой плазмы СВЧ полем. Электронная температура полученная из электропроводности плазмы, которая извлекалась из вольт-амперной характеристики, а в безтоковой плазме прикладывался малый переменный потенциал, указывала на то, что время удержания частиц превышает Бомовское почти на порядок. Но в Принстоне все еще неохотно отказывались от Бомовской диффузии и предполагали, что температура основной массы электронов ниже, чем измеренная. Это было возможно, если часть тока переносилась малой долей более энергичных электронов – аргумент, который они выдвигали также и против токамаков. В институте им. Лебедева, Харкове и Новосибирске везде были обнаружены аномальные потери, хотя позже они обнаружили, что время удержания частиц скорее прапорционально  B² нежели В. Но в Калхэме сообщалось об удержании в 15 Бомовских времен на стеллараторе  Прото-Клео (Proto-Cleo) и в Гархинге уже достигли фактора 100 с бариевой плазмой в W2 [16]. Подобные данные с токамаков и тета-пинчей продолжали дискредетировать закон Бома, указывая на его несостоятельность и составляя серьезную конкуренцию стеллараторам. Также на Новосибирской конференции было объявлено о разрешении требований на одночастичное удержание, практически, в эксперементе в Калхэме на маленьком стеллараторе Clasp электроны освобождались при падении β для трития и удерживались до 10⁷ оборотов вокруг тора [1].

Фонтеней (Fontenay) предложил новый тип стелларатора, который он назвал “торсатрон” для отличия от “классического стелларатора” [1], [17]. В этой новой схеме, винтовое поле создается не парой винтовых обмоток с противоположными токами, а сонаправленными винтовыми токами. Подобную конфигурация была получена при создании различных направлений учеными в Киото (Kyoto). В установках Heliotron-B и C Уо (Uo) и его ассистенты изучали тороидальные поля создаваемые круговыми проводниками, установленными парами с противоположными, но неравными токами. Сначала кольца были вне вакуумной камеры, позже они были опущены в плазму, как в устройствах с внутренним кольцом. Уже в 1961 г. они предложили винтовую версию этой конфигурации “винтовой гелиотрон” (helical heliotron) и которая в конечном счете развивалась по направлению к торсатрону [1].

 

Таблица 2. Ранние пост-Женевские стеллараторы.

Расположение	Название	Года	R0 (cм)	a0 (cм)	BT (T)	l/m	Особенности
Принстон	С-стелларатор	1961-69	100	5-7.5	3.5	3/8+2/8	Дивертор/ИЦРН
Ин-т. им. Лебедева	Л-1	1963-71	60	5	1	2/14	Магнитные острова
	ТОР-1	1967-73	60	5	1	2/14
	ТОР-1	1967-73	63	3.6	0.8-2.5	2/16
Харьков	Сириус	1964-75	60	2.6	1.6	3/-	Турбулентность
Новосибирск	Без назв.	1968	50	<5	0.2	3/26	Флуктуации
Гархинг	W-A	1965	35	2	1	3	Классические потери
	W-B	1968	35	2	1	2	Резонансные рациональные q
Калхам	Proto-Cleo	1968	40	5	0.3	3/7,3/13,2/6	Неоклассическая диффузия
	Twist	1967	32	4.5	0.3	3/4	Турбулентный нагрев
	Clasp	1967	30	5.6	0.1	3/8	Одночастичное удержание

 

После Августа 1968 г. реакция на результаты представленные на Новосибирской конференции была особенно сильна в США, где разочарование в характеристиках С – стелларатора привела к переоценке тороидального удержания. Эксперимент с Цезиевой плазмой на С – стеллараторе несмог воспроизвести результаты, полученные в Гархинге, указывая на дефективность магнитных поверхностей, как возможного источника существования откачки. Американцы опасались намного лучших результатов заявленных русским токамаком Т-3, но когда эти данные были точно подтверждены год спустя, они развернули интенсивную токамачную программу, первым шагом которой была переделка С – стелларатора в токамак.

 

Стеллараторы догоняют токамаки.

Хотя США прекратили стеллараторные исследования после 1969 г., стелларатор продолжал оставаться главной алтернативой строящимся повсюду токамакам и новые идеи по усовершенствованию стеллараторов продолжали появляться. Полный анализ результатов с С-стелларатора, который, к сожалению, не был произведен до переделки его в токамак, показал, что плохое удержание могло быть вызвано круговыми катушками которые должны были соединять половину тора с винтовыми катушками с прямой секцией без них. С – стелларатор состоял из восьми секций: изгиб с l=3  винтовыми катушками, прямой областью для ионно-циклотронного нагрева, изгиба с l=2 (или l=3) винтовыми катушками и прямой секцией с дивертором, все они разделены скругленными секциями с круглым сечением. Миамото (Miyamoto), который пересматривал результаты со стеллараторов в 1978 г. заметил, что С – стелларатор нацелен на соединение многих конфликтующих требований ценою магнитных поверхностей и плазменного сечения [1]. Другие группы ученых приняли во внимание это замечание и использовали преимущества новых вычислительных методов для разработки будущих стеллараторов.

Важной задачей, стоящей перед несколькими группами в мире, которые сохранили веру в стеллараторы было во – первых продемонстрировать хорошее удержание  и во – вторых установить скейлинговые зависимости для стеллараторов, подобные тем, что были установлены для токамаков. Стелларатор имеет даже больше степеней свободы, чем токамак и среди характеристик  магнитного поля которые влияют на удержание такими являются вращательное преобразование, его радиальная производная (шир), глубина потенциальной ямы (well depth), полоидальное изменение , аспектное отношение R₀/a и тороидальная и полоидальная периодичности (m и l в стеллараторной терминологии). Во – первых единственным эффективным методом создания горячей плазмы был Омический нагрев, хотя, как и в токамаках это ограничивало достижимый диапазон параметров и связывало нагрев с вращательным преобразованием, что представляло сложность для установления скейлингово закона для потерь энергии. Но было ясно, что токонесущие стеллараторы обладают аномальными потерями  тепла для электронов, которые через некоторое время стали считать соответствующими псевдоклассическому скейлингу Арцимовича [1].

Множество различных способов исследовалось для создания горячей безтоковой плазмы, но все эти тупиковые направления были заброшены в 1980г., когда появились мощные методы дополнительного нагрева на самых больших стеллараторах (на токамаках они начали использоваться с 1973 г.). На 8 конференции МАГАТЭ по термоядерному синтезу в Брюсселе в 1980 г. ученые из Гархинга сообщили обэксперименте на стеллараторе W7-A в котором инжекция нейтрального пучка мощностью 180 кВт поддерживала плазму с электронной и ионной температурами в несколько сотен электроновольт после того как ток осуществляющий Омический нагрев был выключен, а токи в винтовых катушках увеличены для поддержания вращательного преобразования. В Калхэме также получили безтоковую плазму на установке CLEO, используя 12 кВт нагрев на электронно-циклотронном резонансе (ЭЦРН), но при этом ионы оставались холодными и электронные потери энергии были большими. Электронно-циклотронный нагрев (ЭЦРН) мощностью 150 кВТ использовался в JIPPT-II, гибридной установке в Нагойе (Nagoya), которая могла работать и как токамак и как стелларатор. Через некоторое время Киото (Kyoto) начал проводить эксперементы с 200 кВт ЭЦРН на Heliotron-E, и с этого времени W7-A и Heliotron-E привели стеллараторные исследования в диапазон параметров, в котором токамаки работали с 1968 г. Со временем, оба они были оснащены системой дополнительного нагрева мощностью в несколько МВт, разделенную между ЭЦРН, ионно – циклотронным нагревом (ИЦРН), нейтральной инжекцией, а также с пеллет – инжекцией, используемой для контроля профиля плотности. Параметры больших стеллараторов этого периода суммируются в таблице 3 [1].

В годы после Новосибирской конференции, большой прогресс был достигнут в понимании в широком диапазоне конфигураций полей и катушек, которые формируют семейство стеллараторов. (В термоядерном сообществе нет единого принятого употребления общих и специфических названий. Спитцер изобрел две схемы для создания винтового преобразования в вакуумных тороидальных полях – винтовые оси и винтовые катушки – и назвал обе стеллараторами, поэтому и здесь используется это название как общее имя для всех устройств основанных на этих принципах. Но можно также обратить внимание что название “винтовые системы” (helical systems) используется для всевозможных устройств. Стеллараторы с сонаправленными токами в винтовых катушках были названы торсатронами французкими изобретателями, но известны как гелиотроны в Японии. Для согласованности здесь торсатроны/гелиотроны будут называться торсатроны, а установки с противоположными токами в винтовых катушках – “классическими стеллараторами”.) У классического стелларатора существует тороидальное поле, создаваемое соответствующими катушками тороидального поля, как в токамаке, и полоидальное поле с l-изгибающей симметрией, создаваеиой системой 2l тороидально непрерывных винтовых катушек с токами текущими в противоположных направлениях в винтовых катушках. Добавление катушек полоидального поля для создания вертикального поля позволяет сдвинуть магнитную ось для создания конфигурации с миниумом B. Плюсы их применения состоят в возможности менять тороидальные и полоидальные поля независимо, а минусы в том что системы тороидальных и винтовых катушек становятся связанными, создавая общую систему и трудности по ее поддержанию.

Токи в этих катушках становятся в некоторой степени взаимозаменяемыми. Поэтому схема торсатрона предложенная на Новосибирской конференции Гордоном (Gourdon) из Фонтеная-на-Розах (Fontenay-aux-Roses), обходится без катушек тороидального поля и обладает сонапрвлеными винтовыми токами, текущими в системе l винтовых катушек и для создания вращательного преобразования и для создания тороидального поля. Можно еще отметить, что торсатроны были также независимо предложены Алексиным из Харькова в 1961 г [1]. Базовая конфигурация торсатрона содержит катушки полоидального поля для компенсации вертикального поля, создаваемого винтовыми катушками. Для создания предельного торсатрона, только с винтовыми катушками нужно использовать специфический закон закручивания – т.е. такой способ при котором угол изгиба должен меняться в полоидальном сечении (винтовые катушки с малым углом закрутки внутри или снаружи создают эффект расположе6ния катушек полоидального поля внутри или снаружи соответственно). Торсатрон теряет некоторую гибкость классического стелларатора, зато сильно выигрывает в инженерной простате конструкции.

Новые стеллараторы были разработаны для исследования новых конфигураций. Схема торсатрона была использована в различных формах в Харькове, Калхэме и Нагойе. Она также была адоптирована в Киото, как естественное развитие гелиотронной конфигурации. Гелиотрон-Е (Heliotron-E), который начал работу в 1980 г. обеспечил твердую экспериментальную основу для торсатронной линии исследований и привел к созданию Compact Helical System (CHS) в Нагойе и позже к Large Helical Device (LHD) в Токио. В СССР в институте им. Лебедева в 1972 г. была запущена установка L-2  - l=2 стелларатор с необыкновенно острой, малоугловой винтовой закруткой (m=14) дающей довольно большой шир по сравнениюс другими l=2 стеллараторами. В Харькове после работы с маленькими торсатронами Сатурн и Винт и с установками Ураган 1 и 2 был запланирован запуск l=3 торсатрона Ураган 3 в 1982 г [1].

С ростом величины поля и размеров стеллараторов, взаимодействие винтовых катушек друг с другом и с плазмой становилось все более сложным для конструирования.  Вращательное преобразование, однако, могло быть создано или плоскими катушками сдвинутыми относительно магнитной оси или неплоскими ”искривленными” (warped)  катушками – “Wobig coils”.

Возможность изгибания магнитной оси вокруг тороидальной оси давала большую степень свободы. Предельным примером такого гелиака (heliac) являлся TJ-II в CIEMAT в Мадриде, у которого был проводник в форме кольца вдоль тороидальной оси для дополнительной гибкости в настройке конфигурации поля [1].

После изучения классического стелларатора W7-A, в Гархинге обратились к разработке концепции модульных катушек для будущих установок и развитию сложных вычислительных технологий, которые позволили им сначала указать оптимизированную форму поля для соответствующих им свойств плазмы и затем разработать катушки, которве должны создавать требуемое поле.

Этот подход, инициированный Арнольфом Шлюттером (Arnulf Shlütter), произвел революцию в разработке стеллараторов. Создавая поле приблтженно соответствующее Паломбовскому (Palumbo’s) изодинамическому свойству (величина магнитного поля должна быть постоянной на магнитной поверхности или вдоль линий поля), они могли значительно снизить вторичные (Пфирш-Шлюттеровские) токи (продольные токи уравновешивающие поперечное разделение зарядов), возникающие из-за полоидального изменения и в тоже время сузить величину банановых орбит ответственных за неоклассический перенос. Также минимизируя bootstrap ток они добились сильного уменьшения продольных токов, которые так вредили конфигурациям ранних стеллараторов. В свете их успешных начальных экспериментах на Wendelstein, они проводили оптимизацию для поля с малым широм для того, чтобы избежать сильных резанансов, полагаясь на глубину магнитной потенциальной ямы для стабилизации. В качестве первого шага они начали разрабатывать “Улучшенный Стелларатор” (“Advanced Stellarator”) W7-AS как улучшение W7-A [1].

Стеллараторные исследования даже вернулись в США, где исследования по термоядерному синтезу интенсивно развивались в 1970-х г. и несколько институтов даже инициализировали новые программы. Университет Висконсина (The University of Wisconsin) в Мэдисоне начал свою экспериментальную программу в 1970-х гг. приняв участие в исследованиях на Proto-Сleo в Калхэме и также включив разработку стелларатора с модульными катушками для будущего реактора синтеза в свою программу. Объединенная группа Лос-Аламос-Принстон также изучала предложенные модульные катушки, в то время как Массачусетский Технологический институт (MIT), Окридж (Oak Ridge) и Харьков проводили свои программы исследований для реактора, основываясь на торсатроне. И Мэдисон и Окридж предлагали создание больших экспериментальных установок и в итоге Окридж получил финансирование для создания Advanced Toroidal Facility (ATF) [1]. Эта установка была разработана для оптимизации β в так называемом втором стабильном режиме, в котором предсказывалось, что плазма так изменяет магнитное поле, что создает свою собственную магнитную яму. Следующий параметер к которому, особенно в США, разработка реактора была очень чувствительна это его размеры и в этом отношении торсатрон позволял создать более компактный тор с меньшим аспектным отношением, чем существующие, более вытянутые стеллараторы. Поэтому, еще во время постройки ATF c аспектным отношением А=8 в Окридже разрабатывался проект ATF-II с А=4, хотя он так и не был реализован. 

 

Таблица 3. Стеллараторы 1970-х и 1980-х гг.

Расположение	Название	Года	R0 (cм)	a0 (cм)	BT (T)	l/m	Тип
Москва (Ин-т. им. Лебедева)	Л-2	1975	100	11.5	2	2/14	классический стелларатор
Харьков	Сатурн-1	1970-80	36	6.3	0.7	3/8	классический стелларатор/торсатрон
	Винт-20	1972-80	31	7.5	1.0	1/13
	Ураган	1968-76	110	6.7	1.0	3/10	Racetrack
	Ураган 2	1976-81	110	6.7	2.0	3/18	Racetrack
	Ураган 3	1981-90	100	12	1.5	3/9	Винтовой диверторный торсатрон
Нагойа (Nagoya)	JIPP Ia	1970	50	5	0.4	3/8
	JIPP Ib	1973	50			2+3
	JIPP T-2	1979	91	17	3.0	2/4	классический стелларатор*
Киото (Kyoto)	Heliotron-D	1971	108	4.5	0.3	3/4	торсатрон
	Heliotron-DM	1976	45				торсатрон
	Heliotron- E	1980	220				торсатрон
Токио	SHATLET-M	1988	42	~5	0.15	2/12	торсатрон
Гархинг	W-2A**		50	5	0.6	2/5	классический стелларатор
	W-2B**	1971	50	5	1.25	2/5	классический стелларатор
	W-7	1975	200	10	3.5	2/5	классический стелларатор
Гренобль	WEGA*****	1978-83	72	15	1.4	2/5	классический стелларатор***
Калхам	CLEO	1974	90	12.5	2.0	3/7	классический стелларатор***
	TORSO	1972	40	5	2.0	3/12	торсатрон
Мэдисон	Proto Cleo****	1974	40	5	0.3	3	классический стелларатор/ торсатрон
	IMS	~1984	40	4	0.7	3/7	модульный стелларатор
Канберра	Shiela	1984-93	20	3	0.2	-/3	гелиак

* JIPP T-2 функционироал и как стелларатор и как токамак. В 1983 г. он был переделан в токамак JIPP T-2U.   

**  W-2A работал с бариевой плазмой, а W-2B с водородной.

*** WEGA и CLEO также функционировали как токамаки.

**** Proto Cleo сначала находился в Калхаме.

***** WEGA был перевезен в университет Штутгарда и затем в Грайсвальд.

 

Если говорить об их абсолютных характеристиках, то стеллараторы были полностью задвинуты в тень после 1983 г. результатами с больших токамаков, но они продолжали участвовать в постоянном прогрессе в понимании деталей физичиских процессов. На самом деле наблюдался даже некоторый рост интереса к ним, из-за их потенциальной возможности создать стационарный реактор а также из-за возможного вклада, который они могли внести в понимание физики тороидального удержания.

Три больших экспериментальных установки начали свою работу в 1988 г.: ATF в Окридже, CHS в Нагойе – обе торсатроны, и W7-AS в Гархинге - улучшенный стелларатор с модульными катушками [1]. Хотя ATF в свое время называли самым большим стелларатором в мире, у него были некоторые проблемы и короткая жизнь. Его запуск откладывался из-за инженерных проблем (один из минусов стеллараторов – более сложное инженерное устройство, чем у токамаков) и в итоге он стал жертвой уменьшения бюджетного финансирования на исследования по термоядерному синтезу в США. Сначала он был законсервирован и затем перезапущен для короткой экспериментальной компании и затем был навсегда закрыт всего после нескольких лет фактической работы. На CHS была успешно полученна плазма с высоким β (среднее β 2.1%) а также выяснена важная роль электрического поля в физике стеллараторного удержания.  CHS успешно функционировал в Нагойе до 1999 г., когда он был перенесен в новую лабораторию Национального Института Ядерного Синтеза в Токио [1].

Эти эксперименты можно разделить на два больших класса: торсатроны с винтовыми обмотками и значительным широм (Heliotron-E, ATF, CHS, Ураган 2M и 3M) и установки с модульными катушками с малым  широм (W7-AS, H-1, TJ-II). На W7-AS можно было менять шир, форму плазмы и расположение магнитной оси прикладыванием катушек тороидального и вертикального полей. Подобные катушки позволили на Ураган 2M и Heliotron-E менять тороидальную компоненту поля и таким образом вращательное преобразование.

Рис.16. Плазма и катушки W7-X.

Основные требования для стеллараторных исследований, как и для токамаков, это требования по удержанию энергии. Для выяснения этого вопроса в 1995 г. была создана международная база данных по удержанию энергии на стеллараторах из данных с ATF, CHS, Heliotron-E, W7-A и W7-AS. Было найдено, что необходимо ввести добавочные параметры для того чтобы уложить данные с торсатронов и безшировых стеллараторов в один скейлинг следующей формы [1]:

В этом выражении ι означает угол вращательного преобразования на 2/3 малого радиуса. Можно заметить для сравнения, что скейлинг для омического удержания на токамаках, переписанный в терминах ι дает:

и находится в относительно хорошем согласовании с стеллараторным скейлингом [1]. Улучшенная конфигурация должна приводить к более лучшей зависимости на W7-AS и LHD и результаты с этих установок это действительно подтверждают.

Экспериментальные результаты с Heliotron-E, ATF, CHS были использованы для оптимизации конфигурации для Large Helical Device (LHD) (рис.17). Это новая установка – самый большой стелларатор в мире, начавший свою работу в 1999 г. в лаборатории в Токио,  использует сверхпроводящие винтовые обмотки. Первые результаты полученные спустя год работы были впечатляющими с электронной и ионной температурой около 3 кэВ и плотностью в диапазоне от 10¹⁹ до 10²⁰ м^-3. А время удержания энергии лежало в диапазоне от 0.1 до 0.3 с, что было на 50% больше, чем давал эмпирический стеллараторный скейлинг [1].

 

Таблица 4. Большие стеллараторы после 1988* г.

Расположение	Название	Год запуска**	R0 (м)	a  (м)	BT (T)	l/m	Тип и замечания
Нагойа	CHS	1988	1.0	0.2	1.5	2/8	Торсатрон;  перевезен в Токио в 1999 г.
Окридж	ATF	1988	2.1	0.27	2.0	2/12	Торсатрон; закрыт в начале 90-х.
ГаГ   Гархинг	W7-AS	1988	2.0	0.17	2.5	-/5	Модульный; усовершенствованный стелларатор
Харьков	Ураган 2М	1995	1.7	0.22	2.4	2/4	Торсатрон
	Ураган 3М	1990	1.0	0.125	1.5	3/9	Торсатрон; дивертор
Канберра	H-1	1993	1.0	0.2	1.0	-/3	Гелиак
Мадрид	TJ-II	1999	1.5	0.22	1.0	-/4	Гелиак; центральное кольцо
Токио	LHD	1998	3.6-3.9	0.65	3.0	2/10	Торсатрон; дивертор
Мэдисон	HSX	2007	1.2	0.3	1.37		Квазисимметричный стелларатор
Грайсвальд	W7-X	~2010	6.5	0.65	3.0	-/5	Модульный; в процессе создания***

* Heliotron-E, IMS, L-2, Shiela (см. табл.5.3) продолжали работать и после 1988 г.

** За исключением ATF (сейчас закрытого) и W7-X (в процессе создания) все установки работают и по сей день.

*** Ожидается, что W7-X достигнет параметров дейтериевой плазмы полученных в 1990 г. на больших токамаках.

 

В 1995 г. торсатрон Ураган 2М начал свою работу в Харькове, гелиаки H-1 в Канберре и TJ-II в Мадриде в 1993 и 1999 г. соответственно. Все они оснащены источниками дополнительного нагрева из различной комбинации нейтральной инжекции, ЭЦРН и ИЦРН. Параметры этих установок, за исключением Ураган-3 и Heliotron-E, которые продолжали свою работу, суммируются в таблице 4. Также приведены данные W7-X - новой большой установки, которая находиться в процессе сооружения в Грайсвальде в Германии [1], [10] (рис.16).

Необычное устройство, совмещающее в себе достоинства стеллараторов и токамаков, но без их недостатков, построили Дэвид Андерсон (David Anderson) и его коллеги из университета Висконсина-Мэдисона (University of Wisconsin-Madison). На испытаниях аппарат, потенциально способный стать термоядерным реактором, показал любопытные сочетания параметров, о чём его создатели и поведали в статье в журнале Physical Review Letters. Новый аппарат называется HSX (Helically Symmetric eXperiment) (рис.18). Его проектирование Андерсон сотоварищи начали 17 лет назад. Теперь эта машина заработала, и её создатели полагают, что HSX один из самых совершенных и перспективных стелларатор в мире. HSX — первый в мире стелларатор с так называемым квазисимметричным магнитным полем. Форму его (и поля, и стелларатора) учёные подбирали много лет. Но теперь машина работает и показывает очень обнадёживающие результаты [13].

 

Рис.17. Внутренний вид японского стелларатора Large Helical Device

 

Авторы этого небольшого чуда сообщают, что, сохранив прекрасную устойчивость плазмы, свойственную стеллараторам вообще, новый аппарат обладает значительно меньшей потерей энергии при большей электронной температуре, в сравнении со стеллараторами прежних схем. На основании результатов тестирования установки ее создатели утверждают, что по уровню потерь энергии плазмы он ничем не уступает современным токамакам. А ведь возможности конструкции не исчерпаны. Плазма в нем нагревается до температуры почти 20 миллионов градусов — отменный показатель [13]. Сейчас создатели устройства намерены ещё поработать над проектом и поднять параметры плазмы до новых высот.

В Принстонской лаборатории физики плазмы, начи­навшей стеллараторные исследования, в настоящее время реализуются проекты компактного токамака и инновационного "квазисимметричного" стелларатора NCSX с самогенерирующимся "бутстрэп-током" (ток, связанный со спецификой дрейфовых траекторий в торе), что помогает улучшить параметры плазмы.

Рис.18. HSX. Среднее расстояние от центра устройства до центра плазменного шнура равно 1,2 метра (фото University of Wisconsin-Madison).

 

Если продолжающиеся исследования приведут к созданию реактора, отдающего полезную мощность, то как будет выглядеть такое устройство?

Во-первых, стелларатор должен быть очень больших размеров, чтобы производить мощность большую, чем та, которая нужна для поддержания магнитного поля, необходимого для удержания плазмы. Если стелларатор увеличивается в размерах, причем напряженность магнитного поля и все другие его свойства остаются постоянными, то мощность, идущаяна поддержание магнитного поля, увеличивается только пропорционально линейным размерам. С другой стороны, получаемая термоядерная энергия возрастает пропорционально объему газа, т. е. пропорционально кубу линейных размеров. Критическая точка, в которой мощность, затрачиваемая на создание магнитного поля, равна мощности термоядерной реакции, может быть достигнута в установке очень больших размеров - с трубкой диаметром более метра и с аксиальной длиной в сотни метров. Полная мощность, создаваемая такой установкой, будет порядка миллиона киловатт. В качестве топлива для первого дающего полезную мощность стелларатора будет, вероятно, применяться смесь дейтерия и трития, так как синтез (слияние) ядер трития и дейтерия происходит в сто раз быстрее, чем слияние дейтонов между собой. Мощность будет отводиться из камеры реактора через прилегающую к ней оболочку, в которой будет по трубкам циркулировать вода. Содержащийся в воде водород будет получать энергию от нейтронов путем упругих столкновений, и вода, действуя как теплопередатчик, будет переносить тепло из стелларатора к внешним турбогенераторам. Чтобы пополнять расход трития, оболочка должна содержать литий; один из изотопов этого элемента сильно поглощает нейтроны, в результате чего происходит ядерное расщепление и образуются ядро трития и альфа-частица (ядро атома гелия). Оболочку будет окружать огромная катушка, по которой будет проходить электрический ток, создающий постоянное магнитное поле, необходимое для ограничения ионизованного газа.

Как только удастся нагреть газ до нужной температуры, такая установка будет действовать непрерывно. Свежие порции дейтерия и трития будут впускаться в камеру быстрой струей, а продукты реакции (главным образом, гелий) и примеси будут уходить в дивертор, где будут помещены очень большие насосы. Омическое нагревание и устройство для магнитной накачки будут нужны только для запуска стелларатора после случайных остановок. Такой стелларатор должен быть сравним по величине и выходной мощности с большой гидроэлектростанцией. Будет ли такая установка экономически осуществимой или даже вообще возможной, пока трудно сказать.

Теория предсказывает, что в стеллараторе максимальное относительное давление плазмы может быть больше, чем в токамаке. В результате повышается эффектив­ность использования магнитных полей. Разработ­ка группой физиков-теоретиков под руководст­вом Ю. Нюрнберга (Германия) и академика В.Д. Шафранова новых принципов оптимизации магнитных полей позволяет надеяться на даль­нейшее улучшение удержания плазмы в стелла-раторах. В крупнейшем действующем в Японии стеллараторе LHD достигнута температура в де­сятки миллионов градусов при таком же времени удержания, как в токамаках. Крупнейший стелларатор W-7X строится в Германии, и окончание его строительства намечено на 2010 г. Но стеллараторы-реакторы будут отличаться от токамаков-реакторов большими размерами, а следова­тельно, и большей стоимостью демонстрацион­ной установки.

 

3.     Инерциальный термояд

Одним из направлений в исследованиях по инерциальному термоядерному син­тезу является лазерный термоядерный синтез. Он ос­нован на способности лазеров концентрировать энер­гию в малых объемах вещества за короткие промежутки времени и на использовании инерциального удержа­ния плазмы. Эта способность лазеров обеспечивает сжатие и нагрев термоядерного горючего до высокой плотности и температуры, при которых уже возможны термоядерные реакции. Время существования плазмы составляет 10-100 пс, поэтому лазерный термоядерный синтез может осуществляться только в импульсном ре­жиме. Предложение использовать лазеры для таких це­лей было высказано впервые в 1961 году Н.Г. Басовым и О.Н. Крохиным [8]. В современных установках для реали­зации реакций лазерного термоядерного синтеза ис­следуется сжатие сферической мишени из дейтерия и трития под действием лазерного импульса (рис.19). Лишь год назад ученые Ливерморской лаборатории (США) сумели осуществить такую реакцию в лабораторных условиях, используя сверх­мощные лазеры [9]. Конечно, затрачиваемая энергия во много раз превышает получаемую, так что нельзя го­ворить о новом источнике энергии.

Совершенно очевидно, что основная трудность при таком подходе носит чисто количественный характер и состоит в том, чтобы получить заметную степень выгорания термоядерного топлива при сравнительно малой энергии отдельного микровзрыва. Для этого необходимо на короткое время и в малом объеме вещества создать чрезвычайно высокую плотность энергии. Попытки решить эту проблему в пятидесятые годы обычными электротехническими методами не имели успеха, поэтому импульсный подход долгое время рассматривался как малоперспективный. Ситуация коренным образом изменилась в последние десятилетия, когда большое развитие получили новые эффективные методы концентрации энергии: мощные лазеры, импульсные сильноточные релятивистские электронные пучки, кумуляционный способ получения мегагауссных магнитных полей и давлений в миллионы атмосфер. На их основе сформировались новые перспективные направления УТС, которые развиваются весьма интенсивно и где также можно ожидать решения основных физических проблем в ближайшие пятьдесят лет. Работы по получению высокотемпературной плотной плазмы с помощью лазеров ведутся уже десятки лет. В начале шестидесятых годов были проведены оценки и теоретически указано на принципиальную возможность нагревания плазмы до температур порядка 10⁷ °К при облучении лазерным излучением мишени из твердого дейтерия. Вскоре после этого в процессе экспериментов по исследованию лазерного пробоя в газах было показано, что таким способом сравнительно легко получается плазма с температурой в несколько сот электрон-вольт и плотностью 10²⁰ см^-3. В 1968г. зафиксировано возникновение нейтронов от плазмы, полученной при воздействии луча лазера на твердую мишень из дейтерида лития (Н. Г. Басов) [8].

 

Рис.19.  Принципиальная схема лазерного синтеза,

 

Адиабатическое сжатие

Хотя само по себе нагревание является скорее необходимым условием эффективного инициирования термоядерных реакций, чем достаточным, указанные работы очень сильно стимулировали развитие теоретических и экспериментальных исследований взаимодействия лазерного излучения с плазмой. Наиболее последовательно и успешно они велись в СССР, США, Франции, ФРГ и Японии. Были экспериментально изучены механизмы поглощения света в неоднородной сверхплотной плазме и процессы газодинамического разлета нагреваемого лазером вещества, разработаны полуаналитические теории и методы численного расчета. Это позволило перейти к оценкам условий достижения физического порога выгодной термоядерной реакции, т. е. определения минимальной энергии лазера, необходимой для получения энергии термоядерного выхода, равной энергии лазера. Согласно Джонсону (R. R. Johnson) и Холлу (R. В. Hall) ,проделавших расчеты в 1971 г., для достижения этого порога при облучении частички из смеси равных количеств дейтерия и трития в твердом состоянии необходимая энергия лазера оказалась равной 10⁸ Дж, что указывало на весьма слабые перспективы реализации простейшей схемы лазерного термоядерного синтеза (ЛТС) [8]. В это же время Басовым и Крохиным была проанализирована идея осуществления теплопроводностного режима нагревания сверхплотной плазмы ультракоротким лазерным импульсом. С точки зрения снижения минимальной пороговой энергии такая схема не давала заметных преимуществ. Для существенного снижения пороговой энергии лазера Пашининым и Прохоровым  было предложено использовать инерционное удержание плотной плазмы цилиндрической тяжелой оболочкой, что обеспечивало только одномерный разлет плазмы. Для снижения потерь на теплопроводность в радиальном направлении в цилиндрическом столбе плазмы предполагалось использовать импульсное продольное магнитное поле умеренной величины 10⁶ Э. В этом варианте необходимая энергия лазера снизилась примерно на полтора порядка, но все еще оставалась слишком высокой [8].

В начале 70-х годов Нукколсом (Nuckolls) и его коллегами была высказана весьма плодотворная идея использовать лазерное излучение не только для нагрева мишени, но также и для одновременного сверхсильного сжатия термоядерного горючего в сферической геометрии [8]. Увеличение плотности термоядерного горючего позволяет существенно снизить пороговую лазерную энергию. Предложив программированный во времени сферически симметричный режим облучения мишени в своих расчетах, они показали, что, используя реактивную силу разлетающейся горячей плазмы, можно почти адиабатически сжать центральное ядро мишени до плотности в 10²-10⁴ раз выше плотности твердого тела и инициировать таким способом термоядерный микровзрыв с положительным выходом энергии. Пороговая лазерная энергия в такой схеме снижается на много порядков и лежит в интервале 10³—10⁴ Дж при длительности импульса 10^-10 сек, т. е. необходимы мощности до 10¹³—10¹⁴ Вт. К этому времени были достигнуты существенные успехи в разработке лазерных систем с импульсами нано - и пикосекундной длительности и высокой направленностью излучения на энергии 10²—10³ Дж [8]. Столь сильное сближение теоретических оценок пороговой энергии лазера и возможностей техники эксперимента качественно изменили направление работ по ЛТС в ряде стран. Развернулось строительство специализированных лазерных установок для проверки физических принципов, заложенных в новую концепцию ЛТС. Заметим, что идея использовать лазер для сжатия мишени высказывалась и раньше Дайбером (T. M. Daiber) и его группой. Однако при этом не было проведено достаточно надежных расчетов и их работа осталась практически незамеченной [8].

В рамках этих исследований проводится большая работа направленная на построение адекватных математических моделей лазерного микровзрыва. Этому вопросу в последнее время посвящено большое число работ, содержание которых фактически сводится к вычислению термоядерного выхода при различных условиях и поиску оптимальных конструкций мишени и оптимальных параметров лазерного импульса. Такого рода расчеты очень сложны. Более того, их корректная постановка требует решения целого ряда сложных физических задач и прежде всего задач физики плазмы. Хотя не все эти задачи решены в настоящее время, уже сейчас можно говорить о перспективности ЛТС и его конкурентоспособности с другими направлениями УТС. Конечно, предстоит большой объем экспериментальных исследований по изучению всех физических эффектов, возникающих при лазерном сжатии и разогреве вещества. Экспериментальные трудности при этом связаны не только с исключительно высокими требованиями, которые предъявляются к лазерным системам, но и с тем обстоятельством, что все существенные процессы протекают за времена 19^-9-10^-12 сек и имеют пространственный масштаб 10^-2-10^-4 см.

 

Основные физические проблемы, встающие перед исследователями в области ЛТС и пути их решения

Во-первых, для получения заметного термоядерного выхода в практически разумном диапазоне лазерных энергий и энергий микровзрыва необходимо использовать DT-плазму, сжатую до плотностей, во много раз превышающих плотность твердого водорода ns. Во-вторых, требуемая для инициирования термоядерной реакции лазерная энергия сильно зависит от поглощательной способности плазмы и становится неприемлемо большой при т) η<<1  (через η обозначена доля лазерной энергии, перешедшая при поглощении в тепловую энергию плазмы) даже при наличии сжатия. Таким образом, с практической точки зрения для осуществления лазерного поджига термоядерной реакции необходимо решить две основные задачи: 1) сжать реагирующее вещество до плотности п> ns и 2) обеспечить эффективную передачу энергии от лазерного излучения плазме.

Рассмотрим сначала вопрос о сжатии. Можно подсчитать, что для сжатия твердого водорода до плотности 10³ пs при температуре в несколько килоэлектрон-вольт необходимо давление порядка 10¹¹ атм [8]. Для получения столь высоких давлений можно в принципе использовать реактивный импульс, возникающий при разлете внешнего, поглощающего слоя лазерной мишени. Здесь имеется, однако, следующая трудность. Хорошо известно, что волна сжатия (в отличие от волны разрежения) всегда за конечное время превращается в ударную волну. Таким образом, при сжатии мишени под действием реактивного импульса в ней должны возникать сильные ударные волны (они действительно наблюдаются на эксперименте), производящие необратимое нагревание среды, которое, очевидно будет препятствовать, ее дальнейшему сжатию. Поэтому для достижения высоких степеней сжатия надо исключить образование сильных ударных волн и сделать процесс по возможности близким к изэнтропическому. Разумное приближение к изэнтропическому процессу можно получить подбирая соответствующим образом зависимость сжимающего давления от времени (в лазерном эксперименте это сводится к программированию формы лазерного импульса). Именно такой подход рассматривался в своей работе Нукколсом. Другой путь предложенный Л. В. Альтшулером, Е. А. Дыниным, В. А. Свидзинским, состоит в выборе специального профиля плотности, при котором сильные ударные волны не проходят во внутренние слои мишени. Весьма эффективным оказывается, в частности, неоднократно обсуждавшееся в последние годы применение многослойных оболочечных мишеней [8].

 

Гидродинамическая неустойчивость сжатия мишени

Другой важнейшей особенностью процесса сжатия, также предсказываемой на основе анализа простых моделей, является возможность развития гидродинамических неустойчивостей, ведущих к нарушению оптимального режима сжатия. Анализ показывает, что при сжатии возникают гидродинамические неустойчивости двух типов. Первый тип связан с ростом одномерных возмущений, обладающих той же симметрией, что и основное движение. К этому типу относится, в частности, неустойчивость, приводящая к смещению точки коллапса. Численные расчеты показывают, что одномерная неустойчивость не вызывает качественной перестройки процесса сжатия. Значительно более опасной оказывается неустойчивость другого типа, ведущая к нарушению сферической симметрии сжатия. Эта неустойчивость называется в гидродинамике Рэлей-Тейлоровской.

Большинство ученых считает, что гидродинамическая неустойчивость весьма существенно снижает энергетический коэффициент усиления простых мишеней и накладывает весьма жесткие требования на сферичность их формы в начальный момент и равномерность облучения. Достаточно подробные экспериментальные исследования  Рэлей-Тейлоровской неустойчивости при лазерном сжатии пока не проведены, поэтому в настоящее время трудно судить о правильности такой точки зрения. Достаточно широкий класс возмущений, нарушающих симметрию сжатия тяжелой сферической оболочки, был изучен численными методами Тайсеном и его коллегами (A. Thiessen) [8]. Ими показано, что эффекты неустойчивости весьма существенно ограничивают энергетический коэффициент усиления оболочечных мишеней и был предложен один из возможных путей достижения стабильного сжатия, состоящий в замене непрерывного лазерного импульса серией ультракоротких импульсов с нарастающей амплитудой. При этом за время действия отдельного импульса амплитуда опасных возмущений не успевает существенно возрасти, поэтому весь процесс оказывается более устойчивым. Резюмируя, можно сказать, что вопрос о влиянии Рэлей-Тейлоровской неустойчивости на процессы в лазерных мишенях безусловно является одним из важнейших. Оценки и численные расчеты показывают, что неустойчивость существенно влияет на работу мишени. Однако количественные результаты, полученные к настоящему времени, нуждаются в дальнейшем уточнении.

 

Механизмы поглощения лазерного излучения

Перейдем теперь к другому весьма важному и специфическому для ЛТС вопросу - вопросу о поглощении лазерного излучения в плазменной короне. Когда интенсивность лазерного излучения не слишком высока, поглощение света в плазме обусловлено кулоновскими столкновениями частиц. Поглощаемая мощность пропорциональна частоте электрон-ионных столкновений v_ei, которая с ростом электронной температуры падает как Т^-3/2. Поэтому при достаточно высоких температурах обычный столкновительный механизм поглощения становится малоэффективным. Следует отметить, однако, что с уменьшением частоты столкновений уменьшается затухание и создаются благоприятные условия для возбуждения плазменных волн. Таким образом, именно в той области лазерных интенсивностей, где перестает работать столкновительное поглощение, должен играть роль коллективный механизм поглощения, связанный с возбуждением волн в плазме. Этот механизм, как показывают исследования последних лет, оказывается весьма важным для всей проблемы ЛТС. Аномальное поглощение электромагнитных волн, связанное с параметрической неустойчивостью, наблюдалось экспериментально в радиочастотном И. Р. Геккером и Драйцером (Н. Dreicer) в 1969 и 71 г. соответственно и инфракрасном диапазоне Фабре (E. Fabге) [8]. Результаты некоторых экспериментов по отражению мощных лазерных импульсов от плазмы также согласуются с предположением о механизме поглощения, связанном с генерацией плазменных волн. Передача энергии от волн частицам сопровождается образованием группы быстрых электронов со средней энергией, на порядок и более превышающей среднюю тепловую энергию основной группы электронов. Этот эффект может оказать заметное влияние на степень сжатия ядра лазерной мишени, поскольку быстрые электроны с большой длиной пробега будут нагревать ядро, повышая давление без увеличения плотности. Отметим в заключение, что, помимо отмеченных выше отражательных неустойчивостей при плотностях потока лазерного излучения порядка 10¹⁵-10¹⁶ Вт/см² для длины волны 1 мкм и малых градиентах плотности в короне, заметное отражение лазерного излучения может возникать за счет эффекта вынужденного комптоновского рассеяния [8].

Теплопроводность лазерной плазмы

В процессах лазерного нагревания и сжатия термоядерной плазмы важнейшая роль принадлежит теплопроводности. Дело в том, что для излучения всех существующих в настоящее время мощных лазеров критическая электронная плотность на много порядков меньше плотности в ядре мишени, поэтому передача энергии от зоны поглощения к границе ядра мишени целиком обусловлена механизмом теплопроводности. Для достижения высоких степеней сжатия необходимо, чтобы вещество впереди волны сжатия оставалось достаточно холодным. Это означает, что тепловая волна, бегущая по веществу, не должна обгонять волну сжатия, т. е. режим распространения тепловой волны должен быть дозвуковым [8]. Такая тепловая волна действует подобно поршню: излучаемые ею звуковые возмущения формируют волну сжатия. Правильный учет электронной теплопроводности, важный с точки зрения выбора оптимального режима при численных расчетах лазерного сжатия, встречается с некоторыми трудностями. Ввиду малых размеров мишеней и высоких электронных температур пробеги электронов в практически интересных случаях часто оказываются одного порядка с размерами короны и обычное представление теплового потока в виде произведения градиента температуры на коэффициент теплопроводности становится неверным. Можно показать, что для электронной теплопроводности отклонения от закона Фурье должны возникнуть даже до того, как длина пробега электронов станет одного порядка с характерным масштабом задачи. Действительно, тепловой поток между двумя точками с различными температурами не должен превышать потока энергии в вакуум, соответствующего большей из температур , где  — средняя тепловая скорость электронов. Легко убедиться, что поток, даваемый законом Фурье, сравнивается с вакуумным потоком  как раз когда длина пробега электрона становится одного порядка с характерным размером задачи. Отсюда вытекает простая схема описания теплопроводности при больших градиентах температуры, часто используемая при численных расчетах: тепловой поток считается пропорциональным градиенту температуры при малых градиентах и полагается равным потоку энергии в вакуум, если градиенты велики. Для описания промежуточной ситуации иногда бывает удобно ввести интерполяционную формулу типа [8]:

,   

Безразмерный параметр α по сказанному выше должен быть порядка единицы. В этих рассуждениях не была учтена, однако, существенная особенность переноса энергии электронами, состоящая в следующем. Уход быстрых электронов из областей с повышенной температурой создает в этих областях избыточный положительный заряд, что ведет в свою очередь к возникновению компенсирующего тока холодных электронов к областям с высокой температурой. Возникающая ситуация встречается во многих других задачах кинетики плазмы. Известно, что при наличии компенсирующего тока возможна неустойчивость, сопровождающаяся генерацией плазменных волн. Взаимодействие электронов с флуктуационным электрическим полем волн может в свою очередь привести к уменьшению теплового потока. Теплопроводность разреженной плазмы при больших градиентах температуры рассматривалась в Форслундом (D. E. Forslund). Им было показано, что при градиентах температуры, которым соответствуют потоки q_c >q_m c a α=0.1 плазма становится неустойчивой относительно возбуждения ионно-звуковых колебаний [8]. Таким образом, отклонения от классического закона Фурье должны иметь место при тепловых потоках, во много раз меньших, чем поток энергии в вакуум. Имеются прямые экспериментальные указания на то, что описанная ситуация, по-видимому, действительно имеет место при взаимодействии лазерного излучения с плазмой. Бойером (K. Boyer) в Осакском Университете (Osaka University)  проводилось сравнение спектров рентгеновского излучения и некоторых других характеристик лазерной плазмы, измеренных экспериментально и рассчитанных по одномерной гидродинамической модели [8]. Теплопроводность записывалась с учетом ограничения по потоку, причем максимальный поток принимался равным q_m и параметр а варьировался для достижения наилучшего согласия расчета с экспериментом. Им было получено значение α=0.03, что хорошо согласуется с расчетами. Следует отметить, однако, что в принципе возможны и иные объяснения этих экспериментальных результатов. В частности, уменьшение теплопроводности можно связать с генерацией спонтанных магнитных полей при расширении плазмы. Впервые такие поля наблюдались Коробкиным и Серовым при сравнительно низких интенсивностях лазерного излучения. Затем Стэмпиром (T.A.Stamper) и его коллегам с 1972 по 1974 г. было проведено более детальное экспериментальное изучение генерации магнитных полей и предложен механизм, объясняющийих возникновение  [8]. Выяснилось, что в условиях лазерных экспериментов основной механизм состоит в возникновении тока, вызванного непараллельностью градиентов плотности и температуры в плазме. Магнитные поля с напряженностью порядка мегагаусс оказывают незначительное влияние на гидродинамику. В то же время такие поля существенно изменяют теплопроводность плазмы. Учет этого эффекта был сделан в Рипиным (B. H. Ripin) [8]. Было показано, что рентгеновский спектр, рассчитанный по двумерной гидродинамической модели с учетом генерации магнитных полей, согласуется с экспериментом без предположения о малости предельного теплового потока. По-видимому, определенную роль в уменьшении теплопроводности плазмы играют оба упомянутые выше фактора.

 

Численный расчет оболочечных мишений

Для получения количественной информации о процессах в лазерных мишенях и оптимизации лазерных термоядерных экспериментов необходимы подробные численные расчеты, основанные на возможно более близких к реальности моделях. Препятствием к построению хороших моделей является чрезвычайная сложность изучаемых явлений и связанная с нею трудоемкость численных расчетов. Значительные трудности в рамках численного моделирования представляют, например, исследование динамики сжатия в реальной трехмерной постановке, корректный учет турбулентного перемешивания при движении многослойных оболочек, кинетическое описание эволюции короны и зоны теплопроводности, где пробеги частиц могут быть одного порядка с характерным пространственным размером, корректное описание плазменной турбулентности в зоне поглощения света. Все проводившиеся до сих пор расчеты сжатия основаны на гидродинамических моделях. В наиболее сложных вариантах таких моделей учитываются двумерное нестационарное движение многокомпонентной квазинейтральной плазмы, перенос энергии теплопроводностью, излучением и быстрыми частицами, поглощение и рассеяние лазерного излучения, термоядерное энерговыделение, генерация спонтанных магнитных полей, вязкая диссипация. Гораздо чаще, однако, используется одномерный подход и не учитываются многие из перечисленных процессов. Расчеты по упрощенным моделям, как правило, дают более высокие значения степени сжатия и термоядерного выхода. Из расчетов следует, что термоядерный выход очень сильно зависит от скорости ввода энергии в плазму. Значительными преимуществами в этом отношении обладают сложные многослойные мишени, исследованию которых в последние годы уделяется большое внимание. Основными компонентами сложной мишени являются оболочка из термоядерного горючего (DT), тяжелая оболочка из материала с большим Z (например, Аи, U) и абляционный слой из материала со сравнительно малым Z (Be, полиэтилен). Применение тяжелой оболочки с большим Z обеспечивает, прежде всего, экранирование термоядерного горючего от нагревания электронной теплопроводностью и быстрыми частицами, что позволяет приблизить режим сжатия термоядерного горючего к адиабатическому [8]. Очень важно с практической точки зрения, что при этом существенно ослабляются требования к форме лазерного импульса. Использование тонких оболочек из тяжелого вещества дает возможность аккумулировать кинетическую энергию в течение достаточно длительного времени и использовать, таким образом, длинные лазерные импульсы сравнительно малой интенсивности, как было показано Басовым. Это обстоятельство также облегчает решение целого ряда технических проблем при постановке эксперимента. Ряд дополнительных преимуществ можно получить, используя сложную систему оболочек различной плотности, как это было предложено Альтшулером [8]. Было получено, что, несмотря на далекую от оптимальной форму лазерного импульса, применение такой оболочки позволяет достичь весьма высоких степеней сжатия.

На стадии горения, как и на стадии сжатия, тяжелая оболочка обеспечивает ряд дополнительных преимуществ по сравнению с однородной мишенью. Основной эффект состоит в том, что неиспаренная часть оболочки, сохранившаяся к моменту зажигания термоядерной реакции, вследствие своей инерции задерживает разлет горючего и способствует увеличению степени выгорания.

Обладая целым рядом полезных свойств, сложные оболочечные мишени в то же время не лишены и недостатков. Наиболее очевидный их недостаток состоит в том, что основную часть полной массы таких мишеней составляет инертное вещество, не принимающее участие в термоядерной реакции. Энергетический выход можно значительно увеличить используя тяжелую оболочку из реагирующего вещества (например, подходящим, хотя и несколько фантастическим на сегодня материалом мог бы быть DT-металл). Другой недостаток оболочечных мишеней состоит в выраженной Рэлей-Тейлоровской неустойчивости, возникающей из-за резких градиентов плотности. Оценки показывают, что эта неустойчивость является серьезным препятствием к использованию тяжелых оболочек с отношением толщины к радиусу, заметно меньшим 10%. Поскольку изготовление микросфер для мишеней представляет значительные технологические трудности, Анисимовым  было предложено формировать оболочечную мишень используя точечный взрыв в очень плотном газе. Расходящаяся ударная волна от точечного взрыва, инициируемого пробоем газа с помощью вспомогательного лазера, собирает почти все вещество в виде оболочки сжатого вещества вблизи фронта сферически расходящейся ударной волны. Толщина оболочки по порядку величины составляет ΔR≈0,1R, и распределение плотности в оболочке имеет сравнительно плавный характер, что благоприятно для подавления Тейлоровской неустойчивости. Облучение такой оболочки мощным лазерным импульсом приводит к возникновению сферически расходящейся светодетонационной волны в окружающем оболочку газе, давление которой сжимает оболочку до очень высоких плотностей и инициирует в стадии схлопывания термоядерные реакции. Облучение оболочки программированной по времени и энергии серией импульсов позволяет обеспечить схлопывание на центр серии сходящихся плотных оболочек, что еще больше увеличивает конечную плотность и температуру. Основываясь на наиболее надежных расчетах, можно утверждать, что в диапазоне лазерных энергий от 10⁵ до 10⁶ Дж следует ожидать усиления по энергии примерно в 100 раз [8].

 

Синтез в кластерах

В недавнее время в качестве мешени стали использовать кластеры. Речь идет о термоядерном синтезе в горячей плаз­ме, получаемой при взаимодействии сверхсильных ультракоротких лазерных импульсов с интенсивнос­тью вплоть до 10¹⁸ Вт/см² и длительностью в десятки фемтосекунд (фс) с дейтериевыми кластерами. В экс­периментах используются титан-сапфировые лазеры светового диапазона с энергией фотона ħω =1,55 эВ [9].

Кластер (от англ. cluster — гроздь) - это макромолекула, состоящая из нескольких атомов или молекул. Под термином "боль­шой кластер" понимается система из тысяч и более атомов. К тому же это не есть макроскопическая капля вещества, так как размеры кластера все же малы по сравнению с длиной волны лазера, электромагнитное поле лазерного излучения однородно на размере клас­тера и, как правило, свободно проникает сквозь него. Кластеры получают путем испускания газового пучка атомов или молекул под давлением в десятки ат­мосфер из сопла в вакуум при низкой температуре (по­рядка температуры жидкого азота и ниже). Слипаясь друг с другом, атомы и образуют кластеры. Низкие тем­пературы нужны, чтобы тепловое движение не разру­шило слабую связь атомов друг с другом. Плотность кластера обычно близка к плотности соответствующего вещества в жидком состоянии (плотность жидкого дейтерия 0,17 г/см³, что гораздо меньше плотности воды). Форма большого клас­тера близка к сферической: поверхностное натяжение обеспечивает минимум потенциальной энергии при сферической форме.

Дейтериевые кластеры, о которых пойдет речь здесь, состоят из молекул дейтерия. Нейтральные молекулы дейтерия притягиваются друг к другу в дейтериевом кластере силами Ван-дер-Вальса, то есть слабыми короткодействующими силами, возникающими из-за взаимной электрической поля­ризации нейтральных молекул. Типичный радиус дейтериевого кластера, получаемого в экспериментах при истечении пучка молекул дейтерия из сопла, составля­ет 25-50 Å, то есть каждый такой кластер насчитывает несколько тысяч или десятков тысяч молекул дейте­рия, имея, как правило, сферическую форму. Темпера­тура кипения жидкого дейтерия составляет 250°С, так что в нормальных условиях кластеры не могут долго су­ществовать.

Дейтериевые кластеры представляют большой ин­терес ввиду возможности создать плазму с кинетичес­кой энергией дейтронов, достаточной для термоядер­ной реакции синтеза при столкновении двух таких ядер. После быстрого удаления из кластера сверхсиль­ным лазерным полем всех электронов положительно заряженные дейтроны в кластере отталкиваются друг от друга кулоновскими силами. Ядра дейтерия приоб­ретают энергию в несколько килоэлектронвольт в ре­зультате такого кулоновского взрыва кластеров. В ре­зультате ядерной реакции слияния двух дейтронов образуются ядро ³He и нейтрон n, причем энергия ней­трона в системе центра инерции строго фиксирована и равна 2,45 МэВ. Это открывает возможность создания источника пучка моноэнергетических нейтронов.

После окончания лазерно­го импульса в лазерном фокусе образуется плазма, со­стоящая из электронов и ядер дейтерия, возникших после кулоновского взрыва кластеров. Их концентра­ция порядка 3•10¹⁹см^-3. Плазма существует в течение времени порядка 1 нс, после чего дальнейшее расшире­ние приводит к ее исчезновению.

В экспериментах в Ливерморской лаборатории наблюдалось около 10⁴ нейтронов в расчете на один лазерный импульс. Время их испускания составило около 0,5 нс. Это вре­мя определяется временем разлета плазмы в лазерном фокусе.

Таким образом, впервые удалось получить в лабо­ратории реакцию лазерного термоядерного синтеза на кластерах, причем был получен пучок моноэнергетических ней­тронов (2,45 МэВ) короткой длительности (0,5 нс) [9].

 

Экспериментальные результаты.

До сих пор мы обсуждали главным образом теоретические исследования, касающиеся различных аспектов лазерного термоядерного синтеза. Результаты этих исследований, демонстрируя чрезвычайную трудность проблемы, дают в то же время определенные основания для оптимизма. Во всяком случае, теоретические результаты, несомненно, способствовали резкому увеличению интереса к проблеме и быстрому росту экспериментальной активности.

Прежде всего нужно отметить эксперементы Чаратиса (G. Charatis) и его группы, которые изучали сжатие стеклянных оболочек, заполненных газообразной DT-смесью [8]. Они использовали двухканальный лазер на неодимовом стекле с энергией порядка 200 Дж. Система формирования импульса позволяла варьировать длительность от 30 псек до 1 нсек. Используемые мишени представляли собой сферические стеклянные оболочки с внешним диаметром 30-700 мкм и толщиной стенок 0,5-12 мкм; давление газа составляло 1-100 атм. Оптическая система позволяла достичь высокой симметрии облучения мишеней. В экспериментах измерялся полный баланс энергии (отражение, рентгеновское излучение, быстрые частицы) и производилась рентгеновская фотография мишени, позволяющая судить об ее размере в процессе сжатия. В лучших экспериментах получено 5·10⁶ нейтронов при падающей на мишень энергии порядка 60 Дж при размерах мишени 50 мкм, толщине 0,5 мкм и давлении смеси 18 атм. Было зарегистрировано сжатие порядка 100. Но из полученных данных нельзя было однозначно заключить, происходят ли наблюдаемые нейтроны из сжатого ядра мишени или они образуются в результате прожигания стеклянной оболочки. Также трудно быть уверенным, что однопроцентная оболочка не разрушается и не перемешивается с горючим в процессе стократного сжатия. Однако в любом случае обсуждаемые эксперименты представляют большой интерес как первые опыты с оболочечными мишенями, выполненные в диапазоне лазерных интенсивностей до 10¹⁶ Вт/м².

Похожие эксперименты Маккала (G. McCall) и Морзе (R.L. Morse) в 1974 г. продемонстрировали сжатие оболочки и генерацию нейтронов [8].

В первых опытах по сферическому облучению сплошных мишеней из CD₂ излучением неодимового лазера длительностью 1-2 нсек Басовым и его коллегами в томже году также были получены интересные результаты по определению общего энерговклада в мишень и оценены величина импульса отдачи и возможная степень сжатия вещества в центре мишени. Они пришли к заключению, что в этих условиях степень сжатия должна достигать 30, однако оцениваемая на момент максимального сжатия температура в центре мишени была недостаточна для генерации термоядерных нейтронов. Зарегистрированный в их экспериментах нейтронный выход обусловлен реакциями, протекающими во внешних областях короны [8].

Измерения Чаратиса показали, что имеется заметное отражение и рассеяние лазерной энергии, причем потери энергии возрастают с ростом интенсивности. Несколько иные результаты получены Басовым, где обнаружено практически полное поглощение света, связываемое авторами этих работ с возбуждением параметрической неустойчивости [8]. Хотя вопрос о величине поглощения нельзя считать окончательно решенным, существенная роль аномальных процессов в практически интересном диапазоне интенсивностей представляется несомненной. На это указывают результаты ряда работ, в которых изучался спектральный состав рассеянного плазмой лазерного излучения и были обнаружены компоненты с частотами (ω₀/2, З ω₀/2, 2ω₀) (ω₀ - частота падающего излучения). Сдвиг и ширина наблюдаемых линий хорошо согласуются с механизмом генерации, основанном на параметрической раскачке плазменных волн. Уверенным экспериментальным подтверждением возникновения турбулентных неустойчивостей в лазерной плазме являются результаты работы группы Касьянова, где одновременно с модуляцией отраженного лазерного излучения наблюдалась модуляция собственного рентгеновского излучения плазмы мишени [8].

В опытах Маккала были получены интересные результаты при исследовании спектра ионов в разлетающейся лазерной плазме. Было показано, что при воздействии 30 псек импульса неодимового лазера на мишень при превышении плотности потока величины 10¹⁶ Вт/см² значительная доля энергии (свыше 50%) уносится очень быстрыми ионами [8]. Поскольку энергия этих ионов приблизительно на порядок превышает среднюю энергию частиц в плазме, то удельный импульс отдачи должен значительно снижаться, а следовательно, и эффективность преобразования энергии лазера в энергию сжимаемого вещества также резко снижается. Эффект носит пороговый характер и наблюдается также на длине волны 10,6 мкм, но при пороговой плотности потока 10¹⁴ Вт/см². Однозначного объяснения эффекта пока не предложено, но причинами его могут быть как неустойчивости в плазме, так и эффекты снижения теплопроводности в неоднородной плазме, в том числе под влиянием генерации спонтанных магнитных полей.

В экспериментах Стампира (T.A.Stamper) и Ричардсона (M.C.Richardson) были проведены тщательные эксперименты по измерению спонтанных магнитных полей, генерируемых в лазерной плазме. Было показано, что в плоской геометрии спонтанные магнитные поля в плазме мишени могут достигать величины 10⁶ Гс как при облучении неодимовым, так и СО₂-лазером [8].

Вся совокупность проведенных экспериментов, по-видимому, указывает на наличие достаточно эффективного поглощения и возможность значительного сжатия мишеней в процессе облучения при потоках мощности до 10¹⁶ Вт/см². Более полная экспериментальная информация, позволяющая с большей определенностью судить о правильности теоретических предсказаний, может быть получена на установках с более высоким уровнем энергии. После 1980 г. в ряде лабораторий начали строиться лазерные установки для ЛТС на энергии 10³-10⁴ Дж в импульсе. На их основе планировались эксперименты с получением существенного термоядерного выхода и подтверждением правильности основных принципов ЛТС.

Из существующих лазерных систем наиболее продвинуты в разработке лазеры на неодимовом стекле. Они обладают подходящей длиной волны  λ= 1,06 мкм, позволяют формировать импульсы в требуемом интервале длительностей 10^-8-10^-10 сек, обеспечивают хорошую направленность и возможность фокусировки излучения на мишенях малых размеров. Теоретические оценки дают величину коэффициента усиления по энергии в лазерном микровзрыве G≈100 при энергии в лазерном импульсе 10⁵-10⁶ Дж [8]. Отсюда следует, что для практического использования ЛТС в будущем в экономичных системах генерации энергии необходимо создать надежные лазеры на такие энергии с КПД 3-10%. В лазерах на неодимовом стекле, по-видимому, трудно поднять КПД от сегодняшнего значения 0,1—0,3% до величины выше 1%. В этой связи большой интерес вызывают импульсные СО₂ - лазеры большого давления. КПД в таких системах может быть доведен до 3-5%. К сожалению, техника управления параметрами импульса, элементная база, а также оптические материалы для длины волны 10,6 мкм, на которой генерирует этот лазер, развиты значительно хуже. Остается неясным также и основной вопрос - можно ли осуществить необходимые режимы сжатия с помощью длинноволнового ИК - излучения, так как пороги неустойчивостей здесь значительно ниже и вопрос о теплопроводностном подводе тепла от короны к сжимаемому ядру стоит более остро. Тем не менее в настоящее время ведется разработка крупномасштабных лазерных систем для ЛТС на энергию в импульсе 10⁴ Дж.

Большой интерес представляют также химические импульсные лазеры, работающие на длине волны 3-4 мкм на основе реакции Н₂+F₂ = 2HF* (или D₂ + F₂ =2DF*), в результате которой продукты реакции оказываются в возбужденном состоянии и обеспечивают необходимую инверсию населенности. Последние успехи в разработке импульсных лазерных систем на большие энергии и высокий КПД (до 10% от химической энергии) делают их весьма перспективными для целей ЛТС. Для проверки основных принципов разрабатываются также фотодиссоционные йодные лазеры на длине волны 1,315 мкм. Планируемые экспериментальные работы в ближайшие годы дадут определенный ответ на перспективы ЛТС. Несомненно, что успехи последних лет ставят лазерный метод в один ряд с другими направлениями в решении одной из труднейших проблем современной физики. Бесспорно, однако, что в любом случае работы по ЛТС представляют большой интерес для современной физики, так как позволяют исследовать в лабораторных условиях свойства вещества в экстремальных условиях сверхвысоких давлений и температур.

 

Современное состояние исследований

В термоядерных реакторах с инерционным удержанием плазмы должен осуществляться по­следовательный поджиг мишеней, энерговыделе­ние из которых покрывает внутренние потребно­сти реактора и обеспечивает энергией внешних потребителей. Для станции, имеющей электрическую мощность ~1 ГВт, это означает выделение около десятка ГДж энергии в секунду, что на­кладывает ограничения на частоту повторения взрывов и освобождение энергии в каждом из них. Можно принять для оценки, что при поджиге одной мишени выделяется не менее 1 ГДж, по­скольку после каждого взрыва камеру надо отка­чать, а следовательно, частота повторения взры­вов не может превосходить 10 импульсов в секун­ду. Современный этап работ по инерционному термоядерному синтезу связан с исследованием возможности поджига одной мишени, что пред­ставляет большой интерес для исследований в об­ласти физики и техники высоких плотностей энергии.

Помимо решения проблем устойчивости сжа­тия и нагрева термоядерного горючего, важней­шим вопросом остается выбор источника им­пульсного воздействия (драйвера) на мишень. Се­годня основные кандидаты на эту роль - лазеры. В США и Франции строятся две крупнейшие ла­зерные установки - NIF и LMG, энергии излуче­ния которых (~2 МДж) будет достаточно, по со­временным представлениям, для поджига мише­ни с энерговыделением <0.1 ГДж. Ожидается, что это событие может произойти в 2010 г. [12]. Реализа­ция термоядерного взрыва в лабораторных усло­виях, безусловно, интенсифицирует разработку концепций термоядерных реакторов с инерцион­ным удержанием. В России во ВНИИ экспери­ментальной физики (Саров) также создаётся ла­зерная установка "Искра-6" с более скромными параметрами по энергии излучения (300-600 кДж) [12].  Тем не менее эта установка должна сыграть важ­ную роль в российских исследованиях по инерци­онному удержанию плазмы.

 Расчеты и некоторые опыты с атомными бомбами показывают, что стократное превышение выделившейся мощности над вложенной возможно, если энергия сжатия, переданная на мишень, превысит 10 мегаджоулей (МДж). Сегодня удается передать на мишень энергию раз в сто меньше.

Существуют две схемы поджига мишени — прямой, когда лучи лазера падают непосредственно на ее поверхность. И при помощи отражающей камеры из тугоплавкого материала, например, вольфрама, в которую лучи проникают через отверстия и многократно отражаются от стенок. В США в Ливерморе интенсивно разрабатывается  использующий такую схему проект NIF, цель которого - передача на мишень уже около 1,8 Мдж. Начальная стоимость проекта была около 1,2 млрд $. На рис.20 показана камера этой установки.

 

Рис.20. Рабочая камера NIF

 

Он должен был быть закончен к 2002 году. К 2005 году оказались запущены только первые четыре из 192 лазерных пучков (Nd-стекло, 3 гармоника). Сметная стоимость проекта возросла до 5 млрд $. Сегодня сроки пуска отодвигаются до 2009 года [12].  

Но проект будет обязательно завершен. Будет ли он иметь отношение к энергетике? Отдаленное. Слишком мал коэффициент полезного действия современных лазеров. Сегодня уже никто не скрывает, что главное назначение таких проектов - уточнение механизма действия водородного оружия. В условиях запрещения ядерных испытаний это вполне легальный путь его технического совершенствования. А потому необходимые деньги будут обязательно выделены. Мир тратит сегодня «на порох» около 2 млрд. $ в день! Лазерный проект, аналогичный американскому создается во Франции и существенно более скромные – в Японии и у нас (г.Саров, НИИЭФ «Искра-6»). На рис.21 изображен экспериментальный зал одного из подобных устройств, Гекко-12 (Япония, энергия 30 кДж), а на рис.22. его камера [12].  Для повышения энергии необходимо увеличение мощности и числа подобных лазерных «линеек».

Рис.21 Общий вид установки лазерного синтеза Гекко-XII (Япония)

 

Другие кандидаты на роль драйвера - Z-пинчи и ускорители тяжёлых ионов. На установке "Ан­гара 5-1" (рис.23) в Троицком институте инновационных и термоядерных исследований (ТРИНИТИ) успеш­но продемонстрирована возможность использо­вания Z-пинча, питающегося от сверхмощного (≈6 ТВт) электрического генератора для поджига мишени. Это направление получило дальнейшее развитие на крупнейшем в мире генераторе Z (≈50 ТВт) в США, где получены рекордные вели­чины энергии мягкого рентгеновского излучения (1.8 МДж), необходимого для сжатия мишени. В России разрабатываются проекты таких уста­новок на основе индуктивных накопителей ("Бай­кал", ТРИНИТИ) и взрывомагнитных генерато­ров (ЭМИР, ВНИИ экспериментальной физики), а также совместно с лабораторией Сандиа (США) анализируется концепция энергетических реак­торов на базе Z-пинчей [12].  

Рис.22. Камера лазерного синтеза Гекко-XII (Япония)

 

Вполне возможно, что в инерционном удержании поджиг мишени, осуществлённый на лазерах или Z-пинчах, будет стимулировать работы по тяжелоион­ному термоядерному синтезу, а в магнитном удер­жании поддержку получат альтернативные схемы.

Более перспективными для поджига мишеней являются ионные пучки тяжелых элементов, например, свинец. (Пучки легких ионов, несмотря на простоту их генерации, не позволяют добиться необходимой фокусировки луча, а также теряют энергию при прохождении через остаточный газ в камере сгорания). Эта сравнительно новая технология носит название "Синтез при помощи тяжёлых ионов" (heavy ion fusion — HIF). Принцип ядерного синтеза с тяжёлыми ионами: абляционный нагрев, эффект реактивного сжатия, зажигание, синтез.  В самых общих чертах она похожа на лазерный синтез, но вместо лазеров шарики-мишени (дейтерий с тритием), размером с горошину, сдавливают со всех сторон мощнейшие потоки тяжёлых ионов. Одна из главных сложностей при создании драйверов пучков тяжелых ионов - достижение высокой мощности пучка, при необычайно коротком времени этого импульса. И, похоже, она вскоре будет устранена. Это-то как раз удалось американским физикам буквально недавно.

 

Рис.23. Общий вид установки инерционного синтеза «Ангара 5-1» (Россия ГНЦ ТРИНИТИ)

 

"Длина импульса — четыре наносекунды! Мы, наконец-то, поместили лучи тяжёлых ионов в пределы такого диапазона длин импульса, который необходим для экспериментов по физике высокой энергии, имеющих практическое приложение, и даже — для построения электростанции ядерного синтеза". Это слова Гранта Логана (Grant Logan), главы исследовательского проекта, о котором мы говорим, физика из американской национальной лаборатории Беркли (Berkeley Lab) и главы виртуальной национальной лаборатории по ионному синтезу (Heavy-Ion Fusion Virtual National Laboratory) [14].  

Установка, на которой проводились эти опыты, носит название NDCX-1 (Neutralized Drift Compression Experiment facility). Тяжёлые ионы (ксенон, ртуть, цезий) производил ускоритель частиц, а специальная система сжимала этот пучок не только в поперечном направлении (фокусировка), но и в продольном – то есть, сокращала время импульса. На входе в установку NDCX-1 импульс ионов длился 200 наносекунд – на выходе он уже выстреливал в мишень за 4 наносекунды. Поток заряженных частиц имел силу 25 миллиампер и энергию 255 килоэлектронвольт [14]. Этого ещё мало для зажигания синтеза, но принципиально пока именно время импульса.
А параметры установки можно наращивать. Главное – две идеи, которые позволили сжать пучок ионов, так сказать, во времени, в пятьдесят раз.
Первое – луч направляли не через вакуум, как делают экспериментаторы во всём мире, а через плазму, электроны в которой предотвращали разбегание ионов под действием кулоновских сил отталкивания.
Второе – специальная умная магнитная система разгоняла "хвост" пучка быстрее, чем "голову". Таким образом, луч ионов сжимался вдоль своей длины. Участники эксперимента теперь планируют собрать новую систему - NDCX-2, где параметры луча будут подняты на порядки.

 

Рис.24. Участники эксперимента NDCX-1: (слева направо) Грант Логан (Grant Logan), Вэйн Гринвэй (Wayne Greenway), Прабир Рой (Prabir Roy), Энрике Хенестроза (Enrique Henestroza), Уилл Уолдрон (Will Waldron), Джош Колеман (Josh Coleman), Смюэль Эйлон (Shmuel Eylon), Фрэнк Бинайозек (Frank Bieniosek) и Саймон Ю (Simon Yu) (фото с сайта lbl.gov).

 

И в заключение стоит сказать несколько слов о рабочей камере реактора инерционного синтеза. Существует проект HYLIFE-11, согласно которому камера имеет диаметр 8 метров и высоту 20 метров. Для поглощения энергии взрыва используется жидкая завеса из расплавленной соли Li2BeF4, окружающая область, куда вбрасываются мишени. Жидкая завеса служит также для смывания остатков мишеней и демпфирования давления взрывов, сила которых эквивалентна 20–200 кг в тротиловом эквиваленте. Расход жидкого теплоносителя составляет 50 м³/с. Предусмотрена жидкая “шторка”, открывающаяся синхронизировано с подачей мишени с частотой около 5 Гц для пропускания пучка тяжелых ионов. Точность подачи мишени составляет доли миллиметра [15].

Заключение

Разработка проектов термоядерных электростанций базируется на опыте проектирования и эксплуатации АЭС. Практически все оборудование циклов преобразования тепла в электричество, систем обращения с радиоактивными элементами, системы выброса тепла в биосферу и ряда других вспомогательных систем опирается на опыт АЭС. При выборе значительной части материалов термоядерного реактора, технологии изготовления отдельных элементов станции также использовался опыт АЭС. Эти обстоятельства облегчают путь к созданию первых энергетических термоядерных электростанций. В то же время при обосновании их проектов были проверены специфические технологии, модификации используемых материалов и вспомогательные устройства (например, элементы систем нагрева и поддержания тока плазмы), которые могут найти применение как в атомной энергетике, так и в других отраслях промышленности. О

Оценивая ситуацию с исследованиями альтер­нативных систем магнитного удержания, можно отметить, что по отношению к токамакам они от­стают на 10-20 лет, а значит, исключена возмож­ность создания в ближайшем будущем на их базе энергетического термоядерного реактора. Вмес­те с тем продолжение работ по альтернативным системам важно для подготовки последующих этапов развития термоядерной энергетики.

Разработка проекта ИТЭР позволила дать достоверную оценку безопасности термоядерного реактора. В этом реакторе практически вся радиоактивность сосредоточена в твердых отходах (конструкционных материалах, бридере топлива и бериллии, если он есть в реакторе). Единственным радиоактивным газом является тритий, величины предельно допустимых концентрации которого на несколько порядков ниже, чем для большинства остальных радиоактивных материалов реактора. В инженерном проекте ИТЭР приведен детальный анализ аварийных ситуаций с оценкой возможных выбросов радиоактивности. Максимально возможный аварийный выброс не превосходит примерно 50 г по тритию, 25 г по продуктам коррозии и 40-100 г по пыли, образующейся в плазменной камере. При аварии суммарные дозы облучения на границе площадки станции оказываются в 2-10 раз ниже допустимой для населения дозы, так что его эвакуации не потребуется. Пассивная безопасность реактора на основе токамака заложена в физике: температура плазмы падает из-за радиационного охлаждения в случае попадания в нее материалов первой стенки, если эта стенка плавится или испаряется. Низкая энергонапряженность и большая тепловая инерция обеспечивают пассивное охлаждение конструкций в случае аварийных ситуаций, связанных с потерей теплоносителя или ограничения его циркуляции. Согласно исследованиям, в том числе и проведенным в рамках проекта ИТЭР, максимальные температуры конструкционного материала не превысят 600-700°С, а общая структурная устойчивость конструкции и барьеры безопасности сохранятся [10].

В термоядерном реакторе существенно меняется, по сравнению с ядерным реактором, характер радиоактивных отходов: нет трансурановых элементов, продуктов деления и радиоактивных газов, кроме трития. Тритий нарабатывается в замкнутом цикле станции, поэтому его транспортировка к станции, исключая начальную загрузку, не требуется. Анализ показал, что отсутствие радиоактивных газов и относительно низкая удельная радиоактивность отработавших срок элементов конструкций позволяют хранить отходы на территории станции, причем подавляющее большинство из них может размещаться на открытой площадке. Возможна ручная или дистанционная переработка до 60% материалов отслуживших срок конструкций, а еще 20-25% могут быть переработаны после 100 лет выдержки. Завод по переработке может находиться рядом с термоядерной электростанцией, что снимет проблему перевозки многотонных радиоактивных элементов реактора[10].

Несмотря на эти достоинства, экономику будущей термоядерной энергетической станции сегодня, когда еще не реализован ИТЭР, оценить непросто. Очевидно, что на нынешнем этапе из-за сложности технологии и низкой энергонапряженности термоядерная электростанция будет проигрывать энергетике деления, энергетике угля, газа и нефти. Однако исчерпание невозобновляемых ресурсов, в том числе и урана для АЭС на тепловых нейтронах, рано или поздно вынудит обратиться к термоядерным электростанциям как экологичным и безопасным. Термоядерная энергетика в первую очередь могла бы развиваться там, где в силу разных причин нельзя строить АЭС.

Доступность топлива для термоядерной электростанции - важный фактор для большинства стран мира. Равнораспределенность топлива смягчит многие мировые конфликты, возникающие из-за крайне неоднородного распределения на земном шаре природных запасов нефти, газа и даже угля. Проведенный в Европе анализ свидетельствует, что если человечество решится возвратиться к выбросам СО₂ на уровне 50-х годов прошлого столетия, термоядерные электростанции могут занять значительную долю (около 20%) в мировом производстве электроэнергии.

Останавливаясь на проблеме выбросов СО₂ заметим, что такая страна, как быстро развивающийся Китай, при выходе на европейский уровень энергопотребления на душу населения должна сжигать ежегодно 2-3 т/чел, угля, что при численности населения 1.5 млрд. человек увеличит количество сжигаемого на земном шаре угля на 100% [10].  В мире нет технологий очистки отходящих газов от СО₂ - основного продукта горения. Проблема экологически приемлемой энергетики Китая и других развивающихся стран, по сути, является общемировой. В ее решении термоядерные электростанции могут сыграть важную роль. По-видимому, как осознание экологического вызова следует рассматривать результаты работы комиссии экспертов Европейского союза под председательством Д. Кинга - советника по науке премьер-министра Англии. Комиссия пришла к выводу о необходимости ускорения работ по термоядерному синтезу с целью перехода к его практическому использованию. В программе "Fast Track" ("Быстрый путь") предлагается использовать международные структуры ИТЭРа для начала работ над проектом демонстрационной термоядерной станции и параллельно с созданием ИТЭРа построить источник нейтронов для материаловедческих испытаний. Подобное требование к американскому термоядерному сообществу сформулировал директор отдела науки департамента энергетики США Р. Орбах. Отметим также, что в последнее время активно рассматриваются варианты двухцелевых термоядерных электростанций, включающих параллельно с выработкой электроэнергии выжигание долгоживущих радиоактивных отходов атомной энергетики, опреснение соленых вод, производство синтетического топлива, в том числе водорода из воды [10].

Если говорить о промежуточных результатах термоядерных исследований, их влиянии на развитие науки и технологии, то термоядерному сообществу есть что предъявить. Физика горячей плазмы, построенная на основе электродинамики, астрофизики, газодинамики, физики твердого тела и газового разряда, обогатила эти научные дисциплины новыми разработками. Анализ теории неустойчивостей плазмы многое внес в нелинейную физику. Выше упоминался вклад управляемого термоядерного синтеза в разработку новых технологий, приборов и устройств.

Отечественная школа физики горячей плазмы имеет высокий международный рейтинг как в области теории, так и эксперимента. Наш токамак положен в основу первого Международного экспериментального термоядерного реактора. Нам есть чем гордиться. Удастся ли нам сохранить достойные позиции в науке и в будущей энергетике? - вопрос, на который нет простого ответа.. Если мы не сумеем выстоять, участь России в термоядерной энергетике незавидна: нам придется обращаться за готовыми продуктами к другим странам. Сохранившийся научный потенциал, его правильное использование, внимание общества и правительства могут позволить тем не менее надеяться на успех. Необходима концентрация основных усилий на нашем участии в программе ИТЭР, создание собственной национальной базы физических и инженерных исследований по этой программе на основе модернизации установки Т-15, материальная поддержка молодых ученых - таковы условия для активного участия России в международной термоядерной программе, ориентированной на создание нового направления атомной энергетики -управляемого термоядерного синтеза.   

Список литературы

  [1]  C.M.Braams, P.E.Scott, NUCLEAR FUSION. Half century of Magnetic Confinement Fusion Research. IOP Publishing Ltd, 2002, 341 р.

  [2]  ITER Physics Basis Editors et al., ITER Physics Basis. Chapter 1. Overview and summary //Nucl. Fusion 39 (1999) pр. 2137-2174.

  [3]  Г.С.Воронов, Штурм термоядерной крепости, М., «Наука», 1985

  [4]  В.Д.Шафранов, Б.Д.Бондаренко, Г.А.Гончаров, К истории исследований по управляемому термоядерному синтезу, // УФН. 2001. Т. 171 № 8 С. 877-908.

  [5]  С.В.Мирнов,Токамаки: триумф или поражение?//Природа.1999.№11С.10.

  [6]  Б.Б.Кадомцев, От МТР до ИТЕР, // УФН. 1996. Т. 166 № 5 С. 449-458.

  [7]  Л.Спитцер, Стелларатор, // УФН. 1960. Т. LXXI, вып.2. С. 327-338.

  [8] А.М.Прохоров, С.И.Ансимов, П.П.Пашинин, Лазерный термоядерный синтез // УФН. 1976. Т. 119 вып.3 С. 401-424.

  [9] В.П.Крайнов, Лазерный термоядерный синтез в кластерах, // Соросовский образовательный журнал. 2001. Т.7 № 10 С. 75-80.

[10] В.П.Смирнов, Исследования по термоядерному синтезу, // Вестник Российской Академии Наук. 2003. Т. 73 № 4

[11] Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор (ITER). Резюме. // ITER.com&New Era Inc. News

[12] С.В.Мирнов, Энергия из воды. Ближайшие перспективы управляемого  термоядерного синтеза, // ФИЗИКА. Новый взгляд, НИОС-ИНФОРМ http://physics.nt-inform.ru N2 (2005) c4-14

[13]   Квазисимметричный стелларатор взял реванш у токамаков, //news.students.ru/index.php?newsid=2694  

[14]   NDCX: открыт неожиданный путь к управляемому синтезу, //news.students.ru/index.php?newsid=2630.

[15] В.Тучков, Соперники токамака, //news.students.ru/index.php?newsid=4015

[16] Б.Б.Кадомцев, В.Д.Шафранов, Магнитное удержание, // УФН. 1983. Т. 139 вып.2. С. 399-434.

[17] Л.М.Коврижных, С.В.Щепетов, Современное состояние теории магнитогидродинамического равновесия и устойчивости плазмы в стеллараторах, // УФН. 1986. Т. 148 вып.4. С. 637-670.

 

Санкт-Петербургский государственный политехнический университет Р Е Ф Е Р А Т Дисциплина: История и философия науки Тема: История научных исследований в области управляемог

 

• 14:21 05 Июля 2016
  Российско-китайский медуниверситет откроет магистерскую программу по TCM
• 01:21 05 Июля 2016
  На форуме МГУ Россия и Китай обсудят научно-образовательное сотрудничество
• 11:00 04 Июля 2016
  Реморенко: "ЕГЭ-туризм" в России сходит на нет
• 10:52 04 Июля 2016
  Летняя российско-австрийская школа откроется в Москве
• 15:31 01 Июля 2016
  В СПбГУ могут воссоздать географический факультет

Заказать уникальную работу