ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ
МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ
(ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)
С.В. Мирков
ЭНЕРГИЯ ИЗ ВОДЫ.
Популярно об управляемом
термоядерном синтезе
Рекомендовано к изданию У МО
«Ядерные физика и технологии»
МОСКВА 2008
УДК 620.92: 621.039.6
ББК 31.49
М63
Мирнов С.В. ЭНЕРГИЯ ИЗ ВОДЫ. Популярно об управляемом
термоядерном синтезе. М.: Тровант, 2008. — 128 с.
Книга представляет собой популярное издание, которое вводит
читателя в сегодняшние проблемы управляемого термоядерного синтеза
(УТС). Главная из них - создание Интернационального термоядерного
экспериментального реактора (ИТЭР) полупромышленного масштаба с
тепловой мощностью 500 МВт во Франции силами международного
сообщества. Свою задачу автор видел в том, чтобы ввести непосвящен-
ного читателя в круг вопросов, связанных с промышленным освоением
термоядерной энергии.
Книга рассчитана на школьников старших классов, интересую-
щихся физикой и состоянием окружающей нас среды, а также на сту-
дентов первых курсов, выбирающих для себя направление будущей
трудовой деятельности.
Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.Г. Ковальский
ISBN 978-5-89513-109-1
© Мирнов С.В.
Введение
Эта книга про управляемый термоядерный синтез (УТС) -
неисчерпаемый энергетический резервуар будущего Человечест-
ва. Но только ли будущего? Экономисты скептики убеждают нас
сегодня, что управляемый термоядерный синтез как источник
энергии пока еще не нужен Большой энергетике. Еще вдоволь
газа, нефти и нецелесообразно тратить серьезные средства на за-
тянувшуюся историю с управляемым термоядерным синтезом.
Глобальное потепление как следствие сжигания углеводородов?
Но ведь есть еще компетентные люди, которые его не признают,
полагая происходящие климатические катаклизмы нормальными
флюктуациями около равновесного уровня. Другое дело неуправ-
ляемый синтез - термоядерное оружие. Для государственных ли-
деров его необходимость неоспорима. Пять стран имеют его се-
годня и намерены совершенствовать далее.
В подобных рассуждениях есть доля истины - управляемый
термоядерный синтез пока что удел науки. Где мы находимся се-
годня? Каков масштаб усилий?
Предполагаемая стоимость ныне сооружаемого Интерна-
ционального термоядерного экспериментального реактора
(ИТЭР) полупромышленного масштаба с тепловой мощностью
500 МВт должна составить около 5 миллиардов долларов. Его
строительство ведется во Франции силами солидного междуна-
родного сообщества. Строительство начато в 2007 г. и должно
быть закончено приблизительно в 2017 г. То есть при среднем
уровне затрат около $500 млн в год. Эти затраты будут разделены
между странами-участниками термоядерного альянса: Объеди-
ненной Европой, Россией, Японией, США, КНР, Южной Кореей
и Индией. На долю нашей страны придется $50 млн в год. В июле
2007 г. Президент Российской Федерации подписал соответст-
вующий Закон.
Много это или мало? По меркам фундаментальной физиче-
ской науки очень много - годовой бюджет серьезной футбольной
команды. Но экспериментальный термоядерный реактор не толь-
3
ко прибор для физических исследований, это еще и целый букет
технологических решений для будущей промышленной энерге-
тики, а там ставки другие.
Напомним: $2 млрд в день - масштаб сегодняшних обще-
мировых военных расходов, которые, как известно, призваны
обеспечивать мировой экономический и политический правопо-
рядок. Цена одного американского авианосца, такого как «Ни-
митц», из боевой группы, обеспечивающей в Персидском заливе
нефтяные коммуникации Запада, около $5 млрд. Подобных авиа-
носцев в мире около двадцати. Кажется, что одним можно было
бы и пожертвовать ради будущей энергетики. Но так кажется
только гражданским лицам.
Решение о строительстве ИТЭР принималось долго и мучи-
тельно. Ему предшествовала примерно пятилетняя работа по соз-
данию технического Проекта и почти семь лет переговоров о
масштабах и месте строительства. Описание сложных перипетий
этого процесса, в котором России выпало сыграть одну из ре-
шающих ролей, интересующийся читатель сможет найти в книге
Льва Григорьевича Голубчикова «ИТЭР - решающий шаг» [1].
Сегодня строительство начато. В 2017 году предполагается
начать первые физические эксперименты. Должен разочаровать
читателя, ИТЭР еще не промышленный реактор управляемого
синтеза и даже не его прототип. ИТЭР - физическое устройство,
позволяющее полномасштабно моделировать «горячую зону»
термоядерного дейтерий-тритиевого реактора. Научная и техни-
ческая информация, полученная в ходе такого моделирования,
необходима для создания прототипа термоядерной электростан-
ции - стационарно работающего реактора, получившего у спе-
циалистов название ДЕМО.
Правда, заранее не исключено, что при благоприятном сте-
чении обстоятельств переход от ИТЭР к ДЕМО можно будет
произвести путем очередной модернизации ИТЭР.
Почему была принята именно такая схема действий, что не-
обходимо исследовать, а что испытывать, что может помешать
реализации планов - основные вопросы, на которые автор пытал-
ся ответить в этой книге.
4
Очевидно, что при этом автору было трудно отказаться от
пристрастий. Дело в том, что на каждый предмет существует, по
крайней мере, две точки зрения - «со стороны » и «изнутри».
Взгляд автора - «изнутри», с позиции тех, кто занимается прак-
тическим созданием и исследованием горячей плазмы в замкну-
тых ловушках с тороидальным током (токамаках). Подобная точ-
ка зрения «изнутри» более адекватна в передаче динамики
событий, но, возможно, иногда бывает лишена широты «поля
зрения», характерного для наблюдения «со стороны».
Все предыдущие годы динамика термоядерных исследова-
ний носила существенно нарастающий положительный характер,
а, как известно, информационный сигнал распространяется в на-
учном сообществе с конечной скоростью и доходит даже до не-
которых «маститых» специалистов с большим опозданием. От-
сюда относительный оптимизм наблюдателей «изнутри» по
сравнению с наблюдателями «со стороны» и суждения «времен
Очакова и покоренья Крыма», которые иногда позволяют себе
вполне уважаемые авторитеты «со стороны» в адрес тех или
иных быстро прогрессирующих научных направлений.
Возвращаясь к управляемому термоядерному синтезу, сле-
довало бы привести в качестве положительного примера попу-
лярной публикации на эту тему книжку Геннадия Степановича
Воронова «Штурм термоядерной крепости», опубликованную в
1985 г. в издательстве «Квант» [2]. Эта книжка, написанная авто-
ром «изнутри», живо изображала ситуацию того времени. С тех
пор в управляемом синтезе произошли существенные перемены.
В разных странах в строй вступило и «отработало свое» целое
поколение новых экспериментальных установок - «больших»
токамаков (JET, JT-60, TFTR, Т-15), вступил в строй «большой»
стелларатор LHD. Лучшие из них (JE1, JT-60) вышли на уровень
«перевала» - равенства достигнутой мощности ДТ-синтеза и
мощности внешнего подогрева горячей плазмы. Абсолютный
уровень мощности ДТ-синтеза достиг при этом 16 МВт - уровня
тепловой мощности первой атомной электростанции. Этот успех
был положен в основу создания ИТЭР. Стеллараторы, на которые
в книжке Воронова возлагались большие надежды, также проде-
5
монстрировали положительную динамику развития, хотя и более
скромную, чем токамаки.
С другой стороны, существенно увяли энергетические ам-
биции инерциального синтеза, копирующего в микро масштабе
взрыв водородной бомбы. А именно, стало очевидно, что практи-
ческий результат, на который может претендовать это направле-
ние в обозримом будущем, - моделирование взрыва термоядер-
ной бомбы. В условиях запрещения ядерных испытаний такая
возможность, несомненно, актуальна для специалистов оборон-
ных отраслей физической науки, но далека от нужд промышлен-
ной энергетики.
Серьезную эволюцию претерпела также концепция откры-
тых магнитных ловушек. Область их возможного практического
применения сузилась до рамок исследовательских нейтронных
источников, которые при благоприятном стечении обстоятельств
могут быть использованы в материаловедческих целях для изу-
чения поведения конструкционных материалов реактора в мощ-
ных стационарных потоках быстрых нейтронов. Эта, на первый
взгляд технологическая задача, остается одной из критических на
пути промышленного внедрения термоядерного синтеза.
Таким образом, при «штурме термоядерной крепости» про-
изошло очевидное смещение акцентов. Передовые штурмовые
отряды уже поднялись в одном месте на ее «стены», но «город»
еще не взят. Почему не взят, как предполагается осуществлять
это взятие, что мы надеемся получить в итоге - вопросы, на ко-
торые автор также попытался дать ответ в этой книге.
Наконец, автор считает необходимым разоблачить некото-
рые мифы, касающиеся термоядерного синтеза. Во-первых, о его
якобы абсолютной радиационной чистоте. Главный энергетиче-
ский продукт ДТ синтеза (а именно о нем будет идти речь) - бы-
стрый 14-МэВ нейтрон, безусловно, будет вызывать активацию
конструкционных материалов реактора. Другое дело, что радиа-
ционная опасность реактора синтеза на 1-2 порядка меньше со-
ответствующей опасности реактора деления, но она не пренебре-
жимо мала.
Следующий миф о бесплатной энергии синтеза (вода, ведь,
ничего не стоит!). Помимо затрат на получение дейтерия и три-
6
тия необходимо будет учесть амортизацию реакторного оборудо-
вания в том числе в ходе «сгорания» конструкционных материа-
лов реактора под действием нейтронной бомбардировки. Оче-
видно, что реактору синтеза еще предстоит доказать свою
экономическую эффективность. Другая крайность - миф об уже
потраченных на синтез сотнях миллиардах долларов, распростра-
няемый, как правило, изобретателями, предлагающими сделать
все много дешевле и быстрее.
Даже в годы строительства больших установок суммарные
мировые затраты на управляемый синтез не превышали $1млрд в
год. Суммарные же затраты на токамаки, произведенные за 50 лет
исследований, колеблются и, согласно различным оценкам, со-
ставляют от $10 до 20 млрд. В процессе создания ИТЭР эти за-
траты, несомненно, возрастут, но масштабу деяния должен соот-
ветствовать масштаб усилий. В противном случае деяние
превратится в долгострой.
Но можно ли достичь успеха прямо завтра, вдруг вложив в
исследования сколь угодно большие средства? Тоже нет. Процесс
движения к цели, как показывает опыт, предполагает последова-
тельное преодоление определенных технических и физических
препятствий, иногда очень сложных. Движение можно ускорить,
но даже очень квалифицированным и способным людям для реше-
ния новых задач потребуется конечное время. Современные физи-
ки и инженеры, работающие в термоядерном синтезе, напоминают
минеров, расчищающих в минных полях противника проходы, по
которым завтра в случае наступления должны пройти мощные
танковые части. Это дело требует времени и аккуратности.
Оставаясь в рамках популярной книжки, автор старался из-
бегать громоздких математических формул и точных выражений
в расчете на «доверчивого» читателя. Для читателя «придирчиво-
го» автор поместил в конце Приложение 1, где привел сводку
точных выражений основных плазменных параметров, исполь-
зуемых в тексте. Чтобы избежать путаницы, связанной с одно-
временным применением практической (СИ) и СГС систем, вы-
ражения даны в обеих системах параллельно. При этом автор по
традиции измеряет температуру в эВ (1эВ 11600 К), а магнитное
поле в эрстедах либо теслах (полагая, что «ампер-витки на метр»
7
скорее подходят для оперативного персонала электроподстанции,
чем для физиков). Для читателя, интересующегося более доско-
нально историей развития токамаков в нашей стране, приведено
Приложение 2 «Токамаки в ИАЭ им. И.В.Курчатова», подготов-
ленное автором по просьбе И.Н. Головина в 1992 г.
8
Энергия и мы
Вспомним из школьной хрестоматии пушкинские строчки:
«Вся комната янтарным блеском
Озарена. Веселым треском
Трещит затопленная печь.
Приятно думать у лежанки.
Но знаешь, не велеть ли в санки
Кобылку бурую запрячь?
Скользя по утреннему снегу,
Друг милый, предадимся бегу
Нетерпеливого коня....»
Современному городскому жителю, молодому человеку
пушкинской «весовой категории», то есть умеренного достатка,
уже не нужно топить печь - это делает за него теплоэлектроцен-
траль, ее теплофикационные турбины. И не нужно ждать солнца
и снега, чтобы озарить комнату «янтарным блеском», достаточно
щелкнуть выключателем. И не нужно никому ничего «велеть».
Включил микроволновку, разогрел картошку с сосиской, чашку
кофе, спустился на лифте с 12-го на первый, завел «коня» от 50
до 200 лошадиных сил - и на работу. По дороге позвонил «мило-
му другу»: Как ты там? Купаешься? А у нас ночью снег выпал,
пора на зимнюю резину переходить. Возвращаешься послезав-
тра? В три ночи? Домодедово? Поздравляю. Встречу, конечно...
Молодой человек «умеренного достатка» - винтик вселен-
ского механизма. Кто-то его согрел, накормил, залил в бак бен-
зин. Подобные же «винтики» того же механизма. И вперед, впе-
ред! Дабы сохранить свой «умеренный достаток», достаток
соседа, а то и преумножить их. Во что же это все обходится? В
рублях, евро, таллерах? В отличие от финансистов у физиков
универсальная шкала цен - в единицах энергии и мощности -
джоулях, ваттах, калориях... Сегодня это обходится раз в сто до-
роже, чем Александру Сергеевичу. Масштаб почти римских це-
зарей. Правда, платить за это нашему молодому человеку прихо-
дится, в сущности, жизнью, временем, талантом, свободой, что
тоже не маловажно. Александру Сергеевичу было легче - мог
9
позволить себе, как сказали бы сегодня, в рабочее время «пре-
даться бегу нетерпеливого коня»...
А всего-то каких-то 170 лет прошло с той поры - миг по срав-
нению с тысячелетиями Истории человеческого существования.
Но каждому - свое. Отключи тепло, свет, закрой бензоко-
лонки, выдай хлеб по карточкам - наш молодой человек ощутил
бы все это, как конец света. А именно так и произойдет, отключи
мы вдруг поток Энергии (очень хочется с большой буквы) нас
согревающий и оберегающий.
Другая картинка (из жизни автора). Американская полупус-
тыня - Аризона. Катим сквозь нее в автомобиле по «бетонке» со
скоростью сильно за сто км. Работает кондишен - за бортом плюс
пятьдесят, в кабине около двадцати. Остановились, вышли. Ужас,
сауна. Присмотрелся к автомобилю - а под ним лужица. Катастро-
фа - не иначе как потек радиатор! Знатоки успокоили - нет, это
водный конденсат из воздуха. В этом раскаленном воздухе Аризо-
ны есть вода и ее можно на худой случай добыть, если под рукой
есть энергия. Хотя бы автомобильного движка. Добывают проще.
Качают насосами из глубоких скважин. Менее энергоемко.
Среди полупустыни с одинокими пальцами гигантских как-
тусов, уставившихся в небо, вдруг оазис - апельсиновый сад гек-
таров на триста. Белые человечьи домишки из алюминия на ма-
нер жилья полярников, дизельная электростанция (еще не
солнечная!) и громадный бак, очевидно для солярки. Что застав-
ляет людей забиваться в такую глушь? Выгодно. Два урожая в
год. Есть энергия - есть вода. Солярка - копейки. Привозят цис-
терну в месяц. Энергия!
Из чего ее только ни добывают сегодня? Ну, конечно, это
прежде всего нефть, газ, уголь - главные углеводородные топли-
ва - 80% мирового энергопотребления. Еще есть сланцы, торф,
говорят, даже верхний слой чернозема пытались срывать и сжи-
гать. На одной крупной тепловой электростанции однажды слу-
чился конфуз - ночью вместо угля в топку разгрузили эшелон с
сахарной свеклой. Вагоны однотипные, разгружаются автомати-
чески - кто их ночью разберет. И не заметили бы, если бы утром
свекольные хозяева не забили тревогу - пропал эшелон. Факт ус-
тановили по зеленой ботве на краях угольного бункера. То-то, ~
10
сказали энергетики - а мы-то думали, что мокрый уголь попался.
КПД станции несколько снизился. Все горит, если как следует
нагреть. Кроме камней и воды. А обогреть и защитить с каждым
днем нужно все большее и большее число людей. Не все страны,
как Россия, уменьшают количество своих жителей. Многие, осо-
бенно в Азии, Африке, Латинской Америке, напротив, увеличи-
вают и увеличивают. На рис. 1 приведена динамика роста наро-
донаселения мира в ближайшем прошлом и по оценкам
специалистов в ближайшем будущем.
Рис. 1. Рост народонаселения (млрд, чел)
Еще одно важное обстоятельство усугубляет энергетическую
проблему растущего Человечества - неравномерное распределение
потребителей. Во второй половине XX века 85% энергетических
ресурсов потреблялись 15% населения Земли. Явление это в кругу
специалистов получило название «энергетический империализм».
На рис. 2, заимствованном автором из книги Е.П. Велихова,
А.Ю. Гагаринского др. «Россия в мировой энергетике XXI века»
[3], приведено это распределение и его эволюция: по горизонтали
- годовая мощность энергопотребления на одного человека в, так
называемых, ТНЭ , а по вертикали - количество людей, потреб-
ляющих соответствующую мощность. В конце XX века отчетливо
видно существование двух энергетических цивилизаций. Различие
ТНЭ - тонна нефтяного эквивалента (1т примерно соответствует по-
стоянному потреблению тепловой мощности - 1500 Вт или примерно
500 Вт электроэнергии на человека)
11
ТНЭ на душу населения ТНЭ на душу населения	тнэ на душу населения
1965 год
2004 год
Прогноз на 2025 год
Рис. 2.Временная эволюция структуры энергопотребления жителями
Земли [3]
постепенно стирается в XXI веке, но при росте полного энергопо-
требления в 4 раза за 60 лет!
«Золотой миллиард» - население экономически развитых
стран (среднестатистический житель России принадлежит к не-
му) - сегодня выбрасывает в атмосферу углекислый газ, двуокись
серы и другие продукты своей энергетической жизнедеятельно-
сти за всех «неимущих». И, похоже, не собирается что-то менять
в своем поведении. Например, главный «загрязнитель» - США -
пока не присоединились к соответствующей конвенции на огра-
ничение выбросов. «Неимущие» между тем быстро «богатеют» и
уже не велосипед, а автомобиль становится семейным идеалом у
миллиардов жителей Юго-Восточной Азии и Китая. Легко ви-
деть, что неравномерность энергопотребления постепенно вы-
равнивается. Галопирующая цена нефти - количественный пока-
затель этого процесса. Но с ростом потребления углеводородов
будет расти и выброс парниковых газов! А с ними, как убеждают
нас специалисты, перегрев земной поверхности. Плохо это или
хорошо? Некоторые легкомысленно полагают, что для России не
так уж и плохо - сэкономим на отоплении. Следовало бы их пре-
достеречь. Глобальные катаклизмы потому так и называются, что
охватывают весь Глобус (т.е. земной шар). Предвидеть все их
12
Рис. 3. Временная корреляция содержания СО2 и средней температуры
Земли (ДТ в °К) в Северном полушарии [1]
последствия нам пока не дано. Рис. 3, заимствованный автором из
[ 1], демонстрирует динамику роста средней температуры Север-
ного полушария в прошлые века и в наши дни параллельно с рос-
том парциального давления СО2.
Специалисты спорят, что означает рост температуры. Ре-
зультат парникового эффекта - перегрева Земли вследствие тер-
моизоляции ее поверхности слоем СО2, не пропускающим ее ин-
фракрасное излучение обратно в Космос? Или же это
естественные колебания вблизи равновесия? Для парникового
эффекта что-то рано. Не исключен, однако, и худший вариант -
земная экосистема уже находится на грани устойчивости и срав-
нительно малое воздействие наших загрязнений во много раз
усиливается, например, лесными пожарами в Европе или, что еще
хуже, на Амазонке, где их никто не тушит. Из обзора
С.В. Путвинского «Возможна ли будущая мировая энергетиче-
ская система без ядерного синтеза?» [4] (статья написана попу-
лярно и заведомо доступна пытливому читателю) следует, что
«нормальный» уровень СО2, существовавший последние 1000 лет
на Земле, уже задерживал до 0.7% солнечной радиации, поднимая
земную температуру в среднем на 10°С. Без него северные реки
оставались бы на лето замерзшими. Добавление к 0,7% еще 0,2%
13
(рис. 3), по-видимому, не смертельно, но уже заметно. Специали-
сты утверждают, что допустимый предел человеческого вмеша-
тельства в энергетику Земли 1% от уровня солнечной радиации.
С точки зрения физиков, числа 1 и 0,5 - уже одного порядка.
«Оптимисты» успокаивают: нефть с газом скоро кончатся и
всем снова станет хорошо - опять пересядем на велосипеды. Не
пересядем. После войны в Берлине (автору случилось там быть) в
воздухе стоял отвратительный сладковатый запах автомобильных
выхлопов. Старшие объяснили: сладковатый перегар - выхлоп
синтетического бензина. Германия, не имевшая нефти, вела войну
на синтетическом бензине, получаемом перегонкой бурых углей,
которых было в достатке! Первые годы после войны этот бензин и
был в ходу. Потом хлынула дешевая нефть и о нем забыли. Похо-
жее после войны было и в Москве. Хлеб развозили фургоны, у ко-
торых сбоку было приделано что-то вроде печки. Водитель иногда
вылезал, подкладывал снизу чурки и ехал дальше к изумлению
окружающих. Это была сухая перегонка дерева. Газ - продукт пе-
регонки - посгупал в двигатель и автомобиль катил, хотя и не
очень быстро. Наконец, сегодняшняя Бразилия, где кюветы дорог
засажены сахарным гростником. Не в чай - это опасно, а для полу-
чения из него спирта и добавления в бензин, примерно 50/50. Эко-
номия, по-видимому, оказывается значительной - почти все авто
попахивают как самогонные аппараты. В чем «экологическая чис-
тота» такого вида сжигания органики? Растения с участием Солнца
(опять же термоядерный реактор!) преобразуют СО2 из воздуха в
спирт, потом в энергию движения и опять же в СО2 - короткожи-
вущий цикл, не затрагивающий углерод, аккумулированный мил-
лионами лет в земной коре в виде нефти, газа и каменного угля -
иными словами, некоторая разновидность солнечной энергетики.
Такая схема, возможно, имеет право на жизнь в странах с больши-
ми «запасами» Солнца, влаги и земли, пригодной для земледелия.
А в Европе, например, уже сегодня зерновой кризис. Население же
предполагает расти и расти.
Приведенные примеры должны по замыслу автора убедить
читателя, что отсутствие нефти и газа не пересадит Человечество
на велосипеды, а, скорее всего, заставит сжигать органику в еще
большем масштабе, скорее всего, в виде угля (его хватит надолго!)
14
и все более причудливыми способами. Следствием этого должны
стать многократное усиление парникового эффекта и те глобаль-
ные катаклизмы, о которых пишут сегодня так часто и ярко.
Рассматривая Человечество как стихийно развивающуюся
популяцию живых организмов, сторонний наблюдатель конста-
тировал бы в подобном случае, что популяция подверглась угне-
тению вплоть до самоликвидации, будучи отравлена продуктами
своей жизнедеятельности - случай типичный для стихийных по-
пуляций живых существ. В качестве примера можно было бы
привести популяцию бактерий, сбраживающих вино и погибаю-
щих в итоге под действием спирта - продукта сбраживания.
Другое дело, что Человечество не сообщество бактерий, а
некий организм, обладающий коллективным разумом, наиболее
убедительным проявлением которого является мировая наука,
существующая над национальными, социальными и конфессио-
нальными интересами отдельных человеческих групп.
Какие возможные выходы из создавшегося положения ви-
дятся сегодня. Во-первых, это ядерная энергетика как наиболее
жологически чистый способ получения энергии и водородная
юхнология как конкретный способ бытовой утилизации этой
энергии, то есть путем превращения водорода в воду. Заметьте,
что автор не отделяет при этом термоядерную энергетику от
энергетики деления, полагая их составными частями единой
энергетической системы. Почему, будет пояснено ниже. Но сна-
чала несколько слов об энергетике деления, как об уже «рабо-
тающей» части ядерной энергетики, обеспечивающей до 5-10%
мирового производства электричества.
Ядерная энергетика
«Рабочей лошадкой» современной ядерной энергетики яв-
ляется деление урана так называемыми медленными или тепло-
выми нейтронами. Напомним, о чем речь. Как известно, природ-
ный уран состоит в основном из двух изотопов - 238U (99.3%) и
15U (0.7%). Из них наибольшую ценность сегодня представляет
второй. Дело в том, что он эффективно делится «холодными»
нейтронами с комнатной температурой (Т=300 К ~ 0.025 эВ).
11ричем, реакция деления экзотермическая (с выделением тепла)
15
- продукты деления разлетаются с энергией примерно 150 МэВ!
Мало того, при делении образуется в среднем 2.5 новых, так на-
зываемых, «быстрых» нейтронов (Е=1-4МэВ), которые, в прин-
ципе, могли бы стать основой следующих актов деления 235U, то
есть запустить цепную реакцию. В природном уране это невоз-
можно - основной составляющий его изотоп 238U (так называе-
мый «отвальный уран») эффективно захватывает быстрые ней-
троны и тем самым пресекает их размножение. Цепную реакцию
можно осуществить двояким путем: либо простым устранением
238U (атомная бомба), либо эффективным замедлением быстрого
нейтрона до того, как 238U его захватит. Эффект захвата нейтрона
станет несущественным, как только его энергия упадет ниже 1эВ,
для этого в зону размещения урана вводят дополнительный за-
медлитель нейтронов на основе материалов с малым ядерным
зарядом (атомный реактор).
Цепная реакция деления была впервые осуществлена в ре-
акторах на природном уране с графитовым замедлителем, затем в
атомной бомбе с чистым 235U и, наконец, в котлах атомных элек-
тростанций с ураном, обогащенным 235U. При этом была активно
использована еще одна важная особенность урановых котлов. А
именно, быстрый нейтрон, захваченный 238U, вызывает цепочку
ядерных преобразований, завершающуюся возникновением изо-
топа плутония 239Ри, который подобно 235U допускает деление как
тепловыми, так и быстрыми нейтронами с примерно тем же энер-
гетическим эффектом. А потому может в свою очередь быть ис-
пользован в атомных котлах. То есть урановая энергетика оказы-
вается в состоянии регенерировать затраченное ядерное топливо,
умножая его во времени. 239Ри, полученный нейтронным облуче-
нием, оказался существенно дешевле 235U, полученного очисткой.
Это свойство урана было активно использовано оборонными ве-
домствами, как у нас, так и за рубежом для производства сравни-
тельно дешевых плутониевых атомных бомб. В итоге, в кратчай-
шие сроки были разработаны необходимые ядерные технологии,
которые затем нашли широкое применение в мирной атомной
энергетике. В настоящий момент технически развитые страны
(например, Франция и Япония) уже производят до 70% электро-
энергии с помощью реакторов деления на тепловых нейтронах.
16
11 го выигрывается при этом? Если принять за основу срав-
...in стандартный станционный блок с электрической мощно-
и.10 1000 МВт, то соответствующая тепловая станция за год ра-
(нгты должна выбросить в атмосферу 10 000 000 т (!) углекислого
। । ы ((Ю.) и 200 000 т двуокиси серы (SO2), превращающуюся при
мин лиге с водой в сернистую кислоту (кислотные дожди).
Блок в 1000 МВт электрической мощности способен обес-
печить жизнедеятельность примерно 1 миллиона граждан России.
Ция обеспечения такого города, как Москва, требуется 7-10 по-
добпых станционных блоков. И к каждому из них, если топить
। нем, необходимо подвозить его в объеме не менее 2 700 000 т в
I од. С газом легче - он сам приходит по трубам, но суммарный
выброс СО2 остается примерно тем же. Блоки эти уже давно сто-
4 1 вокруг Москвы и даже в ее черте и активно работают. Чита-
н ль может их легко идентифицировать по громадным трубам,
рлспускающим в морозную погоду могучие шлейфы пара на пол-
ik 6а (результат сгорания углеводородов).
Количество же 235U, «сгорающего» за год в аналогичном бло-
ке* атомной станции, примерно 500 кг. Правда, чистый 235U в энер-
। стике не употребляется - только в атомных бомбах. В энергетике
используется его смесь с 238U. В природном уране, как уже упоми-
налось, 235U всего лишь 0.7%, то есть, если атомная станция рабо-
тала бы на природном уране, его потребовалось бы 70 т в год -
один большегрузный автомобиль. В реальной жизни, однако, ис-
пользуют не природный, а слегка обогащенный уран 235U. Причина
в том, что для осуществления цепной реакции на природном уране
требуется очень прецизионный замедлитель нейтронов (тяжелая
вода, сверхчистый графит), всего лишь «охлаждающий» нейтроны,
по не поглощающий их. Это деликатное физическое требование в
свое время лишило Гитлера атомной бомбы. Физики, оставшиеся в
I ермании после изгнания оттуда «ненужных» ученых, не додума-
лись до того, что малые примеси тяжелых веществ, присутствую-
щие в обычном графите, способны захватывать замедляемые ней-
троны и тушить цепную реакцию.
Использование обогащенного урана позволяет существенно
снизить требования на чистоту замедлителя и конструкционные
материалы промышленного атомного реактора, то есть делает его
17
экономически более привлекательным. Здесь, в частности, кроет-
ся главная интрига сегодняшнего атомного конфликта между
США и Ираном. Иранцы явно хотят сами обогащать уран, а не
покупать его под контролем МАГАТЭ «на стороне». Мировое
сообщество при этом справедливо подозревает, что страна, нау-
чившаяся обогащать уран, быстро научится получать чистый 235U
для создания атомных бомб и, что более опасно, извлекать из об-
лученного урана 239Ри - основной компонент сегодняшних ядер-
ных боеприпасов. Таким образом, регенерация ядерного топлива
может иметь и свою обратную сторону - распространение ядер-
ного оружия. Тем более, что процедура последующего извлече-
ния 239Ри, по отзывам специалистов, близка к процедуре ураново-
го обогащения.
Накопление радиоактивных отходов - осколков деления
235U, а также изотопов Pu, Am, Np, возникающих в процессе ра-
боты атомной станции на тепловых нейтронах и, как следствие
этого, потенциальная опасность радиоактивного облучения ок-
ружающего населения в случае гипотетической аварии, вызыва-
ют традиционную критику атомной энергетики, умело поддержи-
ваемую угольными, газовыми и нефтяными олигархами Запада.
Между тем радиационный фон вокруг атомных станций, ес-
ли их не взрывают террористы или рационализаторы из обслужи-
вающего персонала (Чернобыль), как правило, в 2-3 раза ниже
фона вокруг тепловых электростанций. Дело в том, что уголь и
нефть, добываемые обычно на значительной глубине, имеют по-
вышенную естественную радиоактивность. Зола, образующаяся
при их сгорании, оседая вблизи тепловой станции, повышает ее
радиационный фон. Впрочем, как утверждают специалисты, для
здоровья окружающих подобное локальное повышение не пред-
ставляет опасности.
Главный принципиальный недостаток существующей ура-
новой энергетики в отношении долгосрочных перспектив - для
нее необходим уран 235U. А его относительно мало и основные
урановые месторождения расположены не там, где хотели бы ин-
дустриально развитые страны (Австралия, Африка, Азия). Под-
считано, что потенциальные энергетические запасы 235U сравни-
18
мы с нефтяными, то есть урановые реакторы на тепловых ней-
тронах неперспективны.
Выходом представляется атомная энергетика на быстрых
нейтронах. Физической основой ее является деление 238U под
действием нейтронов с энергией больше 1 МэВ, то есть в ядер-
ных котлах без замедлителя. Тем самым открывается потенци-
альная возможность ввести в энергетический оборот «отвальный
уран» - источник энергии, по объему в 150 раз превосходящий
235U. В нашей стране экспериментальные реакторы такого типа
уже построены (опреснитель, г. Шевченко, Белоярская станция).
Они продемонстрировали свою эффективность. Эти реакторы,
однако, оказываются более энергонапряженными и технически
сложными. Для отвода тепла, например, в них вынуждены при-
менять жидкие металлы. Их промышленная технология находит-
ся еще в стадии становления. Замечательно, что проектируемые
реакторы этого типа (например, проект «Брест», Россия) потен-
циально способны «сжигать» в ходе энергетического цикла все
нарабатываемые радиоактивные отходы, решая тем самым ос-
новную проблему урановой энергетики. Именно с реакторами
этого типа предстоит конкурировать и сосуществовать управляе-
мому термоядерному синтезу во второй половине XXI века. Что
может предложить управляемый термоядерный синтез мировой
шергетике будущего?
Энергия из воды
Получение чего-то значительного из совсем незначительно-
го - вековая мечта всех изобретателей и Человечества в целом.
11олучение энергии из воды традиционно едва ли не самое завет-
ное желание. Тривиальное решение давно известно - водяные
мельницы и гидроэлектростанции. Но это для среднего ума. Анг-
лийский сатирик XVIII века Дж. Свифт, пославший своего героя
I улливера в идеальную страну Лапуту, так описывал посещение
нм тамошней Великой Академии:
«...Там же я увидел другого ученого, занимавшегося пере-
жиганием льда в порох. Он показал мне написанное им исследо-
вание о ковкости пламени, которое он собирался опубликовать...
19
...Я предложил профессору несколько монет, которыми
предусмотрительно снабдил меня мой хозяин, хорошо знавший
привычку этих господ выпрашивать милостыню у каждого, кто
посещает его.» [7]
Обратим внимание читателя на то, что Свифт «путешество-
вал в Лапуту» примерно за год до смерти Ньютона, то есть в те
баснословные времена, когда рождалась Физика. Мало того, что
он образно описал материальное состояние тогдашних ученых,
очень похожее на современное в России, он же наметил и столбо-
вой путь всех последующих пережигателей льда в порох - путем
ковки пламени. Или, как сказали бы сегодня, «путем сжатия вы-
сокотемпературной плазмы». Вероятно, он очень бы удивился,
узнав, что через 230 лет, двигаясь в этом направлении, лед пре-
вратили-таки в мегатонны пороха, правда, путем кардинального
изменения отношения к «профессорам».
В основе современного подхода к получению энергии из
«воды» лежит факт, неизвестный в ньютоновские времена. А
именно, что на 7000 атомов водорода (протона), содержащихся в
простой воде, приходится один атом его тяжелого изотопа - дей-
терия (протон - р + нейтрон - п). Процедура извлечения дейтерия
из воды сравнительно проста, а его свойства - необычны. Их
уникальность состоит в том, что если два атома дейтерия сбли-
зить почти вплотную, на расстояние масштаба 10’13 см, так, чтобы
они оказались в зоне действия сил ядерного притяжения, может
произойти слияние их ядер - синтез. В итоге, примерно с равной
вероятностью возникнут: ядро трития Т (протон и 2 нейтрона)
плюс протон, либо ядро легкого изотопа гелия 3Не плюс нейтрон
и плюс энергия - результат синтеза (здесь и далее энергию час-
тиц будем исчислять в эВ - электрон-вольтах - 1эВ ~ 104 К), та-
ким образом:
D+D-
Т + р + 4 Мэв
3 Не + п + 3,3 Мэв
(1)
Но ядерный синтез не закончится этим. Его продукты 3Т и 3Не
способны вступить с дейтерием в новые реакции:
D + T = 4He + n + 17,6 МэВ	(2)
И
D + 3Не = 4Не + р +18,4 МэВ.	(3)
Иными словами:
6D 2 4Не + 2р + 2п + 43,3 МэВ.	(4)
Подставив числа, мы получим шокирующий результат: литр
воды содержит скрытую энергию, эквивалентную четыремстам
литрам нефти! Или трем тоннам пороха! Лапутский профессор
был на правильном пути.
Справедливости ради следовало бы отметить, что и обыч-
ные протоны - атомы водорода - Н - очень нехотя, но тоже могут
сливаться друг с другом при солнечных температурах (1,4 кэВ),
выделяя энергию. Именно так создается 95% энергии, излучае-
мой Солнцем. То есть мы все на Земле - потребители термоядер-
ной энергии уже, как говорится, с рождения.
Источник этой энергии - внутриядерные перестройки. Под-
считав вес частиц до и после каждой реакции, обнаружим, что он
уменьшился. А выделившаяся энергия ДЕ оказывается в полном
согласии с известным законом Эйнштейна ДЕ =t±m-c2 (с - ско-
рость света). Более того, если вспомнить ньютоновский закон
сохранения количества движения	можно получить
энергию каждого продукта реакции в отдельности. В первом слу-
чае (1) тритий получит энергию 1 МэВ, протон р - 3 МэВ,
Не-0,8 МэВ, нейтрон - 2,5 МэВ. Во втором случае (2):
411с - 3,5 МэВ, нейтрон - 14,1 МэВ и в третьем (3): 4Не - 3,6 МэВ,
а протон - 14,7 МэВ.
Задачу эту любят давать школьникам на выпускных и всту-
пительных экзаменах. При всей, на первый взгляд, пугающей
с ложности она предельно проста - необходимо знать только два
фундаментальных закона - Эйнштейна и Ньютона.
Таким образом, продуктами синтеза дейтерия являются за-
ряженные частицы (Т, 3Не, 4Не, р) и быстрые нейтроны. Послед-
нее и объединяет термоядерную энергетику с традиционной
ядерной, заставляя предполагать их тесное общее будущее.
21
Но как сблизить ядра дейтерия на расстояние масштаба
10‘13см? Из школьной физики опять же известно, что положи-
тельно заряженные ядра должны отталкиваться, как простые од-
ноименные электрические заряды. Преодолеть потенциальный
барьер отталкивания можно было бы «по инерции», разогнав час-
тицы навстречу друг другу. Вспомнив закон Кулона, можно рас-
считать высоту барьера, которую следует преодолеть. Она оказы-
вается удручающе большой: масштаба 1МэВ. Если помножить на
6 (4), получим энергетический выигрыш всего в восьмерку. Эта
восьмерка может упасть до единицы и ниже, если учесть потери,
неизбежные при ускорении и торможении ядер. Но природа пре-
поднесла нам здесь неожиданный подарок - туннельный переход
электростатического барьера! Это явление снизило на порядок
необходимую энергию разгона дейтонов до 0,1 МэВ (1). Еще
большим подарком оказался DT-синтез (2). Выяснилось, что из-за
специфического ядерного резонанса смесь DT начинает «гореть»,
если ее нагреть уже до 0,01МэВ, то есть всего до 100 миллионов
градусов.
Очевидно, что, имея в распоряжении достаточное количест-
во Т, 3Не и D, все вышеупомянутые реакции (2), (3) можно было
бы производить и не дожидаясь результатов DD-синтеза (1). Ка-
кие преимущества могут быть получены при этом? Рассмотрим
более подробно процесс синтеза.
Как интенсивность всякой реакции, например химической,
число актов синтеза должно быть пропорционально количеству
столкновений реагирующих атомов и, кроме того, вероятности их
ядерного взаимодействия при таком столкновении. Параметром,
характеризующим вероятность взаимодействия, является так на-
зываемое «сечение реакции» о - эффективная площадь взаимо-
действия атома с падающим потоком частиц. Ее, соответственно,
измеряют в квадратных сантиметрах, квадратных метрах и т.д.
Легко сообразить, что число частиц, падающих со скоростью ина
площадку о за одну секунду, должно быть пропорционально чис-
лу частиц способных до нее долететь, а именно, их количеству,
содержащемуся в цилиндре высотой и и сечения о - /ли, где п -
плотность налетающих частиц. Таким образом, два сорта атомов
с плотностью П\ и п2 должны произвести в 1 см3 за 1с П\П2 оиак-
тов синтеза. Учитывая, однако, что о зависит от ц а налетающие
частицы имеют, как правило, максвелловское распределение по
скоростям, произведение о v следует усреднить по этому распре-
делению скоростей. Полученное таким образом выражение назы-
вают скоростным коэффициентом реакции и обозначают <gv>.
Максимальный выход реакции достигается при условии равенст-
ва плотностей /21 и т?29 поэтому обычно 771 = 272 = Z? и тогда количе-
ство актов синтеза в 1 с в 1см3 пропорционально тт2 <ои>.
На рис. 4 в зависимости от температуры исходных атомов
приведены значения <<sv> для всех трех реакций синтеза (1)-(3),
которые могут представлять интерес с точки зрения энергетики.
Отчетливо виден «лидер» - DT-реакция и два конкурирующих
аутсайдера 3HeD и DD-синтез. Каждый из них, между тем, имеет
как недостатки, так и преимущества, которые, в принципе, могут
быть реализованы в будущем. Главное преимущество 3HeD-
синтеза - отсутствие быстрого нейтрона в продуктах реакции. То
есть речь идет как будто бы о чистом, безрадиационном термо-
ядерном синтезе - мечте экологов и энергетиков. Однако специа-
листы разочаровывают романтиков - 3НеО-синтез должен неми-
нуемо сопровождаться DD-синтезом с его быстрыми нейтронами
(4). Нейтронный фон можно ослабить в 5-7 раз, снижая содержа-
ние D и жертвуя мощностью реактора, но, как устранить его со-
всем, пока неизвестно. Что касается недостатков, то первый из
них - сегодня нет устройств, в которых синтез 3HeD можно было
бы вести стационарно. Есть, правда, некоторые храбрые идеи,
опять же требующие больших денег и времени. Другой серьез-
ный недостаток: 3Не очень мало не Земле. Правда, есть идеи, что
его много на Луне и существуют энтузиасты, готовые заняться
сю добычей. Не исключено, однако, что полет на Луну и благо-
иолучное возвращение назад, скажем, со ста тонными 3Не станет
наиболее понятным и простым элементом осуществления проек-
I I промышленного 3НеО-синтеза.
DD-синтез не требует космических полетов. Сырье лежит,
как говорится, под ногами. Однако существует та же проблема с
устройством, в котором можно вести такой синтез. Требуются
новые подходы и затраты.
23
Рис. 4. Зависимость параметра <av> для реакций D-T, D-D
и D-ЗНе от температуры горючего - Т
На фоне этих проблем DT-синтез выглядит вполне благопо-
лучно. Именно он успешно используется в водородных бомбах.
Существуют устройства (токамаки и стеллараторы), которые при
некотором развитии могут стать теми устройствами, в которых
будет осуществляться стационарное термоядерное горение. По-
этому DT-реакция взята в качестве основы современного управ-
ляемого синтеза. И именно она будет обсуждаться далее.
Но с тритием проблема еще хуже, чем с 3Не - его нет ни на
Земле, ни на Луне. Тритий - слабо радиоактивное вещество, рас-
падающееся с характерным временем 12,35 лет, а потому отсут-
ствующее в природе. Обычно его получают в атомных реакторах,
облучая тепловыми нейтронами изотоп лития 6Li. Согласно су-
ществующим оценкам лития в природе много (6,5x10'3 весовых
%), существенно больше, чем дейтерия. Однако он состоит в ос-
новном из 7Li (92.5%), 6Li составляет менее чем 0,1 от общей мас-
сы. Тем не менее, его запасы как энергетического сырья сравни-
мы с дейтерием и их можно считать практически
неограниченными. Кроме того, 7Li может делиться быстрыми
24
। k’h i родами, продуктами как DD-, так и DT-синтеза с получением
11 - л । ня. Реакции могут быть записаны в следующем виде:
?Li + п = 4Не +Т +п - 2.47 МэВ,	(5)
°Li + n = 4Не +Т + 4.73 МэВ.	(6)
11срвая - на быстрых нейтронах - эндотермическая, что не-
< । (ни.ко снижает ее ценность, но зато после ее завершения оста-
< |« я иейт|рон, который может произвести еще один или два акта
цс 1кч1 пя. Вторая лишена такого преимущества, но зато имеет вы-
(ОКос сечение. Тепловой нейтрон, отдав свою энергию окружаю-
щей среде, замедляется, производит деление и выходит из игры.
< »ч< видно, что такая реакция в лучшем случае смогла бы только
• кс мпенсировать выгорание трития без учета нейтронных потерь.
Проблему воспроизводства трития решают, вводя в систему ней-
ipoiniue размножители («отражатели», например, Be) и частично
in пользуя первую реакцию. В итоге удается сконструировать ре-
.п юр таким образом, чтобы он сам же и воспроизводил затра-
ченное горючее с небольшим технологическим превышением.
I о| нчую зону реактора окружают специальной литийсодержащей
оболочкой - бланкетом. Испытания конкретных конструкций
о и;и песта, предложенных учеными разных стран, которые состав-
им юг коалицию строителей ИТЭР, - одна из его важнейших тех-
HOHOI нческих задач.
Тревожной тучкой на горизонте, способной обернуться
серьезными неприятностями, маячит еще одна проблема, связан-
। i.i с тритием - его диффузионная утечка в конструкционные ма-
1Срналы реактора, в частности, в продукты эрозии первой стенки
рсакюра, находящейся в непосредственном контакте с плазмой
горячей зоны. Проблема эта не столько ИТЭР (там она не так
критична), сколько ДЕМО. Однако уже сегодня она является
предметом серьезного обсуждений и прямо влияет на выбор ма-
ivpinuia стенок реактора. Существуют разные, в том числе нетра-
диционные, способы решения этой задачи. Некоторые из них мы
Обсудим позже. Какой из них окажется наиболее приемлемым
покажет будущее.
25
Термоядерная электростанция
Примерная схема термоядерной электростанции (ДЕМО)
представлена на рис. 5.
Рис. 5. Принципиальная схема электростанции на основе DT-синтеза
(EUR 18200-EN-C)
Горячая зона термоядерных реакций окружена бланкетом и
мощной радиационной защитой (~1 м, вода, металл) окружающей
среды от нейтронов. Вода, охлаждающая бланкет и защиту, на-
гревается, как в паровом котле, и далее реализуется схема обыч-
ной электростанции. Таким образом, задача бланкета двояка. С
одной стороны, термолизация (охлаждение) быстрого нейтрона
(14 МэВ) - продукта DT-реакции. С другой стороны, использова-
ние замедленного нейтрона для расширенного воспроизводства
трития. Задачи такого рода впервые возникли при создании водо-
родного оружия и в их решении накоплен значительный опыт.
Поэтому нет сомнений, что они будут решены правильно. Неко-
торую сложность вносит то обстоятельство, что горячая зона DT-
реактора на базе токамака или стелларатора должна располагать-
ся в области сильного магнитного поля. Движение в нем жидкого
лития затруднено - внутреннюю поверхность металлических
труб необходимо покрывать электроизолирующим слоем, спо-
собным противостоять как радиации, так и износу в ходе дли-
26
н 'ii.noii (до 30 лет) эксплуатации. Решением может стать приме-
н< нп< для гритиевого воспроизводства различных солей лития и
ни 11 Hi содержащих керамик.
(ругая идея, пришедшая из оружейной области, введение в
njimi нет термоядерного реактора урана 238U и тория 232Th, расще-
||||М1О|цихся под действием быстрых нейтронов. Расчеты и ору-
р ины и опыт подсказывают, что такое введение способно увели-
III и. h i порядок энергетическую эффективность бланкета. Кроме
оно. в ходе облучения 238U быстрыми нейтронами произойдет,
• и уже отмечалось, некоторая наработка 239Ри, а при облучении
I h 33 U. Оба полученных изотопа способны к делению тепло-
। > iMii нейтронами в традиционных атомных котлах на медленных
п 11 шах. Вариант с 232Th тем более заманчив, что исходное ве-
ик ню представляет собой, по существу, природный торий, ме-
< ^рождениями которого наша страна намного богаче, чем ура-
"оными. Однако внесение в бланкет термоядерного реактора
рщ i цепляющих материалов вызывает протест у экологической
пищсетвснности, возбужденной Чернобыльской катастрофой.
Общепризнано, что основная особенность термоядерной
н i--pi гики - сопутствующая ей малая радиоактивность и слабая
i inn имость от «человеческого фактора», главной причины ядер-
III.IX л карий. Как показывает опыт существующих термоядерных
। пювок, всякое «несанкционированное» вмешательство в про-
цссс гермоядерного горения вызывает его прекращение за доли
миллисекунды. В то время, как традиционная ядерная энергетика
принципиально инерционна. Это - вторая по важности причина
м церных аварий.
Согласно оценкам экспертов DT-энергетика должна быть
юпасней энергетики деления урана примерно на два порядка.
I ванным образом, за счет того, что в ней будут отсутствовать га-
зообразные и жидкие радиоактивные отходы. Твердые - резуль-
нп активации реакторных конструкций нейтронами - по мнению
жспертов, не представляют большой опасности. Кроме того, на-
веденная активность может быть уменьшена применением вана-
диевых сплавов вместо традиционной стали.
По мнению экологической общественности, введение в
бланкет термоядерного реактора расщепляющихся материалов
27
грозит термоядерной энергетике потерей этих преимуществ и
приближает ее, по существу, к реакторам на быстрых нейтронах.
Мнение это широко распространено на Западе и в США. С по-
добными доводами следует согласиться только частично: в новом
реакторе (он получил название «гибридный») остается важней-
шее преимущество, отличающее его ото всех существующих
атомных реакторов, - он принципиально подкритичен. В нем не
может произвольно развиться цепная реакция - основной источ-
ник его нейтронов вносится, как бы, извне и остается независим
от процесса деления.
Разрастающийся энергетический кризис заставляет более
внимательно анализировать возможности и менять стереотипы.
Примером может стать тот факт, что США фактически прервали
свой сохранявшийся долгие годы мораторий на развитие быстрых
реакторов. В КНР же, например, работы над схемами гибридных
реакторов ведутся уже давно и не прерывались под влиянием
Чернобыльской катастрофы.
Еще одно важное практическое применение DT-реакторов
активно обсуждается в последнее время. А именно, использовать
их 14 МэВ нейтрон для «дожигания» радиоактивных отходов
атомной энергетики. Как уже упоминалось выше, в процессе ра-
боты атомных станций на тепловых нейтронах нарабатывается
целый букет радиоактивных отходов. Среди них наиболее опас-
ные долгоживущие изотопы Pu, Am, Np. Они могут быть поме-
щены в бланкет DT-реактора и подвергнуты утилизации путем
расщепления быстрыми нейтронами (< 14 МэВ). Подобный ана-
лог гибридного реактора будет менее эффективен с энергетиче-
ской точки зрения. Коэффициент умножения энергии будет уже
не 10, а 5-7. Но это и не важно. Важна его экологическая функция
- он станет «дожигателем» отходов атомной энергетики. Подоб-
ным «дожигателем» мог бы стать уже ИТЭР и даже токамаки,
существенно меньшие его по размерам (и по стоимости), Для них
не важна экономическая конкурентоспособность - для них до-
пустимо даже потреблять электроэнергию извне. Соответствую-
щие реакторы в случае необходимости могли бы быть созданы
уже сегодня на основе освоенных технологий.
28
Однако во всех перечисленных приложениях DT-реактора
критическим элементом остается зона термоядерного горения
(рис. 5). Какие требования предъявляются к ней?
I [)!)бования к горячей зоне
Исходными условиями поддержания режима термоядерного
। прения, должны стать: во-первых, доставка в горячую зону реак-
юра DT-горючего, во-вторых, нагрев его до температуры не ме-
। к е 2-5 кэВ (рис. 4) и, в третьих, достижение в зоне горения, если
мы хотим поддерживать его стационарно, равенства мощности
нагрева горючего и энергетических потерь горячей зоны - Р.
( разу подчеркнем, что быстрый нейтрон - основной энергетиче-
екнй продукт горения (14 МэВ) - свободно покидает зону горе-
ния и для поддержания горения может быть использован только
косвенно и с большими потерями. Например, внешние источники
нагрева могут обеспечиваться электричеством, полученным в ре-
^цьтате его утилизации в бланкете. Прямым источником нагрева
плазмы может быть только быстрая (3,6 МэВ) а-частица - второй
продукт реакции - и то при условии, что она окажется захвачена
। с >рячей зоной реактора.
Основные каналы энергетических потерь горячей зоны:
• пободный разлет горючего, теплопроводность, конвекция ато-
мов D и Т и излучение. Всю их сумму удобно описать одним па-
раметром - энергетическим временем жизни тЕ - характерным
временем, за которое тепловая энергия DT-горючего - W -
уменьшается в 2,7 раз, если отключается его нагрев. Легко пока-
|.| нч что тогда суммарную мощность тепловых потерь Р можно
ыписать, как WlxE. Идея самоподдерживающегося горения пред-
полагает, что нагрев топлива будет обеспечиваться всей или до-
leii получаемой энергии термоядерного синтеза (в основном от а-
•мсгицы), то есть мощность нагрева естественно считать пропор-
циональной интенсивности ядерного выхода - я2 <ои>. В таком
< лучае должно выполняться условие:
W/ ТЕ~ Z72 <(JV>	(7)
29
Учитывая, что тепловая энергия топлива И7- пТ> где Тего
температура, а в интересующем нас диапазоне изменения Г от 5
до 20 кэВ параметр <ог> примерно пропорционален Т2 (рис. 4),
получим универсальное условие стационарного термоядерного
горения:
п тЕ Т= const	(8)
Таким образом, горячая зона технического устройства, спо-
собного поддерживать термоядерное горение DT-смеси, должна
обеспечивать выполнение этого условия. Для фиксированной
температуры 10 кэВ условие (8) переходит в известное условие
Лоусона.
/tcf>2-1020m‘3c,	(9)
где п - плотность вещества в зоне горения (в м-3), а тЕ - в с (в
диапазоне изменения Г от 5 до 20 кэВ левую часть неравенства
(9) следует умножить на фактор Т/10).
Условие Лоусона является основополагающим для всех
устройств DT-синтеза, от водородных бомб до эксперименталь-
ных установок управляемого синтеза. Оно указывает на два воз-
можных пути к самоподдерживающейся реакции: путем увеличе-
ния п либо тЕ. В первом случае это фактическое копирование
работы водородной бомбы, а именно, осуществление термоядер-
ного синтеза путем всестороннего обжатия DT-мишени. Это на-
правление получило название «инерционного синтеза». Во вто-
ром, создание специальных «магнитных ловушек», способных
стационарно удерживать горячее топливо. Нагрев DT-смеси в
таких ловушках до сотен миллионов градусов был технически
освоен в 70-80 гг. И сегодня уже никого не изумляет квазиста-
ционарное существование в них подобных горячих образований
на протяжении 20-30 с.
Инерционный синтез
Достижения первого, инерционного, направления общеиз-
вестны. Первого ноября 1952 г. на атолле Эниветок в Тихом
океане ученые США с помощью атомной бомбы подорвали мас-
30
сивнос устройство (50 т), содержащее жидкий дейтерий и тритий,
и । к > пучили при этом взрыв ранее невиданной мощности, эквива-
11СИ ГПЫЙ взрыву 500 бомб, сброшенных на Хиросиму и Нагасаки.
1акнм образом, было отмечено вступление человечества в Тер-
моядерную эру.
Очевидный недостаток этого и всех последующих термо-
идерных взрывов - сверхмощное, неуправляемое выделение
торги и с использованием в качестве поджига (или, как говорят
сегодня, драйвера) атомного взрыва. Основные исследования в
obmicru управляемого инерционного синтеза прошли в поисках
м< н« -с разрушительного и более дешевого драйвера.
(уть в том, что выполнение условия Лоусона при инерци-
онном синтезе должно обеспечиваться сжатием более чем в 1000
р г 1)1-льдинки (мишени) и ее одновременным нагревом, по
крон ней мере, до 3-5 кэВ. Нетрудно показать, что при температу-
ра ниже 5 кэВ выгоднее сжимать, чем греть. Парадоксально, но
н.н рев, особенно электронов, в центре сжимаемой мишени стано-
fliiiri я нежелательным явлением, он создает противодавление и
огр । почивает степень сжатия. С другой стороны, сжатие горюче-
ю необходимо осуществлять быстро (10-30 нс) и предельно рав-
номерно, чтобы по возможности задержать развитие релей-
н нпоровской неустойчивости (неустойчивости слоя тяжелой
к и щости, налитой поверх легкой).
Суть этой неустойчивости прозрачна. Допустим, что на гра-
ции раздела тяжелой и легкой жидкостей (рис. 6 пунктир) воз-
никла некоторая малая рябь. В гребешке возникшего возмущения
расстояние до поверхности тяжелой жидкости 2 меньше, а во
впадине 3 больше, чем в невозмущенном случае 1. Это означает,
•но в гребешке возникшего возмущения давление ниже исходно-
го н он должен «всплывать», а область впадины, напротив, «то-
нуть», то есть исходная рябь должна нарастать. Иными словами,
поверхность раздела жидкостей неустойчива. При всестороннем
сжатии вещества ситуация практически аналогична. Граница
< г а гия по той же причине неустойчива. Но время развития неус-
юннпвости конечно. Оно определяется инерцией сжимаемого
горючего. Отсюда необходимы быстрота сжатия и его предельно
по смежная изотропия, дабы исключить, либо уменьшить началь-
31
Рис. 6. Схема развития неустойчивости на границе раздела (пунктир)
«тяжелой» (I) и «легкой» (II) жидкостей
ные возмущения (рябь) поверхности. В водородных бомбах необ-
ходимую изотропизацию сжатия достигают применением в каче-
стве сжимающего «поршня» светового излучения, точнее, мягко-
го рентгеновского излучения, возникающего «на факеле» взрыва
атомной бомбы.
Однако слишком быстрое сжатие чревато возникновением в
сжимаемом веществе ударной волны, которая, родившись на
краю, может со сверхзвуковой скоростью достичь центра и там,
преждевременно нагрев электроны и ионы, создать противодав-
ление, ограничивающее конечную степень сжатия. С этим пыта-
ются бороться с помощью выбора специальных конструкций
сжимаемой мишени («адиабатические мишени») и временным
программированием процесса сжатия.
Типичные DT-мишени, применяемые сегодня в инерцион-
ном синтезе, - тонкостенные (несколько микрон) стеклянные ша-
рики размером от сотен микрон до миллиметров, наполненные
DT-горючим. Сверху шарики покрыты для усиления эффекта
сжатия и снижения скорости развития релей-тейлоровской неус-
тойчивости микронным слоем золота. Охлаждение таких шари-
ков до гелиевых температур приводит к намораживанию DT-
горючего на стекло. Отсюда их название - «криогенные». Тем
самым устраняется возможность возникновения противодавления
в ходе сжатия - ударные волны в вакууме не распространяются.
Иными словами, сжимать нужно не только быстро, но и умело.
Читателю, интересующемуся более подробно вопросами сжатия
DT-мишеней, можно порекомендовать книгу [5].
Все эти вопросы вплотную примыкают к «оружейным»
проблемам, и остро волнуют соответствующих специалистов, тем
32
Рис. 7. Принципиальная схема прямого лазерного сжатия
более, что ядерные испытания запрещены. Отсюда поддержка,
которую оказывают оборонные ведомства ведущих промышлен-
ных стран этим работам.
Три основных способа передачи энергии на мишень (драй-
пгра) инерционного управляемого синтеза рассматриваются сего-
дня. Это прямое лазерное сжатие и непрямое - с помощью мощ-
ною рентгеновского излучения, создаваемого теми же лазерами,
• н-кгромагнитными методами и пучками ускоренных ионов (так
н * пинаемая, hohlraum - model).
Наиболее популярным драйвером на сегодня остается ла-
»< pi юс излучение. Из расчетов и экспериментов с атомными за-
рядами известно, что стократное превышение выделившейся
мощности над вложенной (Q=l00) возможно, если энергия сжа-
ли, переданная на мишень, превысит 10 МДж. В сегодняшних
на нсриментальных устройствах удается передать на мишень
энергию раз в сто меньше. Правда, в США интенсивно разраба-
и.пыстся проект NIF, цель которого - передача на мишень уже
около 1,8 МДж и Q = 10. Начальная стоимость проекта была око-
ло $ 1,2 млрд., что выгодно отличало его от токамаков. Предпо-
n.ii .iiiocb, что он будет завершен к 2002 г., но к 2005 г. удалось
ищустить только первые четыре из 192 лазерных пучков (Nd-
< ickjio, 3 гармоника), к 2006 г. - 8. Предприятие оказалось суще-
< i пенно сложнее, чем декларировалось вначале. Сметная стой-
мя и и. проекта как будто бы возросла до стоимости всего ИТЭР -
Г> млрд. Сегодня сроки пуска отодвинуты уже до 2010 г.
33
На рис. 7 изображена принципиальная схема прямого лазер-
ного сжатия мишени из DT-льда (почти по Свифту!) всесторонним
лазерным облучением («ковка пламени»). Реально лазерных лучей
должно быть много больше четырех (в NIF-192 !). На рис. 8, а -
фотография мишенного узла одной из крупных установок лазерно-
го синтеза - Гекко-ХП (Япония, энергия 30 кДж), а на Рис.8, б -
общий вид этой установки. Для повышения энергии необходимо
увеличение мощности и числа подобных лазерных «линеек».
Рис. 8. Камера лазерного синтеза Гекко-ХП (Япония) (а) и общий вид
установки Гекко-ХП (б)
34
Очевидный недостаток прямого сжатия - возможная неод-
нородность облучения мишени. Она может быть следствием не-
1111СНТИЧНОСТИ лазерных пучков, либо временным разбросом мо-
мента их включения. Непрямое облучение мишени частично
ком।к нсирует эти недостатки.
Идея непрямого сжатия, фактически, копирует идею водо-
। > (ной бомбы - сжатие мишени изотропным излучением мягкого
рентгена. Мишень должна быть при этом помещена в центр неко-
। opoii сферы, внутренняя поверхность которой является ее мощ-
HI iM |х‘нггеновским облучателем. В водородной бомбе - в один из
ф< жусов эллипсоида, а в другой фокус помещается атомная бомба.
Световое и нейтронное излучения, сопровождающие взрыв
помпой бомбы («факел»), приходят на мишень уже через не-
i колысо наносекунд (10“9с) после взрыва, в то время, как волна
I । »ру тения - только через несколько микросекунд (10'6 с). За это
время внутренняя оболочка эллипсоида, изготовленного из мас-
пнного материала, нагревается по американским данным до тем-
Н( рагуры выше 3 000 000 К (300 эВ) и становится тем самым изо-
*....мм излучателем, который необходим для сжатия мишени и
। шпации DT-топлива.
Детонация топлива, то есть его внутреннее самовозгорание,
обеспечивается а-частицами, рождающимися в ходе начавшегося
1>1 синтеза. Отсюда вытекает еще одно условие - длина свобод-
ною пробега а-частиц в мишени должна быть меньше ее размера
о/, Или, что одно и то же, произведение п8г должно стать выше
некоторого критического значения. Если учесть, что в ходе сжа-
иhi полное число частиц в мишени остается постоянным
( ’1л/юг1/3), и пЪг~ 1/ б/, для детонации в процессе сжатия допол-
ни । шлю необходимо достичь его некоторока критической степе-
ни разной для разных мишеней. Конструкция мишени - один из
। пивных секретов водородного оружия.
В случае управляемого инерционного синтеза внутренняя
ikiik рхпость облучающей оболочки должна нагреваться либо ла-
। рным излучением, либо пучками тяжелых ионов высоких энер-
। пи Для ввода их в оболочке делаются специальные отверстия,
ha схема получила название hohlraum - model (модель пустой
комнаты).
35
Одна из новаций последних лет, предложенная японскими
учеными, - инициировать детонацию уже сжатой мишени в hohl-
raum прямым импульсом короткого (в доли наносекунды) так на-
зываемого петаваттного лазера.
Нейтронный выход, обычно получаемый в опытах по лазер-
ному сжатию (опыты ведутся, как правило, на чистом дейтерии),
составляет от 1О10 до 1012 нейтронов за импульс. Достигнутый
коэффициент сжатия DT-льдинки около 100. Применение пета-
ваттного лазера позволяет увеличить нейтронный импульс по ут-
верждению авторов на три порядка величины. Очевидно, что эти
пока еще сравнительно скромные результаты отражают тот факт,
что на мишень удается передать относительно малую энергию (~
100 кДж). Кроме того, плотная плазма, возникающая в hohlraum-
объеме, имеет особенность частично экранировать стенку (то
есть ее нагрев) от первичного лазерного пучка. Дело в том, что
прохождение электромагнитного излучения сквозь плазму стано-
вится возможным лишь после того, как его частота превысит, так
называемую, электронную плазменную частоту, пропорциональ-
ную л0*5. Это заставляет переходить на более высокие гармоники
лазера, теряя при этом мощность.
Если предположить, что стоимость пропорциональна под-
водимой энергии, возможную цену лазерного поджига (Q=100)
можно оценить более чем в $10 млрд., то есть в стоимость чуть не
десяти атомных субмарин! И тем не менее, рано или поздно, но
эти деньги могут быть выделены. Сегодня уже не принято скры-
вать, что основная цель исследований по инерционному УТС -
уточнение механизма «работы» водородного оружия, а отнюдь не
создание энергетического реактора. Мир тратит сегодня «на по-
рох» около $2 млрд, в день! Очевидно, что на эти цели средства
есть и будут, поэтому на перспективы лазерного синтеза можно
смотреть с оптимизмом. Лазерный проект, аналогичный амери-
канскому, создается во Франции и существенно более скромные
- в Японии и у нас (г. Саров, НИИЭФ «Искра-7»).
Другой, в некотором роде революционный подход к созда-
нию источника мягкого рентгеновского излучения был предложен
в нашей стране коллективом ученых, работающих на импульсной
установке «Ангара-5» (г. Троицк ГНЦ РФ ТРИНИТИ, рис. 9) под
36
руководством академика В.П. Смирнова. Мощный восьмиканаль-
нын емкостной накопитель был применен ими для сжатия мише-
ней путем электродинамического ускорения «тяжелых» оболочек.
11 основу идеи был положен давно известный самосжимаемый раз-
ряд (пинч-эффект), получивший широкое распространение на заре
юрмоядерных исследований. Именно в нем были получены пер-
вые нейтроны, имевшие, к сожалению, ускорительную природу. В
новом качестве эта идея была использована не для ускорения во-
дородной плазмы, подверженной неустойчивостям, а для ускоре-
ния существенно более устойчивой вольфрамовой оболочки (лай-
нера) с тем, чтобы столкнуть ее затем с более легкой
(органической пеной) и использовать возникшее при этом мягкое
рен тгеновское излучение (-80 эВ) уже для сжатия внутренней во-
дородной мишени. Важным результатом этих опытов стало созда-
ние источника мощного рентгеновского излучения. В мягкий рент-
1сп - потенциальный инструмент сжатия мишени - удалось
трансформировать энергию до 100 кДж. Идея была подхвачена в
(’IIIЛ, где на более мощном накопителе удалось получить уже до
I МДж мягкого рентгеновского излучения.
Рис. 9. Общий вид установки инерционного синтеза «Ангара-5»
(Россия, ГНЦ РФ ТРИНИТИ)
37
Эти работы, начатые в России в середине 1990-х гг., в си-
туации, скажем прямо, разгромной для нашей науки, получили,
однако, широкий международный резонанс. Европейское физи-
ческое общество присвоило в 2005 г. за работы в этом направле-
нии трем ученым: двум из США и В.П. Смирнову из России -
почетную премию имени X. Альфвена. Как говаривал Наполеон:
героем в эпоху побед быть легко, гораздо почетней быть героем в
эпоху поражений!
Можно ли рассчитывать, хотя бы в далеком будущем, на
создание импульсного энергетического реактора на базе инерци-
онного синтеза? Можно. На основе экономически разумного, то
есть дешевого, драйвера. Определенные успехи в этом направле-
нии есть. Во-первых, это - освоение электродинамического мето-
да генерации мягкого рентгена. Кроме того, освоение системы
лазерной накачки на базе светодиодов вместо прежних ламп-
вспышек. Работая в более узком спектральном диапазоне, они
позволяют существенно снизить энергозатраты на отдельный ла-
зерный импульс. Процесс удешевления пошел, но сделаны только
первые шаги.
Магнитное удержание
Каков прогресс и перспективы в области магнитных ло-
вушек, ориентированных на реактор? Магнитные поля, удержи-
вающие горячую зону от контакта со стенками реактора (магнит-
ная термоизоляция), создают с помощью сверхпроводников, что
позволяет снизить внутренние энергетические затраты на экс-
плуатацию реактора до разумного уровня. Величины магнитных
полей при этом ограничиваются предельной магнитной индукци-
ей существующих сверхпроводников (около 8-9 Тл). Тем самым
ограничивается и предельное давление DT-смеси ~ пТ Оно
должно быть, по крайней мере, меньше магнитного. Это, как сле-
дует из выражения (8), означает, что для движения к термоядер-
ному поджигу необходимо всемерно увеличивать тЕ- Этого дос-
тигают, совершенствуя плазменную термоизоляцию.
38
I'нс. 10. Динамика роста мощности термоядерного синтеза, произведен-
ного в различных экспериментальных установках
на протяжении 20 лет, с 1975 по 1995 гг.
На рис. 10, взятом из буклета Министерства энергетики
( 111Л, приведена временная диаграмма максимальной мощности
управляемого ядерного синтеза, полученной в разных странах и
разных исследовательских лабораториях на магнитных ловушках
гокамаках в период от 1975 до 1995 г. Диаграмму сопровождало
резюме: «Прогресс в синтезе был постоянным и драматическим.
Гермоядерная мощность, произведенная в экспериментальных
установках, возросла более чем в 100 миллионов раз: от 0,1 ватта
в 1975 до более чем 10 миллионов ватт в 1995 году». С гордостью
можем сказать, что нижние, опорные точки этой диаграммы no-
ir ч<-пы па наших отечественных токамаках в начале и середине
фмндесятых.
Наконец, 30 октября 1997 г. в одном из экспериментов по
nniciy дейтерия и трития на объединенном европейском тока-
мпке реакторе JET (Joint European Torus, Англия) была достигну-
III рекордная мощность ядерного энерговыделения - более 16
IBi (соответствующая точка не попала на диаграмму), что при-
м< рпо соответствует уровню первой атомной электростанции,
k <»к показали расчеты, эта мощность примерно сравнялась с
мощностью энергопотерь нагретого вещества Wh:E. Тем самым
» псршплось вполне историческое событие в исследованиях по
39
управляемому синтезу - достижение режима «перевала» (break-
even) - равенства энергопотерь и ядерного энерговыделения. Че-
рез некоторое время рекорд был практически повторен на другом
конце земного шара - в Японии.
Правда, пока этот замечательный результат получен лишь в
переходном импульсном режиме длительностью масштаба се-
кунды на установке с «теплым» магнитным полем. Пока это еще
«чирканье» термоядерными спичками. Для энергетического реак-
тора необходим режим стационарного или квазистационарного
(многосекундного) горения. Для этого необходимо соединить в
одной экспериментальной установке «термоядерное пламя» и
магнитные поля, создаваемые сверхпроводящими катушками, как
известно, почти не потребляющими электроэнергию. И подобные
устройства малой мощности уже есть. «Горение» в них длится
сотни секунд, но, к сожалению, это пока лишь сильно уменьшен-
ные модели реакторов - энергопотери в них еще существенно
превышают энерговыделение. Следующий шаг очевиден - уве-
личение размеров в 3-4 раза и, как следствие, увеличение тЕ. Та-
ким устройством и является ИТЭР - Интернациональный Термо-
ядерный Экспериментальный Реактор.
Идея магнитной термоизоляции зоны горения была впервые
высказана в СССР в 1950 г. будущими академиками
А.Д. Сахаровым и его учителем И.Е. Таммом и примерно в это же
время в США Л. Спитцером.
Суть идеи проста: если в инерционном синтезе разлету го-
рючего противостоит его сжатие, то при магнитном удержании
эту функцию противодействия (термоизоляции) берет на себя
магнитное поле. Дело в том, что уже при температурах масштаба
100 тысяч градусов водород и его изотопы полностью ионизуют-
ся, то есть теряют свой электрон и превращаются в так называе-
мую плазму - смесь независимо существующих положительно
заряженных ядер и отрицательно заряженных электронов - свое-
образное четвертое состояние вещества.
Снова вернемся к школьному курсу физики и вспомним, что
магнитное поле заворачивает в колечки, летящие поперек него
заряженные частицы, никак не действуя на заряженные частицы,
летящие вдоль него. То есть заряженная частица, летящая, в об-
40
щсм случае, под некоторым углом к магнитному полю должна
двигаться по спирали, накручивающейся на его силовую линию.
Иными словами, сильное магнитное поле оказывается по отно-
шению к горячей DT-плазме чем-то вроде водопроводной трубы,
ограничивающей текущий внутри нее водяной поток: продольное
движение возможно, поперечное нет. Соответствующая наука так
и называется: магнитная гидродинамика.
Радиус спирали и частоту вращения (их называют ларморов-
скими в честь французского ученого Лармора) легко рассчитать,
если учесть, что каждая частица с зарядом q, летящая поперек маг-
нитного поля 7?со скоростью ^переносит электрический ток j=qv.
Являясь носителем электрического тока, текущего поперек
магнитного поля, такая частица под действием силы Лоренца F~
jB, направленной перпендикулярно к магнитному полю и к ско-
рости и, получает центростремительное ускорение ЛУЛ ~ F/т, где
т - масса частицы, а гл ~ v/B - «ларморовский радиус». Соответ-
ствующая круговая частота ларморовского (или циклотронного)
вращения (йс= qBhn. В условиях технически доступных магнит-
ных полей (5-8 Тл) типичные гл для дейтонов (ионов дейтерия)
при термоядерных температурах составляют примерно 1 - 0,3 см,
а для электронов при тех же температурах, соответственно, в 60
раз меньше. (Точные выражения для гл и соссм. в Приложении 1).
Таким образом, изолировать горячую DT-плазму от стенок
реактора, как будто бы, не представляется сложным. Но, к сожа-
лению, это впечатление обманчиво. Реальная плазма обладает
( войством «просачиваться» сквозь стенки «магнитной трубы».
Во-первых, это происходит, если мы начнем изгибать
«трубу». Всякий изгиб магнитной силовой линии вызовет появле-
ние градиента магнитного поля - это фундаментальный закон при-
роды. Магнитное поле по разные стороны от силовой линии ока-
жется разным, а, значит, и разным ларморовский радиус. То есть,
ларморовское колечко окажется разомкнутым и заряженная части-
ца после каждого оборота станет понемногу уходить от «своей»
силовой линии, довольно медленно, но уходить. Такой уход полу-
чил название «тороидальный дрейф». На рис. 11 изображена схема
его возникновения. Скорость тороидального дрейфа итор~ vrJR, где
И - радиус изгиба магнитной силовой линии.
41
Наконец, даже если магнитная силовая линия и не ис-
кривлена, заряженная частица может покидать ее в результате
столкновений с другими заряженными частицами, смещаясь по-
сле каждого из них поперек магнитного поля на гл. Тем самым гл
принимает на себя роль длины свободного пробега таких час-
тиц в направлении поперек магнитного поля.
Рассмотрим этот переход более подробно. Дело в том, что
такие понятия, как частота столкновений и длина свободного
пробега являются принципиально важными в понимании поведе-
ния горячей плазмы в магнитном поле. Само слово «столкнове-
ние» перекочевапо в атомную физику из механики, где объекты
можно было представлять в виде твердых шариков, а понятие их
сечения означало просто их геометрическую площадь. В атомной
физике понятие «столкновение» следовало бы заменить на «взаи-
модействие», полагая, что для каждого сорта следует вводить
свое сечение о и частоту соответствующих столкновений им.
Различными тогда окажутся и длины свободных пробегов Х=ис
где т=1/77И5 - характерное время между столкновениями.
Рис. 11. Схема возникновения тороидального дрейфа
В плазме, где одновременно существуют две «свободные»
популяции разноименно заряженных частиц: ионы и электроны, -
основным каналом их взаимодействия является упругое (без из-
менения состояния) кулоновское притяжение или отталкивание.
Правда, в холодной плазме важную роль могут играть также и
42
псупругие взаимодействия - ионизация, возбуждение и переза-
рядка. Но мы их пока опустим.
Характерное сечение кулоновского взаимодействия легко
оценить, вспомнив снова из школы, что потенциал электрического
ноля заряда q\ равен ^/г, где г- расстояние от его центра. Нале-
ьнощая частица с зарядом q2 и энергией кТ/2 {к - константа
Ьольцмана) сможет отклониться на большой угол только в том
«нучае, если в ходе электрического взаимодействия с первой час-
тной изменит свою энергия на величину, сравнимую с кТ. Но со-
о । встствующая добавка легко находится - она должна быть равна
q>q\lr^ где гБ - минимальное расстояние сближения зарядов. Это
расстояние принято считать характерным размером «сильного»
к у поповского взаимодействия между заряженными частицами.
Учитывая, что в интересующем нас случае qy=qY=e, где е- заряд
шсктрона, получаем: гБ ~ £/Т,	е4/7? - известное «резерфордов-
< кос» сечение рассеяния (в общем случае е4//?, где Е -энергия час-
шцы). Однако помимо отклонений на большие углы следовало бы
я пеже оценить и роль отклонений на малые, учитывая, что число
их может оказаться значительным. На первый взгляд ими, казалось
бы, можно было пренебречь. Дело в том, что плазма в целом элек-
1 ронейтральна - свободные ионы, окруженные свободными элек-
гроиами, как бы заэкранированы от внешних электрических полей
и частиц. Размер, на котором наступает такое экранирование
/р (77 л)0’5, называется «радиусом Дебая». В обычном случае он
составляет десятые доли миллиметра. С этим радиусом связан
один современный российский курьез.
Не так давно в одну очень высокую Администрацию России
о| некоторой научной организации пришло солидно оформленное
коммерческое предложение по созданию реактора УТС на новом
физическом принципе, позволяющем раз в сто сократить расходы
на его создание. Предложение «не тратиться на ИТЭР» вызвало
естественный энтузиазм у госслужащих. В конце концов они по-
( пали его на отзыв к специалистам. Те были озадачены. Идея авто-
ров состояла в том, чтобы, увеличив плотность и снизив темпера-
туру плазмы, приблизить радиус Дебая к радиусу ядра (примерно
10 ,2см). Тем самым кулоновское отталкивание ядер - главное пре-
пятствие на пути к синтезу - оказалось бы заэкранировано элек-
43
тронами, что увеличило бы на порядки величины сечение ядерного
взаимодействия и, естественно, удешевило бы реактор. Подобные
идеи с заменой электрона на ц-мезон давно известны, но где дос-
тать столько р-мезонов! В случае же электронов все, казалось бы,
под рукой. Но как удастся собрать их вместе? Отгадка оказалась
простой - инициаторы предложения в своих расчетах спутали сис-
темы единиц - СГС и практическую, константа Больцмана отлича-
ется в них, как известно, на семь порядков величины. Очевидный
эффект «утечки мозгов». Чтобы по возможности исключить такие
казусы, автор ввел Приложение 1, полагая, что оно окажется по-
лезным пытливому читателю в его абсолютных оценках, если та-
ковые, как надеется автор, будут необходимы.
Возвращаясь к кулоновскому взаимодействию заряженных
частиц, следует с удивлением констатировать, что учет малых
столкновений дал неожиданный результат. Сечение рассеяния
увеличилось в In rj гБ раз. Для интересующей нас горячей и до-
вольно редкой плазмы -10-15. Таким образом, основной вклад в
кулоновское рассеяние заряженных частиц горячей плазмы вно-
сят отклонения на малые углы внутри «дебаевской сферы», ок-
ружающей ядра, хотя функциональная зависимость от темпера-
туры остается примерно той же ~ Г2. Соответственно, длина
свободного пробега заряженных частиц в плазме X ~ Г2/ п. Таким
же оно останется для частиц, летящих вдоль магнитного поля
(Хи - Т2! п). Напомним, что при этом Хь= гл ~ vlB~TQ5IB.
Физическая кинетика учит нас, что в условиях частых
столкновений X2 является характерным параметром, определяю-
щим интенсивность переноса тепла и частиц (диффузии и тепло-
проводности). В частности, коэффициент диффузии 2ХХ2(лиз).
Таким образом, в магнитных ловушках поперечный перенос час-
тиц будет радикальным образом отличаться от продольного.
Основным требованием, предъявляемым к магнитным ло-
вушкам, является условие: Х±«Хц. Соответствующая плазма на-
зывается «замагниченной». В горячей плазме, получаемой в маг-
нитных ловушках, Хп достигает 3-10 км, а Х±.=^, как уже
упоминалось, величину масштаба 1см, то есть поперечный пере-
нос существенно подавлен по сравнению с продольным.
44
Правда, это качество сохраняется лишь до тех пор, пока
i. тление плазмы пТне превысит давления магнитного поля ~ J32.
I < ни это произойдет, магнитное поле может быть «снесено»
ила шейным потоком. (Такое случается, например, когда солнеч-
ная плазма - результат вспышек термоядерного реактора Солнца
врывается в магнитное поле Земли, вызывая магнитные бури.)
< н ношение давления плазмы к давлению магнитного поля обо-
in.пают параметром р. В магнитных ловушках он не может пре-
нита гь единицу. В реальных же устройствах, всерьез претен-
дующих на реакторные перспективы, он, как правило, не
п|н*вышает 0,1-0,2, определяясь турбулентными процессами, раз-
бивающимися в горячей плазме.
Но магнитное поле ограничивает лишь поперечное движе-
ние заряженных частиц. Их движение вдоль поля ограничено
к ни,ко столкновениями, то есть практически свободно. Ограни-
чение продольного движения, «запирание» торцов - ключевой
»пимент всех магнитных ловушек. Например, такое ограничение
можно сделать, создавая на пути частиц магнитный барьер - об-
илен» с повышенным магнитным полем (Г.И. Будкер, СССР и
I’ Пост США).
Если пренебречь столкновениями, магнитный поток внутри
ларморовского кружка ~	/2? должен сохраняться («пер-
вый магнитный инвариант»), как если бы он был сверхпроводя-
щим. Но при движении в постоянном магнитном поле, когда на
частицу не действуют никакие внешние силы, должна сохранять-
ся еще и полная энергия частицы (v]_ +v„ ). Одновременное вы-
полнение этих двух требований приводит к тому, что некоторая
доля исходных заряженных частиц с относительно малыми
должна будет отразиться от магнитного барьера, как от зеркала,
ю есть захватиться в ловушку. В итоге, распределение захвачен-
ных частиц по скоростям оказывается существенно анизотроп-
ным, то есть в ловушке должны превалировать частицы в основ-
ном с поперечными скоростями. Столкновения устраняют эту
ли изотропию, заполняя частицами так называемый «конус по-
терь» в пространстве скоростей. Попавшие в него покидают ло-
45
вушку. Время жизни частиц оказывается в итоге порядка времени
кулоновского столкновения между ними.
Зеркальные ловушки были очень популярны у нас и за ру-
бежом в начале 1960-х гг. но сегодня почти сошли на нет. Дело в
том, что акт синтеза происходит в горячей плазме примерно вето
раз реже, чем кулоновские столкновения между теми же части-
цами. В итоге высока вероятность того, что задолго до слияния
частицы попадут в «конус потерь», преодолеют магнитный барь-
ер и уйдут из ловушки. Сегодня такие системы сохранились лишь
в Японии и у нас в Новосибирске. Изучается возможность допол-
нительного запирания торцов электрическими полями (Г.Димов,
СССР). На этом пути есть обнадеживающие результаты. Не ис-
ключено, что это направление имеет будущее.
Другой способ устранить торцы - замкнуть магнитное поле
в кольцо (тор). Бесконечный магнитный цилиндр - аналог кольца
- лишен такого недостатка, как продольная потеря частиц за счет
столкновений. Если гл много меньше поперечного размера кольца
д, то, как уже упоминалось выше, движение частиц поперек поля
примет характер диффузионного с длиной свободного пробега гл.
То есть увеличивая а, можно на первый взгляд получить любое
время жизни захваченных частиц в ловушке, пока этот процесс не
выйдет за рамки технически разумного. Но, к сожалению, в чисто
кольцевом магнитном поле в силу тороидального дрейфа заря-
женные частицы подстерегает другая опасность - они могут бы-
стро выйти на стенку и без столкновений. Законы природы пред-
писывают тороидальному магнитному полю Вт спад в сторону
увеличения радиуса кривизны R, как 1/7?. В итоге, траектория
ларморовского вращения искривляется, возникает прецессия по-
перек Вт и 7?. Результатом этого становится хотя и сравнительно
медленная (рис. 11), но вполне заметная утечка электронов и ио-
нов из ловушки. Если бы на базе простого тора взялись соору-
жать такой реактор, удовлетворяющий условию Лоусона, попе-
речный размер магнитного бублика оказался бы поистине
циклопическим - масштаба 100 метров!
В 1950 г. А.Д. Сахаровым и И.Е. Таммом было предложено
замкнуть эго движение внутри плазменного объема, пустив вдоль
тора дополнительный электрический ток. Отсюда пошли токамаки.
46
Композиция сильного тороидального магнитного поля В^и псрпен-
цнкулярного ему более слабого (полоидального) поля тока созда-
ем внутри плазмы винтовую (рис. 12а) конструкцию магнитных си-
новых линий, навивающихся на тор. Двигаясь вдоль такой
мш питной силовой линии заряженные частицы попеременно оказы-
и. потея то в верхней, то в нижней части тора. Тороидальный дрейф
п|*и этом становится знакопеременным, проявляясь по ходу движе-
ния частицы вдоль тора лишь в небольших поперечных колебаниях
г г траектории относительно исходной магнитной силовой линии.
Гис. 12а. Схема магнитных полей токамака (слева). Проекция траекто-
рии заряженной частицы, осциллирующей вокруг магнитной силовой
линии при бесконечном числе обходов вдоль тора (справа)
Гис. 126. Магнитные поверхности токамака Алкатор (математическая
реконструкция)
47
Частицы, таким образом, оказываются однозначно привя-
занными к магнитному полю. При достаточно большом числе
оборотов вдоль тора магнитные силовые линии образуют в про-
странстве некоторую фигуру, напоминающую поверхность. Со-
ответствующая псевдоповерхность получила название «магнит-
ной поверхности». Это понятие оказалось очень полезным для
понимания поведения плазмы в магнитных ловушках. В частно-
сти, захват и удержание заряженных частиц в магнитной ловушке
возможны лишь внутри «замкнутых» магнитных поверхностей,
таких, которые не пересекают лимитера или стенок камеры. Раз-
мыкание (или разрушение) замкнутых магнитных поверхностей
означает, что при конечном числе обходов вдоль тора принадле-
жащие им магнитные силовые линии, а вслед за ними и заряжен-
ные частицы, выходят на стенку, либо в следующую невозму-
щенную зону замкнутых магнитных поверхностей.
На рис. 126 приведен пример численной реконструкции маг-
нитных поверхностей в токамаке Алкатор, США. Замкнутые
овальные контуры, похожие на древесные кольца, созданы про-
екциями отдельных силовых линий на плоскость поперечного
сечения шнура и магнитных поверхностей. Крайняя магнитная
поверхность разомкнута для того, чтобы в зону размыкания на-
правлялся поток частиц и энергии (диверторная область), выте-
кающий из горячей области плазменного шнура.
Основной параметр, характеризующий качество магнитной
поверхности - угол вращательного преобразования i (йота), т. е.
угол поворота магнитной силовой линии в поперечном сечении
шнура (по малому азимуту) после одного обхода вдоль тора (по
большому азимуту). Легко показать, что для токамака с магнит-
ными полями Вти Bp i = 'InBpRJrBj-. В реальных токамаках t ме-
няется от 2тг до 0.5 71.
Особый случай возникает, однако, если магнитная силовая
линия замыкается на себя после одного или нескольких оборотов
вдоль тора, то есть при условии 2лА=<7= 1» 2, Ъ...гп1п. Конфигура-
цию магнитных силовых линий, образующуюся при этом, назы-
вают «резонансной» или «вырожденной» магнитной поверхно-
стью. Потенциальная опасность таких конфигураций состоит в
гом, что к ним легко «подбирается» резонансное с ними внешнее
48
пип ките магнитное возмущение, способное вызвать обширное
рн 1|>у»нсние магнитной конфигурации (магнитные острова). А
 аньпые магнитные системы, как правило, «грешат» технологи-
•ц 1лпми неточностями - основными источниками подобных воз-
мущений. В масштабах ИТЭР их компенсация превращается в
рчппую проблему.
Другая идея вращения заряженных частиц вокруг тора с
помощью одних только внешних магнитных обмоток (рис. 13)
принадлежит Л. Спитцеру, США. Он предложил деформировать
нош речное сечение плазменного шнура (например, в эллипс) и
прощать его по винту вдоль тора, осуществляя тем самым враща-
19 иг ное преобразование, так сказать, механическим способом.
Почт так, как это делают умелые дачники, раскручивая ржавые
|н>щ>нроводные трубы, предварительно слегка сплющив их. То-
Р«ищ.|цы1ый дрейф частицы оказывается при этом также ском-
п пеирован. Такие системы получили название «стеллараторов».
I мышлению, технологические сложности, с одной стороны, и
IIIHI.III успех токамаков, с другой, замедлили их развитие. Сего-
(Ч»| они серьезно исследуются в Японии и Германии. Пока они
пн лтстают от токамаков, но, как и открытые ловушки, имеют
iiiKiiiiie отчетливые перспективы.
Рис. 13. Принципиальная схема стелларатора
Наконец существует третий, на первый взгляд самый про-
н in :нособ компенсации тороидального дрейфа - быстрое вра-
49
щение шнура вокруг продольной (тороидальной) оси. Это можно
сделать, создав в плазме радиальное электрическое поле между ее
центром и краем. Идея эта обсуждалась еще в начале пятидеся-
тых (Г.И. Будкер, СССР). Но, как его создать? Оно может стать
следствием разного поперечного переноса электронов и ионов.
Сегодня, когда освоена инжекция в плазму быстрых (до 160 кэВ)
и сверхбыстрых (до 500 кэВ) дейтонов, идея управляющих ради-
альных электрических полей стала реальностью. В этом направ-
лении есть первые экспериментальные успехи. На что можно
рассчитывать? Во всяком случае, на удвоение или даже утроение
времени жизни плазмы в токамаке. Уже сегодня экспериментато-
рам на токамаках удается регулярно реализовывать плазменные
условия с удвоенным временем удержания энергии. Причина это-
го - образование так называемых термобарьеров - узких зон с
повышенной термоизоляцией. Связь их с радиальными электри-
ческими полями (точнее с их градиентами) сегодня установлена с
очевидностью. Получение термобарьеров пока еще - отчасти ис-
кусство экспериментатора. Но не исключено, что в итоге оно
превратится в рутинную операцию. В термоядерных исследова-
ниях так происходило неоднократно.
Удивительно, но похожая ситуация почти одновременно бы-
ла обнаружена и в стеллараторах. Если вспомнить открытые ло-
вушки, где торцы «запирают» продольными электрическими по-
лями, приходится констатировать, что магнитная термоизоляция
во всех практически интересных случаях тесно переплетена с яв-
лениями электростатической природы. Их активное освоение и
рациональное использование станут, очевидно, главным полем
деятельности ученых-термоядерщиков первой половины XXI века.
Конкуренция между стелларатором и токамаком составляла
основную драматическую интригу в магнитном термояде, пока в
конце шестидесятых токамак не воцарился единолично и, каза-
лось, навечно. Лишь в последнее десятилетие после пуска япон-
ского сверхпроводящего стелларатора LHD наметилось их воз-
рождение уже на новой технологической базе.
В начальной же фазе этого противостояния работы шли аб-
солютно независимо в обстановке глубочайшей секретности и за
рубежом и у пас. Однако неудачи заставляют объединяться. Сен-
50
сационная речь академика И.В. Курчатова в Харуэлле в 1956 г.
положила начало всеобщему снятию секретности и активному
международному сотрудничеству в управляемом синтезе.
Токамак - лидер УТС
Краткая справка о развитии программы по токамакам в
(’ССР была подготовлена автором по просьбе И.Н. Головина зи-
мой 1991-92 гг. Для читателя, интересующегося деталями и ди-
намикой этого развития, автор приводит ее в виде Приложения 2.
Ключевым моментом, определившим влияние токамаков на раз-
uni не международной программы УТС, стали результаты, полу-
ченные в Москве, в Курчатовском институте в конце 60-х годов.
Осенью 1969 г. в Дубне на Международном совещании по
«минутым ловушкам произошло событие, объявленное зарубеж-
III 1ми журналистами ни много ни мало, как «признание Западом
лидирующей роли советского токамака в исследованиях по
управляемому синтезу». История эта многократно описана и уже
поросла легендами. Суть ее состояла в том, что весной 1969 г. к
ним на токамак Т-ЗА в ИАЭ им. И.В. Курчатова прибыла группа
и ш лийских физиков и инженеров с несколькими тоннами науч-
ной аппаратуры, чтобы методом лазерного зондирования прове-
рни. паши диамагнитные измерения электронной температуры,
которая по их представлениям получилась у нас «завирально»
iii.ii, окой. Акция эта явилась результатом устной договоренности
между научным руководителем токамаков академиком Л.А. Ар-
цимовичем и директором Калэмской лаборатории доктором
Г 11ц юм - явление незаурядное даже по современным меркам.
К осени, с честью преодолев различные трудности, совме-
щая советско-английская группа успешно провела лазерные из-
мерения и, как потом было объявлено в газетах, «получила ре-
iViii.i мты даже более высокие, чем сообщалось русскими».
11’ л кис измеряли среднюю величину температуры по диамагне-
ниму плазмы, а лазер давал локальную электронную. Совпаде-
шь оказалось «глубоко в классе точности»).
Столь скорое и убедительное доказательство существования
и юкимаках электронной температуры масштаба 1 кэВ оказалось
i'iii ынадных ученых сенсацией.
51
Второй, хотя и менее яркой сенсацией, представленной там
же, стали наши измерения ионной температуры в токамаке, прове-
денные в силу ощущения их особой важности тремя независимы-
ми методами. Ионная температура, как и следовало ожидать для
плазмы, где ионы нагреваются от электронов, оказалась несколько
ниже (0,3 кэВ) элск тронной, но раза в три выше, чем во всех суще-
ствовавших тогда магнитных ловушках. В ходе этих опытов (на
дейтерии) были зарегистрированы, хотя еще и редкие, но уже пер-
вые термоядерные нейтроны - свидетельства DD синтеза.
После Дубнинской конференции США свернули свою стел-
лараторную программу, которая явно зашла в тупик. Самый
большой в мире на то время стелларатор С был быстро переделан
в токамак ST. И уже через год на нем были почти повторены ре-
зультаты Т-3 А. Началась «токамачная» гонка.
Следующий наш ход - токамак Т-4 (1971) - позволил под-
нять ионную температуру уже до 0,7-0,8 кэВ, а электронную почти
до 3 кэВ. Это удалось сделать за счет увеличения тороидального
магнитного поля и более рационального использования обнару-
женных незадолго до этого «окон устойчивости» токамака Ней-
тронные счетчики из режима регистрации отдельных импульсов
перешли в сплошной «токовый режим». «По нейтронам» стало
возможным исследовать динамику ионной температуры в ходе
разряда. Их термоядерная природа уже ни у кого не вызывала со-
мнений. Это имело важный психологический резонанс. Дело в том,
что предшествующие пятнадцать лет термоядерных исследований
были наполнены эпизодами драматических заблуждений именно
по поводу природы наблюдаемых нейтронов. Время от времени из
разных мест газеты приносили известия о «зажигании термоядер-
ного солнца». При ближайшем рассмотрении, однако, оказыва-
лось, что наблюдаемые единичные нейтроны имели отнюдь не
термоядерную природу, а либо ускорительную, либо были просто
на уровне космического фона. Накал страстей был столь велик, что
тема однажды перекочевала в кинематограф («Девять дней одного
года»), где герой погибал, облучившись этими самыми «нетермо-
ядерными» нейтронами. Па фоне таких драматических пережива-
ний «настоящие» термоядерные нейтроны, строго следующие за
температурой плазмы, по существу, квазистационарная физиче-
52
икая термоядерная реакция, подводили итог эпохе романтизма в
УТС. На волне всеобщего воодушевления авторы во главе с
II.А. Арцимовичем получили Государственную премию
(Л.А. Арцимович, В.Д. Шафранов, В.С. Стрелков, Д.П. Иванов,
К.А. Разумова, В.С. Муховатов, Е.П. Горбунов, С.В. Мирнов,
А.К. Спиридонов, А.М. Ус, М.П. Пегров, Н.А. Моносзон 1971 г.), а
токамаки - мощную рекламу. Скепсис по отношению к ним сме-
нился восторгом и ощущением легкой победы. Процесс их строи-
тельства за рубежом (всего было создано более ста токамаков)
принял обвальный характер.
А причины для скепсиса были, и весьма серьезные. Преодо-
ление соответствующих физических и технических проблем ста-
ло содержанием деятельности десятков тысяч инженеров, техни-
ков, физиков в разных концах света на протяжении последних
пятидесяти лет. Сегодня они готовы принять новый вызов.
1окамак. Проблемы
Первый, самый очевидный недостаток токамаков - необ-
ходимость поддержания тока, текущего по плазме вдоль магнит-
ною поля. Чтобы это происходило, на обходе тора нужно иметь
пусть небольшое (0,1-0,3 В), но постоянное электрическое на-
пряжение. В сегодняшних импульсных (квазистационарных) ус-
г.шовках его получают с помощью обычного трансформатора с
лтлсзом или без. Функциональная схема классического токамака
представлена на рис. 14. Она напоминает известную из учебников
( чему импульсного электронного ускорителя - бетатрона. Вихре-
вое электрическое поле, создаваемое трансформатором, кольце-
вой юк электронов (4>), вертикальное магнитное поле равновесия
(/й), удерживающее токовое кольцо от расширения и, дополни-
!• иыю к бетатрону, тороидальное магнитное поле (By), необхо-
iiiMoe для удержания и стабилизации плазмы.
Первой включается обмотка «медленного» тороидального
поля. Затем следует импульс электрического поля, создаваемый
Обычно разрядом конденсаторных батарей на первичную обмотку
||ипсформатора. Он зажигает кольцевой разряд в камере из тон-
кий гофрированной нержавеющей стали. Ток, текущий по плазме
и ю.иь ноля, нагревает ее и компенсирует тороидальный дрейф.
53
Магнитопровод
Первичная обмотка
Катушки тороидального
Поля
Катушки полоидального
поля
(для управления положением
и формой плазменного шнура)
Полоидалъное поле
Тороидальное поле
Плазма с током Jp
(вторичний виток трансформатора)
Результирующее винтовое магнитное поле
Рис. 14. Принципиальная схема токамака
Поле равновесия (оно существенно меньше, чем в бетатро-
не) удерживает плазму с током от расталкивания. Ток переносит-
ся в основном электронами. Рассеиваясь на ионах направленный
поток электронов быстро (за времена, сравнимые с тее, см. При-
ложение 1) нагревает электроны плазмы. Эти горячие электроны,
сталкиваясь с ионами, нагревают их уже за времена существенно
большие (т^ т/те). Путь неблизкий. В современных токамаках
широко используют дополнительный нагрев плазмы: пучки ней-
тральных частиц, ионный циклотронный нагрев (соо), электрон-
ный (сосе) и т.д. В итоге наиболее интересующая нас ионная тем-
пература достигает в современных больших токамаках
сверхзвездных значений - до 40 кэВ (в центре Солнца только
1,4 кэВ !). DT- и даже DD-плазма становится мощным источни-
ком термоядерных реакций, нечто вроде квазистационарно дей-
ствующей нейтронной бомбы. При этом, однако, длительность
тока, то есть импульса горения, определяется магнитной индук-
цией центрального трансформатора, которая, как известно, огра-
ничена. Сегодня - это максимально 15-30 с.
Существуют, однако, методы безындукционного поддержа-
ния тока, например, пучками ускоренных ионов. Их образуют,
инжектируя в тор по касательной мощные потоки быстрых ней-
тральных атомов. Ионизуясь, либо перезаряжаясь в плазме, они
54
превращаются в быстрые ионы и помимо нагрева плазмы могут
создавать макроскопический ионный ток. В другом варианте бе-
(ущее вдоль тора электромагнитное поле захватывает электроны
и создает электронный ток увлечения. Оба способа продемонст-
рированы экспериментально. Небольшой токамак «Триам» (Япо-
ния) может работать непрерывно в течение нескольких часов!
Однако все существующие методы по тем или иным ограничени-
ям пока не годятся для реактора. В частности поэтому, для за-
першающего шага к зажиганию, международного проекта тока-
мака-реактора ИТЭР - был выбран индукционный метод
поддержания тока с длительностью импульса 400 с, хотя экспе-
рименты по неиндуктивному поддержанию тока также внесены в
< к» исследовательскую программу. Во всяком случае, с рождения
и по сей день токамак прочно ассоциируется с трансформатором,
июричной обмоткой которого является плазменный виток, и с
омическим током, текущим вдоль поля. То есть, пока токамаки
в* рьез не претендовали на стационарность. А эго серьезный ми-
п е для реактора, который ощущался уже первооткрывателями.
Второй потенциальный минус, связанный с протеканием тока
неустойчивости. Направленный поток электронов, ускоряемых в
пшимс электрическим полем, принципиально неустойчив. А
им' ппо, кулоновское трение частиц, пропорциональное их частоте
। тикповений, спадает, как мы установили выше, по мере роста их
пмпсратуры и, соответственно, энергии Е. Это означает, что на
нчпосте» максвелловского распределения, где энергии существен-
но превосходят температуру, всегда будут существовать такие
• и г фоны, для которых ускорение между соударениями окажется
in ни чем торможение (Г. Драйсер, США). В итоге, вместо нагре-
...пазим гок электронов должен превратиться в релятивистский
и ’внс, щя удержания которого потребуется в пределе бетатронное
iioiK равновесия (~Д/2), способное серьезно разрушить магнитные
ii 'iii рчпости и, соответственно, удержание плазмы. Удивительно,
н । но предсказание и сбылось и не сбылось. Существуют такие
, 'iiiiiidi ра {ряда (малая плотность, большое число примесей и т.д.),
при которых почти весь разрядный ток в токамаке переносится
in в ipi.iMit электронами. Токамак превращается в сверхбетатрон с
luhiiMii м юштаба нескольких мегаампер на фоне холодной плазмы.
55
Эти его качества пока не нашли применения и оказываются безус-
ловно нежелательными в реакторных приложениях. Установлено,
однако, что достаточно небольшого магнитного возмущения (на-
пример, локальной гофрировки поля Вт), чтобы подавить ускоре-
ние электронов и перевести токамак в «нормальный» режим плаз-
менного на1рева. Это наводит на мысль, что причина электронного
торможения - какая-то плазменная микро-турбулентпость, ини-
циируемая, например, неоднородностями магнитного поля. Возни-
кает парадоксальная ситуация - «нормальные» режимы токамака
оказываются следствием развития некоторой плазменной микро-
неустойчивости.
Наконец, заранее можно было предположить, что кольцевой
виток с током окажется неустойчив, если результирующая магнит-
ная силовая линия, обходя вдоль тора, замкнется сама на себя по-
сле одного оборота (В.Д. Шафранов, СССР, М. Крускал, США).
Действительно, в этом случае магнитная поверхность «вырождает-
ся» - из плотно намотанного клубка превращается в кучку замкну-
тых колечек, и плазме ничего не стоит, почти не возмущая магнит-
ного поля, «выскользнуть» наружу. Как уже отмечалось выше,
количество оборотов силовой линии вдоль тора q до замыкания на
себя связано сВт, Bp, гиК простым соотношением:
q(r) = Bjr I BpR.
Тогда критерий устойчивости витка с током в магнитном
поле Вт (критерий Шафранова-Крускала) записывают в виде:
q(a) = Вт а / Bp R> 1 (а- малый радиус шнура).
В связи с этим параметр q получил название - запас устой-
чивости.
Фактически это означает ограничение на максимальную ве-
личину тока в токамаке:
Вр(а)<Вта / q(a)R.
Реальность оказалась еще мрачнее. В конце шестидесятых
выяснилось, что практически опасны не только замыкания сило-
вых линий после одного обхода тора, но и после двух, трех и да-
56
i i четырех. Их связали с возникновением на краю шнура «резо-
.... пых» магнитных поверхностей. Удивительно, но подобные
1< । (рушения винтовых магнитных конфигураций с образованием,
ин напиваемых, «магнитных островов» были предсказаны за
'Нино лет до этого (А.И. Морозов, Л.С. Соловьев, 1960 г.,
I М Коврижных, 1961 г., СССР).
1In Токамаке-3 (Т-3) было установлено экспериментально,
чн» макроскопически устойчивое состояние плазменного шнура
нжнмака уверенно реализуется лишь в своеобразных «окнах ус-
|ч11чнв()сти» между целочисленными q(a) (С.В. Мирнов,
II Ь (’сменов). В связи с этим рабочая область ИТЭР, например,
hi.(брака между 3<д(я)<4.
11ричина в том, что как только резонанс оказывается вблизи
||'.11Н1цы, она становится неустойчива относительно винтовых
ни 1мушений, совпадающих с ходом магнитной силовой линии
(Н,Д. Шафранов). Возмущения границы легко проникают в центр
и могут дестабилизировать внутренние более низкие резонансы
|1 11»юрт, США). Если это произойдет, может начаться «переме-
ни шание» плазмы внутри шнура. Плотность тока, обычно сле-
|,ун)щая за температурой, а за ней и значения ^(г) будут стре-
ми и.ся выровняться по сечению шнура. В итоге, все магнитные
। и новые линии на краю и в центре окажутся топологически иден-
шчпыми. Для целочисленных q становится возможным прямое
рш кространение граничных винтовых возмущений на весь шнур,
нйК бы «раздвигая» силовые линии. А это очень опасно.
I- 1> Кадомцевым и О.П. Погуце было показано, что в таком слу-
ч.1г энергетически выгодно формирование на границе и свобод-
ны ii прорыв в центр «вакуумных пузырей» - винтовых магнит-
ных островов (жгутов), заполненных холодной граничной
плазмой. В итоге становится возможным стремительное вытесне-
ние горячей плазмы на границу шнура, очень похожее на его
«иыворачивание наизнанку». Явление это вначале было обнару-
жено экспериментально, получив название «большой срыв»
(I 11. Горбунов, К.А. Разумова). Оно дало мощный стимул экспе-
риментальным и теоретическим исследованиям плазменных не-
у< юйчивостей, тем более, что сопровождающее его проникнове-
ние в плазму примесей - продуктов испарения стенок - приводит
57
к ее охлаждению и полному гашению разряда (срыву тока), явле-
нию, недопустимому в условиях реактора.
Правда, развитие столь глубоких резонансов граница -
центр довольно редко. Обычно все завершается вспышками у
границы (малый срыв) - похожими на протуберанцы на границе
нашего солнечного реактора.
К развитию ближайших к границе резонансов ведет любое
охлаждение плазменной периферии: инжекция примесей, напуск
холодного газа и т.д. В частности, увеличение плотности плазмы в
токамаках сопровождается ростом ее излучения. В итоге шнур су-
жается, ближайший резонанс оказывается у новой границы и в ре-
зультате развивается та же вспышка резонансных возмущений с
последующим срывом. Тем самым на плотность плазмы в токама-
ке накладывается ограничение сверху. Фактически и ток, и плот-
ность ограничиваются одним механизмом. В реакторе - токамаке,
как показывают оценки, ее предел должен быть около 1-2 1020м'3, а
максимальное ВР- около 0,1 Вт. Тогда минимальное для зажи-
гания по Лоусону должно составить 3-6 с. Какого размера должен
быть реактор, отвечающий этому требованию? Малый радиус мо-
дели Сахарова (1950 г.) составлял около 2 м. Ирония природы, но
через 45 лет мощный интернациональный коллектив ученых
(ИТЭР), владеющий всей интегральной информацией, касающейся
успешно проведенного плазменного эксперимента в больших то-
камаках, после семи лет напряженной работы остановился на той
же цифре - 2 м, но уже не на DD-, а на DT-смеси!
Путь к пониманию механизма термоизоляции плазмы в
замкнутых магнитных ловушках был долог. Первая критика про-
звучала от Будкера еще в 1952 г. Его анализ показал, что в торе
заряженные частицы обязаны отклоняться от магнитных поверх-
ностей на несколько ларморовских радиусов, точнее, на qrA. А зна-
чит, столкновения будут перемещать их поперек поля на расстоя-
ния уже не гл a qrn, что существенно больше, чем в цилиндре, как
предполагалось сначала. В итоге термоизоляция плазмы ухудшит-
ся, по крайней мере, в ср раз - больше чем на порядок. Соответст-
вующая поправка много позже получила название «Пфирша-
Шлютера», по имени переоткрывших ее западных ученых.
58
Будкср же впервые обратил внимание на то, что заряженная
1.к ища, двигаясь по спирали вдоль тора, попеременно попадает
hi и область большего (внутри), то меньшего (снаружи) торои-
iinii nol o магнитного поля. В результате для некоторой группы
.. ши («запертые» частицы) возникает аналог зеркальной ло-
ну hik и с отражением на внутреннем обводе тора. Траектории Ta-
i'и % частиц, не пересекающих ось плазмы, должны еще более от-
। попяться от магнитных поверхностей.
Эти критические идеи Будкера оказались долгое время не-
||«>< । ребованными. Только в 1965 г. два тогда еще молодых физи-
|'И ншпериментатора М.П. Петров и В.С. Муховатов, пытаясь по-
11ЧН, анизотропию корпускулярных потоков из плазмы токамака
I (Курчатовский институт), вынуждены были вернуться к буд-
1ч ронской модели, о чем, разумеется, поставили в известность
начальника. Начальник (Л.А. Арцимович), чуть ли не за ночь,
। ।писав все формулы движения «запертых» и «пролетных» час-
ки ц убедился сам в справедливости модели и не преминул сооб-
щить об этом Будкеру. Тот «бросил» на задачу своих лучших
о оретиков: Р.З. Сагдеева и А.А. Галеева, - которые в кратчайшие
«роки создали столкновительную модель переноса плазмы в то-
। шпаках с учетом «запертых» частиц (неоклассическая модель). В
। нчсстве одного из ключевых элементов она вошла позднее в бо-
нго общую «Теорию термоядерной тороидальной плазмы»
(Ь.Ь. Кадомцев, В.Д. Шафранов, О.П. Погуце, Р.З. Сагдеев,
А. А. Галеев, Л.А. Коврижных, Ленинская премия 1984 г.), став-
шую фундаментальным вкладом нашей теоретической плазмен-
ной школы, основы которой были заложены, как известно, еще
академиком М.А. Леонтовичем.
Теоретическая активность в области неоклассики была с эн-
 ушазмом поддержана зарубежными учеными. Объединенными
усилиями удалось осуществить исключительно важное для лю-
(юй науки разделение новых явлений на «нормальные» и «ано-
мальные». Попутно были заложены основы последующего меж-
дународного сотрудничества в области создания токамака-
реактора. В частности, почти «нормальным» оказался ионный
1сплоперенос и аномально высоким - электронный. Тем не ме-
нее, оценки размеров токамака-реактора оказались вполне разум-
59
ними, укладывающимися в рамки современной техники. Но это
был уже конец семидесятых. А в начале пятидесятых идея созда-
ния квазистационарной плазмы в «сахаровском» торе с током
многим казалась безнадежной. Но в будущем Курчатовском ин-
ституте (он назывался тогда в целях конспирации «Лаборатория
Измерительных Приборов») нашлись-таки храбрые люди, кото-
рые приступили к экспериментам.
Токамак. Предыстория
Ими стали Н.А. Явлинский, И.Н. Головин и их сотрудники.
Опыты начались в прямых стеклянных и фарфоровых трубах с
сильным магнитным полем. Однако никаких шансов получить в
них горячую плазму не было - вся энергия, как с помощью фос-
форов тогда же изящно показал В.Д. Кириллов, уходила в излу-
чение: огромное количество примесей поступало с электродов и
стенок в плазму. Единственно, что было четко установлено - вин-
товая неустойчивость, предсказанная Шафрановым.
Рис. 15. Первый ТМП (И.Н. Головин, Н.А. Явлинский
(ЛИПАН, СССР 1956 г.)
60
Чтобы устранить влияние электродов Головин и Явлинский
и 1956 г. соорудили первую кольцевую установку ТМП (тор с
магнитным полем, до 1,5 Тл). Все последующие аналогичные ус-
। i ковки стали называть по предложению Головина токамаками -
I ()роидальными КАмерами с МАГнитным полем. Буква «г» на-
чальству не понравилась - почудился намек на нечто магическое,
«г» заменили на «к», якобы, для благозвучия. Соответственно
пришлось менять «расшифровку» - Тороидальная Камера с Mar-
in иной Катушкой.
ТМП (рис. 15) был внушительным сооружением. Его фар-
форовая камера (7?=0,8м #=0,13м), была окружена по совету Са-
харова медным кожухом для противодействия расширению плаз-
менного витка по R. Безжелезный индуктор позволял создавать
юк в плазме до 150 кА. То есть были предусмотрены все основ-
ные атрибуты токамака. Все последующие токамаки повторяют
ну схему за исключением ряда деталей: проводящий кожух
позднее заменили специальной обмоткой с обратной связью, кон-
। ролирующей большой радиус плазменного витка, сечение витка
и» круглого превратили в эллиптическое. Чтобы управлять пото-
ками тепла и частиц на стенку ввели так называемую дивертор-
ную обмотку, отклоняющую периферийные магнитные силовые
пиши в специальную диверторную камеру (рис. 126).
Еще одним полезным дополнением к традиционной схеме
ипоследствии стали системы вспомогательного нагрева плазмы:
пучки нейтральных атомов больших энергий (до 500 кэВ), высо-
кочастотные и сверхвысокочастотные генераторы электромаг-
нитного излучения. Именно благодаря им, в конце семидесятых
удалось получить плазму с температурой масштаба 10 кэВ. Мощ-
ность их (Рн), как правило, существенно превышает мощность
первичного омического нагрева плазмы протекающим по ней то-
ком, тем не менее, иногда шутят, что все токамаки как собаки —
на вид разные, а существо одно и то же.
И тем не менее, первый из них - ТМП - оказался токамаком-
неудачником с очень холодной и неустойчивой плазмой. Виной
юму была фарфоровая стенка — могучий резервуар легко десорби-
руемых примесей! Несколько улучшила ситуацию стальная спи-
раль (рис. 15), помещенная между стенкой и плазмой, Она указала
61

путь - переход к металлической прогреваемой камере. Следующие
пять лет оказались годами тяжелого труда - переход на стальные,
прогреваемые чуть ли не до 500° камеры, развитие новых безмас-
леных средств откачки (ртутные, водяные, сорбционные насосы),
небывало точные по тем временам изготовление и сборка элемен-
тов магнитной системы и т.д. По ходу дела выяснилось, что совсем
незначительные перекосы магнитных катушек, либо даже рассеян-
ные поля трансформатора способны уносить плазму на стенку
(Л.А. Арцимович, К.Б. Карташев) Потребовались специальные
коррекции. И все это безудержное усложнение эксперимента про-
ходило на фоне очень скромных, почти незаметных новых физиче-
ских результатов. Можно только восхищаться верой и терпением
этих людей. И они были вознаграждены.
Однако одно стало ясно - дальнейшее движение вперед по-
требует серьезнейшего развития технологии: прежде всего ваку-
умной и магнитной. Позже, подводя итоги первого этапа термо-
ядерных исследований, Арцимович скажет: «Сейчас всем ясно, что
первоначальные предположения о том, что двери в желанную об-
ласть сверхвысоких температур откроются без скрипа при первом
же мощном импульсе творческой энергии физиков, оказались
столь же необоснованными, как и надежда грешника войти в цар-
ствие небесное, минуя чистилище. И все же вряд ли могут быть
какие-нибудь сомнения в том, что проблема управляемого термо-
ядерного синтеза будет решена. Неизвестно только, насколько за-
тянется наше пребывание в чистилище. Из него мы должны будем
выйти с идеальной вакуумной технологией, отработанными маг-
нитными конфигурациями с точно заданной геометрией силовых
линий, с программированными режимами электрических конту-
ров, неся в руках спокойную, устойчивую высокотемпературную
плазму, чистую, как мысль физика-теоретика, когда она еще не
запятнана соприкосновением с экспериментальными фактами».
Потребовалось шесть долгих лет, строительство целой се-
рии подобных установок, прежде чем удалось получить оторван-
ный от стенок плазменный шнур с невероятной по тем временам
температурой в один миллион градусов. Случилось это незадолго
до гибели Явлинского в авиационной катастрофе. Ему удалось
62
увидеть первые результаты своих трудов. После его смерти тока-
маки возглавил сам Арцимович.
Отношение к ним в термоядерном научном мире было в то
время, мягко говоря, снисходительным. Во всех тогдашних маг-
нитных ловушках плазма оказывалась совершенно неустойчивой.
I г поверхность, подобно солнечной, кипела протуберанцами,
выбрасывающимися на стенку камеры, как если бы никакого
магнитного поля не было. Дополнительный электрический ток в
|.1ких условиях давал плазме дополнительные степени свободы,
ю есть мог только усугубить ее бесчинства. Предпочтение друж-
но отдавалось стеллараторам. Однако неожиданно выяснилось,
•ио сплющенное и закрученное в винт стеллараторное магнитное
поле требует к себе сверхделикатного отношения. Малейшие не-
ючности в изготовлении или в расстановке создающих его маг-
пптиых катушек безнадежно портят ловушку - магнитные сило-
вые линии, а с ними и плазма «утекают» на стенку. В середине
шестидесятых стеллараторы наткнулись на это препятствие и яв-
но замедлили продвижение.
Токамаки между тем продолжали двигаться вперед - темпе-
ратура получаемой в них плазмы постепенно росла. За счет чего?
Прежде всего, за счет совершенствования той самой плазменной
1СХНОЛОГИИ, о которой говорил Арцимович. Мы просто больше
узнавали о плазме, о ее вкусах, привычках, часто обнаруживая,
чю сами провоцировали ее на «бесчинства». Процесс был долгим
и мучительным, но типичным для нормальной науки.
В начале 1962 г., через шесть лет после начала опытов на
ГМП, на новом небольшом токамаке ТМ-2 (7?-0,4м, 5=10 см)
I II. Горбуновым и К.А. Разумовой был впервые обнаружен неви-
цаиный доселе в термоядерных исследованиях режим разряда без
каких-либо значительных колебаний плазменных параметров.
Помнится, где-то весной 1962 г. худенькая черноволосая женщина
г замашками социал-революционерки начала века, спокойно и тол-
ково рассказывала эту невероятную новость на текущем семинаре
Отдела плазменных исследований Курчатовского института. По-
лученная из электропроводности температура электронов достигла
в се плазме чуть ли не ста электронвольт (106 К!). Начальник отде-
11 — известный скептик Арцимович — тут же предположил, что
63
речь идет о бетатронном эффекте, о группе ускоренных элскГро-
нов. Тем более, что такие электроны наблюдались эпизодически на
всех токамаках, начиная с ТМП (В.С. Стрелков). Величие момента
было как-то стерто, потребовалось семь лет перекрестных измере-
ний (мягкий рентген, диамагнетизм, лазерное рассеяние), чтобы
убедиться окончательно: это температура. Английские измерения
на Т-3 поставили в этой истории последнюю точку.
Оборачиваясь сегодня назад в попытках понять, что же то-
гда происходило, мы с полным на то основанием исчисляем но-
вейшую историю токамака с весны 1962 г., с устойчивых режи-
мов ТМ-2, когда впервые удалось отчетливо наблюдать «эффект
токамака» - образование устойчивого плазменного шнура, ре-
зультат причудливой интерференции электронного ускорения,
столкновительных процессов переноса и различных плазменных
неустойчивостей. Сегодня, когда пройден баснословный путь от
тех 100 эВ на крошечном ТМ-2 до современных сверхгигантов с
температурами 40 кэВ, становится очевидным, что токамак -
один из уникальных физических объектов, рожденных наукой
XX века, прибор, позволивший заглянуть в мир звездных темпе-
ратур. Но мир един, дальнейшее доскональное изучение физики
токамака помимо его реакторных приложений обещает сущест-
венно расширить понимание физики звездных сред, прежде всего
их неустойчивостей, то есть, понять в конечном итоге механизмы
работы естественных термоядерных реакторов. Во всяком случае,
получение квазистационарной физической реакции синтеза на Т-
3 и Т-4 спровоцировало мощное движение в этом направлении.
Советская наука внесла здесь основополагающий вклад.
Следующим принципиальным этапом в развитии программы
токамаков стало получение плазмы с реакторными ионными тем-
пературами (до 7 кэВ) на токамаке PLT (США, 1978). Это замеча-
тельное достижение явилось результатом введения двух новаций:
дополнительного нагрева плазмы мощными пучками нейтральных
атомов и перехода на новые материалы. А именно, под влиянием
успешных опытов с графитами на токамаках Франции и СССР
элемент камеры PLT, непосредственно контактирующий с плазмой
(его называют лимитер, или - диафрагма), наши друзья и коллеги
из Принстона изготовили нс из традиционных (вольфрама или не-
64
ржавеющей стали) а из графита. Успех PLT явился трамплином
цля создания токамаков гигантов: JET, JT-60, TFTR, (у нас Т-15).
Размеры их оказались всего лишь в 2-3 раза меньше предполагае-
мых реакторных. Сегодня их исследовательские программы либо
свершены, либо завершаются (Т-15 с 1992 г. был фактически за-
консервирован из-за отсутствия средств на эксперименты).
Рис. 16. Компьютерный разрез установки JET: 1 - сердечник трансфор-
матора, 2 - разрядная камера (без защиты), 3 - первичная обмотка
трансформатора, 4 - механические структуры камеры,
5 - полоидальные витки, обеспечивающие равновесие и форму плаз-
менного шнура (EUR 15290)
Что они дали? Из уже упомянутого буклета Министерства
щергетики США (см. рис. 10) следует, что термоядерная мощ-
ность, произведенная в токамаках возросла с 1975 по 1995 гг.
примерно в 100 миллионов раз: от 0,1 ватта до более чем 10 мил-
пионов ватт. Как уже упоминалось выше, 30 октября 1997 г. в
о дном из заключительных экспериментов с DT-смесью 50/50% на
юкамаке JET (рис. 16, рис. 17) была достигнута мощность ядер-
пого энерговыделения более 16 МВт при полной мощности до-
полнительного нагрева около 25 MBi. Эксперимент закончился
локальным сбросом энергии (малым периферийным срывом),
нпешне напоминающим солнечную вспышку — явлением более
или менее попятным. Однако накануне его энергия плазмы еще
65
продолжала возрастать. Расчеты показали, что в этот момент
ядсрное энерговыдслепис примерно сравнялось с мощностью
плазменных потерь (Р = WI Этот рубеж называют режимом
«перевала».
Рис. 17. Общий вид JET
Тем самым совершилось вполне историческое событие в ис-
следованиях по УТС — достижение режима «перевала» или Q=1,
хотя пока только в переходном импульсном режиме. На рис. 18
для этого случая представлен временной ход основных парамет-
ров плазмы в процессе нагрева: мощности DT-синтеза, (Ряд) энер-
гии плазмы (W), электронной плотности (п), эффективного (сред-
него) заряда плазмы - Zcfr=2, температуры ионов, электронов и
свечения спектральной линии дейтерия Da как индикатора взаи-
модействия плазма-стенка. Пока этот импульс еще далек и от
стационарного, и даже квазистационарного (с длительностью
t»TE«lc), необходимого для реактора.
В квазистационарных режимах (t>5 с) Q составляет пока не
более » 0,22. Однако достижение квазистационарного Q~1 кажет-
ся делом времени.
66
радиус, м
Ги< 18. Временной ход основных плазменных параметров в процессе
I" кордного DT-импульса JET с мощностью энерговыделения 16,1 МВт
11 >,.(!)) - свечение спектральной линии дейтерия вблизи стенки как ин-
nih.liор взаимодействия плазма - стенка (а), разрез магнитных поверх-
ностей JET (б)
Благодаря чему удалось это сделать? Прежде всего, благо-
ыря дальнейшему развитию технологии термоядерного экспери-
м* ша. На рис. 19 изображен современный вид плазменной каме-
ры II Т в процессе подготовки эксперимента. Видны решетчатые
и<чшы высокочастотного нагрева плазмы, внизу диверторный
 ин.гл - приемник горячих ионов и электронов, вытекающих из
। -рячсй зоны на стенку. Стенки камеры и канала защищены гра-
фитными панелями. На их поверхность нанесен тонкий слой бе-
ри плия. На рис. 20 JET в действии. Плазма с температурой 100
hi л шонов градусов прозрачна в кадре видеокамеры - спектр ее
илового излучения далеко смещен из видимого света в область
и. । рафиолета и рентгена. Лишь яркий белый свет в районе ди-
||| рюрного канала и защитных экранов выдает места контакта
индимки с предметами реального мира.
67
Рис. 19. JET изнутри, подготовка к эксперименту
Рис. 20. Вид на «термоядерное пламя»
68
Чем выделен режим с Q * 1? Q=1 мало для «чистого» реак-
тора. Но, как уже упоминалось, имея мощный источник быстрых
(14 МэВ) нейтронов и поместив в бланкет природный или даже
«отвальный» (U238) уран, можно было бы удесятерить тепловую
мощность, превратить ее затем в электричество (30%) и далее - в
мощность источников дополнительного нагрева (~ 30%), замкнув
тем самым энергетический цикл реактора УТС. Эта схема чем-то
напоминает схему первых «водородных» бомб («Природа», 1990.
№ 8). Фактически речь идет о глубоко подкритическом (т.е. безо-
пасном) реакторе деления с независимым источником нейтронов.
Нужен ли такой реактор? При этом теряется важное преимущест-
во DT-синтеза - отсутствие делящихся материалов в бланкете
реактора. Тем не менее, это — этап выхода экспериментальных
устройств УТС на уровень первых, пусть символических, техни-
ческих применений.
ИТЭР - путь к «зажиганию»
Следующим логическим шагом программы управляемого
синтеза должно было бы стать создание, так называемого, тока-
мака-реактора с зажиганием. Дело в том, что, как уже подчерки-
валось, гелий - продукт синтеза - рождается в виде положитель-
но заряженного иона - (сс-частицы) и в отличие от нейтрона не
может свободно покинуть замагниченную плазму. Его энергия
(1/5 от полной энергии синтеза) идет на нагрев плазмы как бы
изнутри, практически так же как в DT-мишенях. Как только этот
внутренний нагрев скомпенсирует тепловые плазменные потери,
начнется самоподдерживающееся термоядерное горение. Систе-
мы внешнего подогрева плазмы - пучки нейтральных атомов вы-
соких энергий, ВЧ и СВЧ-генераторы - можно тогда отключить,
что, несомненно, упростит и удешевит реактор. Этот момент и
называют зажиганием. Возможно, что это произойдет, когда пол-
ная тепловая мощность ядерного синтеза превысит 300 - 500
МВт. Можно было бы прогнозировать, что это должно было про-
изойти па уровне 2000-2005 г. (из рис. 10). К сожалению, не про-
изошло. Энергетический кризис временно отступил. А с ним и
необходимость в новой энергетике. Иными словами, денег на
69
следующий шаг нс нашлось. Здесь и возникла идея объединить
усилия.
Уже и JET, где впервые был достигнут режим «перевала»,
сооружался в кооперации стран Европейского содружества. Идея
новой кооперации была выдвинута нашей страной (Е.11. Велихов,
1990 г.) и поддержана США, Японией и Объединенной Европой.
При этом не последнюю роль сыграло то обстоятельство, что
именно наша страна - родина токамаков. Этот проект и назвали
ИТЭР. Разработка проекта велась объединенным коллективом
физиков и инженеров России, Европы, Америки и Японии. Он
был завершен в 1998 г.
Впервые в инженерной практике удалось создать реальный
проект квазистационарного (1 000 с) термоядерного энергетиче-
ского устройства с расчетной тепловой мощностью около
1,5 ГВт И не только проект. В натуральном виде были сделаны и
испытаны некоторые ключевые элементы конструкции. Все чер-
тежи проекта выполнялись по официальным нормам, действую-
щим па Западе. Это означает, что они могли быть переданы в
производство. Во всяком случае, так утверждали авторы.
Создание проекта стоило странам-учредителям около $1.5
млрд и пяти лет напряженных работ. Работы велись, главным об-
разом, внутри самих стран-учредителей. С учетом наших трудно-
стей эквивалентный вклад, зачтенный России, составил около
$200 млн. Реально, к сожалению, нами было истрачено намного
меньше. В основном, за счет зарплаты участников. На что пошли
эти деньги? Главным образом, на развитие новых и адаптацию
известных высоких технологий (сверхпроводимость, материалы,
конструкции и т.д.). Это оказало серьезную поддержку нашим
инженерам и технологам.
Основной исходной задачей ИТЭР должно было бы стать
получение зажигания - самоподдерживающейся реакции DT-
синтеза, которая позволила бы проверить физику термоядерного
горения и испытать основные функциональные узлы энергетиче-
ского реактора, в их числе, различные варианты бланкетных мо-
дулей для воспроизводства трития.
70
Рис. 21. ИТЭР - компьютерный разрез. Основные функциональные ре-
шения аналогичны использованным в JET. Все магнитные обмотки (1,2)
сделаны сверхпроводящими, охлаждаемыми жидким гелием, что допус-
кает стационарную работу реактора. Это заставило окружить конструк-
цию единым криостатом. Стенки камеры, глядящие в плазму (4), защи-
щены пластинами бериллия, диверторный канал (6) - графитом и
вольфрамом
На рис. 21 первая версия ИТЭР представлена в разрезе. По-
перечник камеры - около 5,6 м. Многочисленные кольцевые вит-
ки с током создают каплевидную в сечении тороидальную плаз-
менную конфигурацию с дивертором, обеспечивая поддержание
в плазме тока масштаба 20 МА на протяжении 1000 с.
ИТЭР должен был быть геометрически подобен JET, одна-
ко, но с некоторыми серьезными отличиями. Его камера окруже-
на радиационной защитой толщиной около метра, магнитные ка-
тушки, создающие кольцевое (тороидальное) поле 5,6 Тл
71
предполагалось изготовить из сверхпроводящего ниобий-
оловянного сплава. Заметим, что наша страна имеет приоритет в
создании больших токамаков, использующих сверхпроводник
такого типа. Соответствующий отечественный токамак Т-15 (он
всего лишь в 1.5 раза меньше JET) вступил в строй еще в 1988 г. в
Москве, в Курчатовском институте. К сожалению, последние де-
ся гь лет он стоит практически без движения. Парадокс современ-
ной России в духе Свифта - все эти годы физики, создающие
энергетику будущего, не в силах были заплатить за необходимое
им электричество.
ИТЭР. Превратности судьбы
Судьба ИТЭР тоже оказалась в некотором роде парадок-
сальной. Его предполагаемая стоимость $7.5 млрд за десять лет -
вызвала волну критики и за рубежом, и у нас - очень дорого.
Штаты предложили уменьшить стоимость в два раза. Остальным
Учредителям идея понравилась и проектировщики взялись за
удешевление. Однако это не спасло четырехсторонний альянс.
Конгресс США не продлил участие страны в Проекте. Причина -
несоответствие Проекта государственным интересам США. Чет-
верка Учредителей превратилась в тройку. Детали этой пикант-
ной истории читатель сможет найти в уже упомянутой книжке
Л.Г. Голубчикова «ИТЭР. Решающий шаг» (МИФИ. М. 2004).
Альянс, между тем, не распался. Проект нового удешевлен-
ного ИТЭР ($3.5 млрд) был завершен в 2001 г. Как и следовало
ожидать, уменьшились размеры и ожидаемые параметры. Попе-
речный размер горячей зоны 2а сократился до 4 м, плазменный
ток снизился до 15 МА, предполагаемая длительность горения
упала в 2.5 раза, до 400 с, а мощность до 500 МВт. Практически
неизменной осталась геометрия установки. Как и следовало ожи-
дать, основные цели Проекта претерпели некоторую эволюцию.
В новом варианте зажигание не гарантировано. Гарантировано
Q=10. Очевидно, однако, что на таком уровне ядерного энерго-
выделения даже незначительное улучшение термоизоляции ос-
новной плазмы, либо энергичных а-частиц уже способно вывести
реактор на уровень зажигания. Поэтому зажигание допускается,
как одна из реальных возможностей. Таким образом, ИТЭР - тер-
72
моядерный реактор, работающий вблизи зажигания, т. е. выпол-
нения условия Лоусона.
Каковы цели и задачи нового ИТЭР? Сегодня они выглядят
так:
Основные задачи:
1.	Достижение устойчивого DT-горения в режиме индуктивного
поддержания тока на протяжении 300-500 с при отношении мощ-
ности синтеза к мощности нагрева плазмы Q> 10.
2.	Демонстрация стационарного DT-горения на уровне Q>5 с не-
индуктивным поддержанием тока.
3.	Возможность зажигания (Q=°o).
Операционный период реактора примерно 20 лет.
Инженерные задачи и тесты (испытания):
1.	Демонстрация надежности и совместимости основных технологий
синтеза.
2.	Испытания компонентов будущих реакторов.
3.	Проверка концепций тритиевого размножения 14МэВ нейтронами
с нагрузкой на первую стенку >0,5 МВт/м2 и нейтронным флюенсом
> 0,3 МВт/м2 в год.
Какие могли бы быть альтернативы ИТЭР? В принципе, за-
жигание могло бы быть получено в токамаке меньшего объема,
но при существенно большем магнитном поле. К сожалению, для
таких магнитных полей отсутствуют промышленные сверхпро-
водники. Применение обычных теплых означало бы отказ от ква-
зистационарных режимов, т.е. потерю практически всей техноло-
гической части научной программы. Могли бы стеллараторы
составить конкуренцию ИТЭР? Сегодня нет. Пока не ясна физика
и сложна технология. Требуется время. В 2004 г. в Европе и
США были проведены независимые экспертизы на тему: Каков
кратчайший путь к термоядерному зажиганию? И ответ различ-
ных экспертов был однозначен: ИТЭР. После этого в проект вер-
нулись США и вслед за ними вошли: КНР, Южная Корея, Индия.
Казалось бы, путь открыт. Два года было потрачено на выбор
площадки строительства. Всерьез претендовали Европа и Япо-
ния. В 2006 г. был достигнут компромисс - Европа, Кадараш
(Франция), но директор проекта - японец. И, наконец, в ноябре
73
2006 г. в Париже всеми странами- участниками подписано со-
глашение о строительстве ИТЭР. Летом 2007 г. Президент России
подписал Закон об участии нашей страны в проекте. Строитель-
ство началось.
ИТЭР - «информационное Солнце»
Таким образом, цель ИТЭР — исследования поведения DT-
плазмы и получение на их основе научной и технологической
информации для планирования следующих шагов по пути про-
мышленного использования УТС (ДЕМО). ИТЭР, несмотря на
свои 500 МВт ядерной мощности, должен стать не столько «энер-
гетическим» земным Солнцем, сколько информационным.
Первой целью, однако, должно стать само получение горя-
чей DT-плазмы. Очевидно, что как эта, так и последующие цели
не могут быть достигнуты в современных условиях без сопрово-
ждающей информационной поддержки.
Получению горячей DT-плазмы токамака, после перехода
его от строителей к физикам, предшествует, как правило, много-
дневная подготовка разрядной камеры (рис. 12а), в которой впо-
следствии будет зажжен плазменный разряд (рис. 126). Эта под-
готовка включает такие основные элементы, как вакуумную
откачку до уровня 10‘6Па и глубже, прогрев до 200-300 °C для
удаления воды с поверхности камеры, удаление окислов метал-
лов тлеющим разрядом в Н2, Не и других инертных газах.
Процесс создания в камере горячей плазмы следует
обычно некоторому заранее намеченному сценарию: ввод про-
дольного магнитного поля Вт, подача в камеру рабочего газа (Н2,
Т2, D2), его ионизация (предыонизация), например, импульсом
электронно-циклогронного излучения (ЕС), создание продольно-
го (вдоль Вт) электрического поля путем подачи электрического
импульса на индуктор (см. рис. 14) - первичную обмотку транс-
форматора. Результат этого - возникновение в плазме и рост до
заданного значения продольного тока 1Р. Параллельно с этим
процессом путем соответствующего изменения токов в продоль-
ных витках, окружающих разрядную камеру, осуществляется
вертикальное растяжение плазменного шнура с образованием ди-
верторной конфигурации (рис. 126, 19, 20). Далее, включаются
74
системы дополнительного нагрева плазмы - ионными пучками
(рис. 18), ионным циклотронным, либо электронным циклотрон-
ным излучением, либо смешанным - на, так называемом, нижним
гибридном резонансе. В итоге плазменная температура поднима-
ется до необходимых 10-20 кэВ. При этом система инжекции го-
рючего путем управляемого напуска газа, либо инжекцией ледя-
ных крупинок DT поддерживает плотность плазмы на заданном
уровне. Параллельно со всем этим система слежения за формой
шнура «отрабатывает» все изменения давления плазмы и пере-
распределения плотности тока так, чтобы граничная магнитная
поверхность (рис. 18) оставалась в заданных пределах.
Сложно? Рассказывают, что много лет назад между двумя
великими старцами — Министром среднего машиностроения
Е.П. Славским и Президентом академии наук А.П. Александро-
вым (обоим было под 80), якобы, вышел такой разговор: «Не нра-
вится мне ваш токамак, Анатолий Петрович, слишком сложен. Не
проработает тридцать лет! - Ефим Павлович, а как человек сло-
жен! А надо же, научились делать, делаем. И по девяносто лет
работает!».
«Научились делать, делаем. И работает», - святые слова для
современной техники. Один из английских зачинателей телеви-
дения, вспоминая тридцатые годы и тогдашние телевизионные
трубки, однажды разоткровенничался: «Если бы нам тогда сказа-
ли, что эта штука будет работать у каждой домохозяйки, каждый
вечер и лет по десять подряд - да мы бы его за сумасшедшего
приняли!» Научились делать.
На рис. 22 изображена пультовая крупнейшего японского
токамака JT-60U (1994 г). На первом плане многочисленные дис-
плеи систем сбора информации. На втором плане - мнемониче-
ская схема управляющих витков, пульт и шкафы, заполненные
электронной аппаратурой наблюдения, контроля и управления.
А на рис. 23 для сравнения - предок современных систем
управления энергетическими объектами - индикатор состояния
одного из генераторов первенца «ленинского плана ГОЭЛРО» -
Шатурской электростанции, питавший электричеством Москву
(швейцарская фирма Brown Bowery, конец 1920-х гг.)
75
Рис. 22. Пультовая токамака JT-60U (JAERI, Япония, Нака)
Рис. 23. Индикатор состояния генератора Шатурской электростанции
(ГОЭЛРО)
76
Рис. 24. Внутреннее устройство контрольного механизма Шатурского
генератора
Все удалось уместить, как на часах, на одном циферблате.
Черная стрелка указывает оператору сразу все: и что происходит
с генератором (система сбора данных): включен, выключен, сни-
жение нагрузки и что должен делать оператор (система управле-
ния): прибавить, убавить, остановить турбину. На рис. 24 - не-
сколько якорей в поле большого постоянного магнита,
соединенные шестеренками. Четыре диагностических сигнала
приводили в действие этот механизм.
Научились делать, сделали и безупречно работало многие
годы! Хочется снять шапку перед нашими предками! Всего лишь
60-70 лет разделяет эти две технические цивилизации.
Система сбора информации, контроля и управления ИТЭР
будет существенно сложнее и JT-60U и JET. Более сотни диагно-
стических устройств, большинство многоканальных, должны бу-
дут поставлять информацию обо всех параметрах плазмы и их
эволюции во времени. Весь массив данных ИТЭР будет посту-
пать в систему управления, сбора данных, хранения и распреде-
ления информации CODAC (COntrol, Data Access and Communi-
cation). Предполагается, что ИТЭР будет генерировать поток
77
экспериментальных данных -10 Гбайт/с, из которого - 1 Гбайт/с
будет выходить наружу и распределяться между научными цен-
трами стран-участниц проекта. Помимо самой установки, распо-
ложенной в Кадарашс, предполагается создать систему удален-
ных пультовых и аналитических центров, расположенных в
исследовательских лабораториях различных стран - участниц
проекта. Система CODAC является ключевой системой. Помимо
сбора научной информации она должна осуществлять синхрон-
ную работу более 70 технологических систем установки и орга-
низовывать обмен информацией между участниками проекта.
Работа с большими массивами данных потребует применение,
так называемой, ГРИД-технологии - мировой инфраструктуры
объединенных вычислительных сетей, что обещает потребителям
получить не имеющие себе равных вычислительные мощности.
Для эффективного возврата средств, затраченных странами
на сооружение ИТЭР, в проекте заложено 1000 рабочих мест для
персонала, занятого только анализом получаемой информации.
Около 100 из них предназначены для наших соотечественников,
которым предстоит создавать научные основы промышленного
использования термоядерной энергии. Но будет ли плазма ИТЭР
достойна такого внимания?
На чем основана наша уверенность, что, несмотря на сни-
жение «надежности» Проекта, в новом ИТЭР (2001) условие Ло-
усона будет практически выполнено и достигнуты условия близ-
кие к зажиганию?
Запланированная в новом ИТЭР плотность плазмы п должна
составить Ю20м'3. В качестве феноменологического параметра,
характеризующего приближение к пределу по п, в реальных то-
камаках используют так называемый «предел Гринвальда»:
п\9< П(~ \Ыр/п<? (/7в ед. 1019м'3,1рв МА, а в м),
полагающий линейную зависимость максимальной плотности п
электронов от средней плотности тока, протекающего в плазме.
Физическая природа ограничения, очевидно, связана с развитием
каких-то резистивных неустойчивостей вблизи границы плазмен-
ного шнура. Существуют многочисленные примеры его преодо-
ления в условиях дополнительного нагрева плазмы. Однако в
78
ИТЭР принято: п =0,8 /7б~102Ом , что для современных токамаков
не является рекордом (рекорд 1021м'3).
Рекордным должно стать энергетическое время жизни тЕ -
ключевой параметр, характеризующий степень термоизоляции
горячей плазмы. Оно должно достичь 3-5 с вместо 1 с сегодня.
(Не путать его со временем существования самого горячего плаз-
менного образования, оно может быть при этом сколь угодно
большим, например, на токамаке Tor Supra уже получено 600 с).
Параметрический анализ основного массива эксперимен-
тальных данных, полученных на разных токамаках с геометрией,
подобной ИТЭР, позволил вывести некоторый закон подобия для
те, связывающий его с основными плазменными и геометриче-
скими параметрами горячей зоны. А именно, с поперечным раз-
мером 2а (м), большим радиусом тора R (м), током, текущим по
плазме Jp (МА), плотностью п (1019м'3), тороидальным магнитным
полем 7?т-(Тл), мощностью нагрева Рн (МВт, - в стационаре она
же мощность плазменных потерь Р), массой ионов в протонных
единицах М и удлинением плазменного шнура по вертикали к.
Результат компьютерного анализа выглядит очень громоздким:
гЕ,98 =	alRf3^ с.
Если сюда подставить параметры ИТЭР (2001 г), получается
около 4 с. Условие Лоусона выполняется с запасом 2. Масштаб
отклонения реальных данных, получаемых на разных токамаках,
от этого закона можно оценить, взглянув на рис.25. Он невелик.
Ничуть не иронизируя, можно сказать, что этот универсальный
закон подобия для тЕ стоил человечеству около 10 миллиардов
долларов.
Округляя сложные компьютерные степени и пренебрегая
степенями, меньшими 0.2, можно записать его в упрощенном и
более понятном виде:
Т „0,4 рГ7-о0,2. р -0,6 Л),7
Л-,98	К а гн к
Удивительно, но в таком виде он оказывается очень похо-
жим на закон подобия, представленный нашими физиками в да-
79
леком 1968 г. на Новосибирскую конференцию МАГАТЭ по
управляемому синтезу (Л.А. Арцимович и др.):
?е,68 ~ Вр<Р пхз или ~ 1р п0,33 з, так как магнитное поле тока Вр~ у а.
0.01	0.1	1	ю
хЕ,ев(у)<8>
Рис. 25. Экспериментально найденные значения тЕ и экстраполяции тЕ>98
и тЕ168
Подставив в это выражение предполагаемые параметры
ИТЭР (2001 г.), тогдашний физик-токамачник (абсолютные зна-
чения тЕ составляли тогда 1-6 мс) получил бы значение 12 с, всего
лишь в три раза выше, чем аналогичный физик тридцатью годами
позже. Экстраполяция 1968 г. представлена верхним лучом на
рис. 25. Таким образом, можно констатировать, что даже при экс-
траполяции в 1000 раз токамак, как физический объект, демонст-
рирует окружающим удивительно стабильное подобие. Экстра-
поляция от уровня сегодняшних токамаков до ИТЭР
предполагает увеличение тЕ только в 4 раза, а потому кажется
вполне надежной.
Серьезно настораживает одна особенность выражения для
тЕ;98 - падающая зависимость от мощности нагрева Рн уРц^у
Закон подобия Т|.:>68 ее не обнаруживал, видимо из-за того, что был
получен в условиях одного омического нагрева плазмы, при ко-
тором Рн меняется незначительно в широком диапазоне изменс-
80
ния разрядных параметров. Эта падающая зависимость допуска-
ет, однако, простую физическую интерпретацию. Вспомним, что
в стационаре тЕ = W1P. Исключив	правой части выраже-
ния для те98, и воспользовавшись экспериментально установлен-
ным фактом, что птах~ (предел Гринвальда), мы без труда
получим:
TE.9S~(l/₽r)’'7 У* В?*,
где V- полный объем плазмы, a отношение давления плазмы
пкТ к давлению тороидального магнитного поля второй важ-
нейший параметр, характеризующий удержание горячей плазмы в
токамаке. Скорее всего, увеличение именно этого параметра, то
есть, энергии нагреваемой плазмы, является ответственным за де-
градацию тЕ,98 по мере роста Рн.
Полученное нами выражение, очевидно, не носит абсолют-
но универсального характера, так как основано на сравнительно
узкой экспериментальной базе (см. рис. 25), а именно, на базе то-
камаков, геометрически «подобных ИТЭР» с А=1,5—1,8 и RJa- 3-
4. Правда, эта геометрия достаточно жестко определена верти-
кальной устойчивостью и толщиной радиационной защиты (1м).
Оставаясь в ее рамках и полагая JB?-величиной приблизительно
постоянной, следовало бы заключить, что основные возможные
пути повышения тЕ - увеличение объема горячей зоны (V) и маг-
нитного поля Вт. По сравнению с сегодняшними большими тока-
маками (JET, JT60U) объем ИТЭР предполагается увеличить
примерно на порядок, а магнитное поле примерно в 1.5 раза. Это
и должно обеспечить необходимое увеличение тЕ.
Какие проблемы могли бы встретиться на пути реализации
ИТЭР?
Возможные проблемы
Кажется, что прежде всего это будут проблемы примесей и
развития большого срыва. Проблема примесей является критиче-
ской не только для токамаков, но и для всей программы УТС. Их
излучение, охлаждая электроны и в итоге ионы, способно создать
такие потоки излучения из центра шнура, что выполнение усло-
81
вия Лоусона станет невозможным. Проблема примесей, заявив-
шая о себе уже в первых опытах с фарфоровыми и стеклянными
трубами, всегда висела дамокловым мечом над токамаками. На-
блюдая динамику их развития последние сорок лет, так сказать,
изнутри, беру на себя смелость утверждать, что каждый раз успе-
хи имели в качестве первоосновы тот или иной способ подавле-
ния потоков примесей со стенки в плазму. Переход на новый
уровень мощностей тут же обострял ситуацию. Успех первых
токамаков был обеспечен новой технологией вакуумной подго-
товки стенок камер и введением ограничительного кольца шири-
ной 2-5 см между стенкой и краем шнура (лимитер), перекоче-
вавшим на токамаки с американского стелларатора В-1 и
получившим у нас название «диафрагма». На рис. 19 можно ви-
деть, во что превратилось сегодня это скромное кольцо - в гра-
фитобериллиевую кольчугу из отдельных плиток на внутренней
поверхности тора. Диафрагма была важным технологическим
откровением. Такое кольцо, очищенное от поверхностных за-
грязнений интенсивной плазменной бомбардировкой, минимизи-
ровало взаимодействие плазма - стенка и делато возможным су-
ществование устойчивого разряда.
На Т-4, например, это кольцо уже представляло собой
вольфрамовый «домик», с «крышей», обращенной в сторону
плазмы. Плазма прогревала «крышу», по оценкам чуть ли не до
1000 К, и очищала тем самым, а потому примесей в плазме было
сравнительно мало. Это-то и обеспечило большие токи и нейтро-
ны. Следующую диафрагму Т-4 для надежности сделали в виде
массивного (24 кг) кольца из сплава вольфрама с рением. Про-
греть ее плазмой уже не получалось и затея полностью провали-
лась. Зато последующая диафрагма оказалась абсолютно револю-
ционной - она была сделана из так называемого углеситалла
(УСБ-15) - специального графитового материата с большим (до
15%) содержанием бора. Идея применить графит как материал с
малым зарядом ядра Z принадлежала Арцимовичу. Дело в том,
что в классической плазменной теории примеси с высоким Z
должны собираться к оси шнура (С.И. Брагинский) - эффект,
чем-то напоминающий собирание чаинок к оси стакана. А это
чревато неприятностями: охлаждением центра за счет излучения,
82
вытеснением тока, потерей устойчивости и т.д. Первые же опыты
по исследованию пространственного распределения примесей по
сечению шнура в Т-4 (В.А. Вершков, С.В. Мирнов) показали, что
так оно и есть, в лучших устойчивых режимах они собираются к
оси. И напротив, в слабо неустойчивых, где поступление приме-
сей со стенок даже растет, их содержание в центре падает! И сно-
ва, как в случае с ускоренными электронами, мы в токамаке вы-
нуждены балансировать на грани устойчивость - неустойчивость,
чтобы подавить нежелательные для нас последствия некоторых
«классических» процессов. Следуя этому пути и намеренно раз-
рушая магнитные поверхности у границы («Тор Супра», Фран-
ция), удалось снизить поток тяжелых примесей в центр. Это -
несомненный резерв токамаков.
Другой путь - переход к малым Z, например, к графиту от
вольфрама. Но обычный реакторный графит обладает значитель-
ным химическим распылением при взаимодействии с водородом и
вряд ли пригоден. Однако небольшие добавки, например бора,
снижают это распыление (В.М. Гусев, М.И. Гусева). По совету
Н.В. Плешивцева, в качестве такого материала с подавленным рас-
пылением и был выбран углеситалл. Действительность превзошла
все ожидания. Была получена почти чистая плазма. Показатель
плазменной чистоты - ее средний или эффективный заряд В
опытах на Т-4 он упал с 5-6 (вольфрам) до 2. Еще более сенсаци-
онным оказались уже упомянутые опыты на PLT с достижением
термоядерных температур. Чтобы получить их в плазму ввели ней-
тральные пучки невиданной до этого мощности 4 МВт. Поверх-
ность стоявшей в PLT диафрагмы из стали, похоже, взорвалась -
температура плазмы упала! Ее заменили на графитовую и получи-
ли рост температуры в 5 раз - до уровня 5-7 кэВ (1978). С этого
момента в токамаках уверенно воцарилась «графитовая» эра. Се-
годня все внутренние поверхности крупных токамаков выложены
графитовыми плитками. Для подавления химического распыления
их покрывают с помощью газового разряда боросодержащими
пленками. Исключение составляет JET, где графит покрыт берил-
лиевой (Z=4) пленкой. Она обнаружила ряд явных преимуществ по
сравнению с графитом. Не исключено, что рекордные достижения
JET - результат этого перехода. В сегодняшнем ИТЭР пока приня-
83
та графит-берилливая технология. Иное решение было предложено
на TFTR. Там графитовую диафрагму дополнили инжекцией кру-
пинок лития (Z=3), испаряющихся в процессе разряда, и тоже сни-
зили поступление углерода. Литиевый путь только начат. Многие
полагают, что он сулит большие перспективы.
Важное технологическое новшество по практическому при-
менению лития в токамаках было сделано российскими космиче-
скими инженерами (ФГУП «Красная Звезда», 1996). Они предло-
жили использовать в качестве контактирующего с плазмой
материала не чистый литий, который может разбрызгиваться под
действием пондеромо горных сил, а пропитанный жидким литием
пористый (10-100 мкм) металл - молибден, вольфрам, либо нержа-
веющую сталь. Плазма при этом взаимодействует только с тонким
поверхностным слоем лития, удерживаемого капиллярными сила-
ми, и не разрушает твердую основу. Тем самым становится воз-
можным реализовать в качестве первой стенки термоядерного ре-
актора идею «фитиля свечи», поставляющего жидкий литий
(температура плавления 180°С) на границу раздела плазма - стен-
ка. Микрофотография такого металлического фитиля из прессо-
ванных сеточек с литием и без него представлена на рис. 26.
Рис. 26. Вид капиллярной пористой структуры (КПС) из молибденовых
проволочек толщиной 1 ООмк с (А) и без (В) литиевого наполнения
Чтобы испытать его в плазменных условиях, из него был из-
готовлен лимитер (ограничитель плазмы) сначала для небольшо-
го российского токамака Т-11М (а/7?=0,2/0,7 м; 7^= 100 кА,
ТРИНИТИ, 1998). Литиевый лимитер вел себя не хуже, а в неко-
84
торых случаях и лучше, чем аналогичный графитовый. Тепловые
нагрузки на него достигали 10-20 МВт/м2 без каких-либо види-
мых разрушений. Затем испытания были успешно продолжены на
итальянском токамаке FTU уже с током до 800 кА (2005).
В ходе испытаний литий продемонстрировал удивительные
свойства. А именно, поступая на границу шнура, он не проникал
или почти не проникал в центр. Попадая в плазму, ионизуясь и
возбуждаясь электронными ударами, он трансформировал тепло-
вой поток из плазмы в ультрафиолетовое излучение, распределяя
его по первой стенке токамака и снижая тем самым локальные
тепловые нагрузки на лимитеры. В экспериментах на Т-11М уда-
валось таким образом переизлучать на стенку до 80% вложенной
мощности омического нагрева.
Если такое поведение лития сохранится в токамаках-
реакторах, их конструкция могла бы быть даже упрощена по срав-
нению с ИТЭР. В частности, могли бы быть снижены тепловые
нагрузки на диверторные пластины и снято требование их сменяе-
мости. Использование, например, пористого вольфрама с литием
могло бы оказаться решением для промышленного реактора.
В какой степени эти ожидания окажутся оправданными, по-
кажут будущие эксперименты с литием на больших токамаках и
ИТЭР.
Наконец, эффективным средством борьбы с поступающими
в разряд примесями стали полоидальные магнитные диверторы
(отклонители). Идея их состоит в том, чтобы с помощью допол-
нительных токовых витков отклонить и увести периферийные
магнитные силовые линии в специальную диверторную камеру,
удаленную от горячей зоны шнура. Поток заряженных частиц и
тепла из плазмы вытекает тогда вдоль линий на приемные (ди-
верторные) пластины - аналог диафрагмы. Магнитная конфигу-
рация такого токамака принимает характерную форму, удлинен-
ную по вертикали с диверторной камерой в нижней части шнура.
Ее графитовую «канаву» хорошо видно на рис. 19.
Главное преимущество дивертора перед диафрагмой в том,
что десорбируемые с диверторных пластин примеси вынуждены
преодолевать значительное расстояние, двигаясь против водород-
ного потока, прежде чем достигнут горячей плазмы. В результате
85
возникает дополнительная возможность обратить их движение на-
зад к пластине. Такая схема показала свою эффективность, она
принята для ИТЭР и действует на большинстве современных то-
камаков. К сожалению, и она пока не дает гарантированного реше-
ния проблемы примесей. Уже сегодня для лучших режимов JET
(бериллий) оказывается масштаба 2 (рис. 18), для JT-60U (гра-
фит + бор) - около 3. Для ИТЭР необходимо иметь 1,5-1,8 в почти
стационарном режиме. Это, безусловно, проблема, которую мы
должны решить по пути к зажиганию и стационарному горению.
И тем не менее - это, по-видимому, преодолимое препятст-
вие. Во всяком случае, на фоне уже преодоленных. Предприни-
мая экскурсы в историю токамаков, автор пытался передать чита-
телю одно из самых общих ощущений участников токамачной
эпопеи - ощущение справедливости простой истины, что даже
без особых гениальных озарений, а, как говорится, «методом
проб и ошибок» упорным людям удается решать самые, на пер-
вый взгляд, головоломные задачи. Основное условие успеха -
целенаправленная, согласная работа достаточно большого числа
участников и, конечно, время. В этом смысле управляемый син-
тез ничем не отличается, скажем, от сверхзвуковой авиации с ее
«флаттером», «звуковыми», «тепловыми» и прочими барьерами.
Непреодолимые барьеры ставятся либо физикой, либо материа-
лами. Со стороны физики сегодня не видно каких-либо непрохо-
димых препятствий на пути к зажиганию, скорее, напротив, для
прошедших путь от миллисекундных времен удержания до се-
кунды, переход к 5 секундам не кажется чем-то эпохальным.
Другое дело материалы, например, их чрезмерная проницаемость
по отношению к тритию. Но эти проблемы возникнут после того,
как реактор будет запущен.
Проблема срыва - проблема импульсного (за 1-3 мс) выделе-
ния примерно 1 ГДж плазменной энергии на внутренних элемен-
тах реактора. Если в малых токамаках срыв лишь интересное фи-
зическое явление, то для больших систем он еще и очень опасен.
Нам кажется сегодня, что мы понимаем, как «работает»
большой срыв. Обычно ему предшествуют один или несколько так
называемых «малых срывов», представляющих собой локальные
магнитные перезамыкания соседних возмущенных областей плаз-
86
менного шнура. Процесс, чем-то похожий на выбросы солнечных
протуберанцев. Они не приводят к катастрофе, но они опасны тем,
что всякий такой выброс чреват поступлениями примесей со сте-
нок и одновременно возбуждением внутренних срывов. Среди
внутренних малых срывов токамака наибольшую опасность пред-
ставляет срыв вблизи (быстрая фаза большого срыва 0,1-
1мс). Как уже упоминалось выше, «разравнивая» ток, делая д(и i)
постоянными по сечению шнура, он лишает центр токамака его
главной защиты от магнитных винтовых возмущений и неустой-
чивостей - перекрещенности магнитных силовых линий, так назы-
ваемого магнитного шира - важного фактора стабилизации гра-
ничных идеальных винтовых мод. Их ответное нелинейное
развитие может завершиться образованием на границе «вакуумных
пузырей» (Б.Б. Кадомцев, О.П. Погуце 1973), способных, в услови-
ях малого магнитного шира, глубоко проникать в центр шнура с
переносом туда холодной плазмы периферии, загрязненной приме-
сями. Это и есть большой срыв. Внезапное охлаждение центра -
следствие такого проникновения в центр холодных примесей - как
правило, приводит к быстрому (5-10 мс) катастрофическому рас-
паду полного тока разряда с выбросом плазмы на стенку и мощ-
ным динамическим ударом по всей электромагнитной системе то-
камака, в случае JET достигавшим уровня 400т, что для реактора
может иметь уже летальный исход.
Большие срывы, как бы «окаймляют» зону МГД-
устойчивых режимов токамака, образуя на плоскости операцион-
ных параметров с^а)-пе характерный «полуостров» (диаграмма
Хюгела) по q, это > 3 (2) по пе - критерий Гринвальда. На
случай спонтанного развития большого срыва конструкция реак-
тора должна быть защищена от разрушения. Вероятность его
можно существенно понизить рациональным управлением плаз-
менным процессом. Но не до нуля. Остается конечная вероят-
ность его развития. Возможно, потребуется специальная система
защиты, которая в случае развития большого срыва быстро ин-
жектирует в шнур некоторое число твердых крупинок Be, Li, ли-
бо D2, чтобы те, испаряясь и переизлучая энергию у границы, за-
щитили бы элементы конструкции первой стенки от жесткого
87
контакта с плазмой. Подобные эксперименты по «тушению» раз-
ряда успешно ведутся на больших токамаках.
Внушительный успех на этом поприще сопутствовал недав-
но нашим коллегам в США на токамаке D III D. Пуском сверх-
звуковой струи инертных газов (Ar, Ne) под давлением 30 атм. им
за несколько миллисекунд удалось «потушить» разряд, псреизлу-
чив всю энергию, запасенную в плазме, почти равномерно по
стенке камеры и не причинив вреда токамаку - следующий им-
пульс разряда прошел «штатно», как если бы никакого экстре-
мального тушения и не было. Результат невероятный - обычно
реабилитация большого токамака после большого срыва требует
месячной работы. Этот метод в том или ином виде безусловно
будет использован в ИТЭР.
На рис. 26, взятом автором из официального документа
«Физические основы ИТЭР» («ITER Physics Basis» Nuclear
Fusion. 1999. 39. 12), приведена феноменологическая схема раз-
вития большого срыва, суммирующая данные, полученные в ходе
экспериментов на различных (больших и малых) токамаках. Сле-
дуя ей, срыв происходит как бы в две ступени - медленной под-
готовительной фазы (охлаждение периферии шн\ ра и концентра-
ция тока к оси шнура ть2) и быстрой - с выбросом полоидального
магнитного потока и тепловой энергии шнура на стенку т2. Ха-
рактерные времена срыва в ИТЭР, полученные путем экстрапо-
ляции: для быстрой фазы (т2) масштаба 1 мс и для предшествую-
щей медленной (т^г) масштаба 10 мс.
Трудность задачи предвидения и предотвращения последст-
вий большого срыва состоит в том, что медленный срыв может нс
завершаться большим и лишь развитие быстрой фазы (т2), одно-
значно указывает на его неизбежность. Таким образом, за 1 мс
предлагается успеть включить клапан сверхзвуковой подачи не-
она (или аргона), создающий вблизи стенки мощную газовую за-
щиту, способную трансформировать энергию плазменного пото-
ка в сравнительно безопасное ультрафиолетовое излучение.
Задачу нельзя назвать простой, но и безнадежной тоже. Очевид-
но, что инжекционное «тушение» ИТЭР будет экстраординарным
событием. Все практические операции должны будут проводить
ся таким образом, чтобы не провоцировать большой срыв, т.е. на
88
безопасном удалении от границ устойчивости, где он может раз-
виться. Степень допустимого приближения к ним - важный
предмет будущих исследований. Проецируя ситуацию на буду-
щее, на ДЕМО, нельзя исключить, что опасность большого срыва
станет еще более актуальной, чем для ИТЭР. Не придется ли то-
гда вернуться к концепции стелларатора, где большого срыва нет
в принципе и не нужны причудливые схемы поддержания ста-
ционарного тока?
мсек, ю.о
t 1.2
1.00
0.10
AlCATOFPC
TETR
C
PBX-M
□St
о
ALCATORC
О JT-fiCU
J£J*
TEX FOR
О
. .. PBX-M
' WI-3	TEXTOR
ASDEX-U
OOMPASS-D
RTP
♦jet
• JT-WU
o Ti-2 (1-2 delay)
♦ Ta (fast quench)
PULSA7OR

0.01
0.10	1.00	10.0
малый радиус г, м
Рис. 27. Динамика развития большого срыва в токамаках (малый квад-
рат) - схема эволюция энергии плазмы И7 в ходе срыва. Развитие фазы
«медленного» срыва (т^г) и быстрая (т2) фаза срыва с захватом в центр
холодных примесей. Зависимость характерных времен Т|.2 и т2 от разме-
ров токамака
89
Будущее. Токамак или стелларатор?
Как уже отмечалось выше, стеллараторы - фавориты миро-
вой термоядерной гонки конца пятидесятых и начала шестидеся-
тых годов прошлого столетия - в начале семидесятых ушли в
тень на фоне шумных успехов токамаков. Ушли в тень, но нс в
небытие: небольшие установки в ФИАНе в Москве и в ХФТИ в
Харькове (СССР) в Институте физики плазмы общества имени
Макса Планка (Германия), а также в японских университетах
продолжали работать, постепенно расширяя круг знаний о физи-
ческих процессах в стеллараторной плазме. Шаг за шагом «пре-
вращая свою слабость в свою силу», как учат нас китайские муд-
рецы. Действительно, подверженность магнитной конфигурации
стеллараторов к разрушениям под действием даже малых маг-
нитных возмущений, ее склонность к разбиению на магнитные
острова (А.И. Морозов, Л.С. Соловьев, Л.М. Коврижных,
И.П. Данилкин и др.) из-за малого магнитного шира в центре го-
рячей зоны (большой трудно сделать), стала побуждающим мо-
тивом к исследованиям и созданию целой «стеллараторной куль-
туры», существенно расширившей представления ученых о
свойствах замкнутых магнитных конфигураций вообще и тока-
маков в том числе. А деликатность при создании стеллараторов
требовалась исключительная. Неосмотрительная технологическая
замена проводника с круглым сечением на эквивалентное прямо-
угольное, произведенная однажды в ходе изготовления нового
весьма прогрессивного стелларатора («Ураган-3» ХФТИ), приве-
ла в итоге к ликвидации чуть ли не половины его горячей плаз-
менной зоны! На таких примерах учились.
С помощью специальных электронных пучков научились
видеть глазом результаты магнитных разрушений
(С.Е. Гребенщиков и др., ФИАН). Магнитные острова, получен-
ные теоретиками «на кончике пера», появились на флюоресци-
рующем экране, как давно ожидаемый портрет преступника -
еще одно подтверждение могущества максвелловской электроди-
намики и человеческой изобретательности!
Пользуясь этим приемом, с помощью специальных коррек-
тирующих катушек удалось скомпенсировать все основные маг-
нитные возмущения и свести острова, практически до нуля. Но,
90
когда в эту «отработанную магнитную конфигурацию» (по
Л.А. Арцимовичу) смогли инжектировать плазму, она преподнес-
ла сюрприз - взорвалась и рассыпалась на отдельные бешено
вращающиеся винтовые жгуты. Ей явно нс хотелось спокойно
жить в «чистых условиях». И точно такой же эксперимент, со-
вершенно независимо проведенный в Японии, привел в точности
к тому же результату. И если бы это был единичный случай!
В середине 1960-х гг. на токамаках имело хождение вполне
обоснованное мнение, что продольная неоднородность («гофриров-
ка») тороидального поля Вп вызванная конечным числом создаю-
щих его магнитных катушек (обычно 8 или 16), способна уже на
уровне 1-2 % приводить к заметному уходу из плазмы быстрых ио-
нов. Для проверки был построен специальный токамак с 32 катуш-
ками (Т-6) и с практически нулевой гофрировкой. Каково же было
изумление его создателя, когда обнаружилось, что вместо токамака
получился электронный ускоритель («плазменный бетатрон») с
ошеломляющим током - 50 кА. Событие тем более изумительное,
что за стенкой менее удачливый физик уже лет 5 безуспешно пы-
тался сделать такой ускоритель в специально созданной для этого
установке и бывал очень рад, когда получал в ней 100 А.
Для токамака же это был полный провал. Группа электро-
нов, ускоренных до релятивистских энергий, строго следуя зако-
нам природы («резерфордовское сечение»!), практически не рас-
сеивалась на основной плазме, т. е. ее не грела. И плазма,
действительно, оказалась уникально холодной (< 50 000 К). Сбы-
лись предсказания Драйсера! К счастью, введение локальной
гофрировки простым отключением одной из катушек полностью
ликвидировало это фантастическое явление. В чем дело? Наука в
лице Драйсера абсолютно права - энергичные электроны мак-
свелловского распределения должны и уходят в режим ускорения
при приложении к ним электрического поля. Магнитная гофри-
ровка - это препятствие и, как каждое препятствие, она способна
создать вспышку электромагнитных возмущений, которые губят
ускорившиеся было электроны, отбирая у них энергию и ограни-
чивая тем самым процесс ускорения. Это чем-то напоминает эпо-
пею по уничтожению воробьев в Китае. Уничтожили всем наро-
91
дом - и вслед за этим так расплодились мухи и вредители, что
воробьев пришлось разводить снова.
Эффект тонкий, но очень яркий и определенный. Примерно
через год в США был пущен похожий токамак с пониженной
гофрировкой В,. И в точности с тем же бетатронным эффектом!
Природа едина. Даже в таких сложных проявлениях. Ей
безразлична география нашего местопребывания, политический
строй, каких святых мы предпочитаем или вообще не предпочи-
таем и все остальное. Это та неизбежная объективная основа, на
которой цивилизованные страны строят сегодня международное
сотрудничество и еще - источник убеждения, что когда-то Чело-
вечество осознает себя, как единую субстанцию. Проект ИТЭР -
один из ростков этого процесса. Взаимообогащение «стеллара-
торной» и «токамачной» культур - пример из этой же серии. В
частности, несмотря на все плазменные казусы, в ИТЭР преду-
смотрены специальные обмотки для компенсации винтовых маг-
нитных возмущений, возникающих из-за погрешностей в изго-
товлении и расстановке магнитных катушек, и ферритные
вставки между катушками для снижения гофрировки Вг. Исходят
из того, что при этом становится потенциально возможным
управление плазмой путем введения контролируемых магнитных
возмущений. Примером может служить стелларатор LHD (Япо-
ния), где введение мощного магнитного возмущения позволило
недавно организовать диверторную конфигурацию, заметно
уменьшившую содержание примесей в плазме.
Паралпельно с физическими исследованиями совершенст-
вовалась по пути упрощения и магнитная конфигурация стелла-
ратора. Одним из таких упрощений стала торсотропная конфигу-
рация, в которой удалены катушки продольного поля, а
магнитная конфигурация создается только винтовой обмоткой
(рис.28 - светлый винт) и четырьмя компенсационными витками,
расположенными над и под нею. Именно эту конфигурацию рас-
сматривают как базовую для стелларатора - реактора. По этой же
схеме построен самый большой в мире сверхпроводящий япон-
ский стелларатор LHD (а=0,6 м, R-3,9 м, £?г=3,6 Тл). Получаемая
в нем плазма вполне конкурирует с плазмой больших токамаков.
А именно, максимальные плотности могут достигать 3x1020 м'3,
92
правда, при температуре всего лишь 1 кэВ, а максимальные тЕ
достигают 0,1-0,2 с. Предельная достигнутая [3 - 3,6 %, что даже
выше проектных величин ИТЭР.
Другая новация в области создания стеллараторных магнит-
ных конфигураций - так называемые «модульные» стеллараторы,
а именно, набираемые из отдельных идентичных модулей, а нс в
виде единой обмотки, наматываемой на тор.
Рис. 28. Схема обмоток модульного стелларатора WV1IX
Рис. 29. Торсотронная конфигурация (LHD)
93
Такой подход обещает большие преимущества при создании
реактора. Идея эта была впервые предложена в нашей стране
(С.И. Попов, А.П. Попрядухин, 1966 г.) и реализована на стелла-
раторе «Ливснь-2» (ФИАН). Затем она была подхвачена в Герма-
нии, существенно дополнена и с успехом применена при созда-
нии небольшого стелларатора WVI1-AS. Успех окрылил
создателей и ее взяли за основу большого германского стеллара-
тора WVII-X, близкого по размерам к LHD. Схема его магнитных
катушек представлена на рис. 29. Схема сложна настолько, что
производство пока не справилось с нею. Его запуск непрерывно
откладывался и сегодня планируется на 2010 г.
Подводя итог исследованиям на стеллараторах, проведен-
ных в последние годы, следует с воодушевлением отметить, что,
преодолевая трудности, они уверенно выходят на уровень плаз-
менных параметров, типичных для современных токамаков.
Суммируя данные, полученные на них за последние годы, сфор-
мулировали «стеллараторный скэлинг» для тЕ, подобный «тока-
мачному»:
te‘SS95= 0.079х а2-2,К0-65Рн-0-59п0-51Вт0-8310'4
Если вспомнить, что для токамаков 1 = 2л/q =2TtBpRJВтг, то
их действительно можно сравнить. Различия оказываются незна-
чительными. Точки, полученные на токамаках, ложатся рядом со
стеллараторными. Это означает, что все замкнутые ловушки - и
стеллараторы, и токамаки удерживают плазму примерно одина-
ковым образом. Еще один пример единства природы. Остается
ждать, когда наши производственные возможности позволят соз-
давать сверхпроводящие стеллараторы с поперечным размером
примерно в 4 раза больше LHD. Если это произойдет раньше, чем
встанет вопрос о строительстве ДЕМО, не исключено, что стел-
ларатор будет принят за базисную систему.
ДЕМО (для пытливого читателя)
Итак, задача ИТЭР - создание физико-технической базы
термоядерной энергетики. Что предстоит решать на следующем
этапе перехода к коммерческому реактору?
94
1. Первая задача - подъем р. Конкурентно способный реак-
тор DT-синтеза должен иметь по оценке экспертов нейтронную
нагрузку 2-5 МВт/м2, что при использовании технически освоен-
ных магнитных полей Вт масштаба 5-6 Тл, создаваемых с помо-
щью доступных сегодня сверхпроводников, потребует увеличе-
ния плазменного давления в 2-3 раза. Это в свою очередь
потребует развития новых методов подавления мелкомасштаб-
ных и резистивных МГД-неустойчивостей, процесс освоения ко-
торых находится на начальном этапе. Опасность могут представ-
лять:
•	неоклассическая тиринг-неустойчивость (NTM), возни-
кающая в режимах с высокой р вблизи рациональных
(дробных) q(r). Аналогична винтовой резистивной неус-
тойчивости (тиринг), но возбуждаемая не основным то-
ком плазмы, а неоклассическим электронным током
(bootstrap current), который возникает вблизи локальных
градиентов плотности. Уже делались неоднократные и
иногда успешные попытки ее подавления локальным
электронно-циклотронным нагревом (ECRH), либо соот-
ветствующими токами увлечения (ECCD);
•	резистивная пристеночная неустойчивость (RWM) - ана-
лог поверхностной идеальной винтовой моды, возбуж-
даемой плазменным давлением и в обычных условиях
стабилизированной проводящей стенкой разрядной каме-
ры. Эффективная электропроводность такой стенки высо-
ка, если плазма быстро вращается относительно ее, но
стабилизирующее действие стенки ослабляется и прекра-
щается по мере замедления вращения. Экспериментально
показано, что вращение может увеличить Р более чем на
30%. Стабилизация RWM - одно из активно развиваю-
щихся направлений современной физики токамаков;
•	так называемые альфвеновские моды (TAE-toroidal
Alfven eigenmodes ) - неустойчивости быстрых заряжен-
ных частиц, попадающих в резонанс с альфвеновскими
колебаниями, развивающимися в центральных областях
плазменного шнура (со- VA/2Rq). Эти моды опасны нс
только преждевременной релаксацией энергии а-частиц,
95
но и их преждевременным выходом на стенку реактора.
Одна из ключевых физических задач, которая должна
быть решена в ИТЭР, - установить реальную область раз-
вития ТАЕ и других альфвеновских мод, определить сте-
пень их опасности для токамака, как реактора;
•	наконец, аномальный (на порядок или два превышающий
предсказания неоклассической теории Галеева-Сагдеева)
поперечный перенос энергии на стенку реальных токама-
ков (см. рис. 21), пытаются связать с развитием мелко-
масштабной турбулентности, вызванной чрезмерно высо-
кими градиентами ионной (ITG-ion temperature gradient
mode) или электронной температуры (ETG) в сечении
плазменного шнура. Подозрения на развитие этих неус-
тойчивостей вполне обоснованы, их подтверждают изме-
рения высокочастотных колебаний плотности плазмы,
хорошо коррелирующих в широкой области плазменного
шнура в зоне максимальных температурных градиентов.
Согласно теории, соответствующие неустойчивости
должны были бы развиваться при нарушении условия:
r]j= | бЧпТ}ЛЛш7у| >1 (/=<?, /),
•	что практически всегда реализуется в токамаках. Кроме
того, при образовании в токамаках так называемых
транспортных барьеров — спонтанно возникающих облас-
тей «разрыва» потока частиц и тепла на стенку - одно-
временно наблюдают и разрыв корреляций колебаний до
и после барьера, что может косвенно указывать на их
связь с аномальным переносом. Физика транспортных
барьеров и техника их создания как средство ослабления
аномального переноса частиц и энергии из зоны горячей
плазмы на стенку является одним из очевидных направ-
лений будущих исследований на ИТЭР.
В качестве полуфепоменологического параметра, характе-
ризующего предельные значения (З^в токамаках, часто пользуют-
ся выражением:
Р~ g Ip / яВт,
96
где р в %, 1р в МА, а в м, Втв Тл, a g- так называемый, «фактор
Тройона» или «нормированная Р», - безразмерная величина, ме-
няющаяся в пределах от 1 до 5 в зависимости от конкретных ус-
ловий эксперимента. В частности, она падает с ростом магнитно-
го поля (i [римерно, как тЗ/0'4), увеличивается с ростом
«треугольное™» формы сечения плазменного шнура, с ростом
его внутренней индуктивности / и т.д., оставляя физикам некото-
рые возможности выбора. Для ИТЭР принятое значение #=1,5
(и, соответственно, р~1,5%). Переход от ИТЭР к ДЕМО может
потребовать его увеличения вплоть до 5.
Однако существуют некоторые приложения управляемого
DT-синтеза, где такое увеличение может и не понадобиться. Это
уже упомянутые «гибридные реакторы», где в зону утилизации
14 МэВ нейтрона (бланкет) включен «отвальный» 238U. Его вклю-
чение увеличивает на порядок, как уже упоминалось, мощность
ядерного выделения, делая реактор конкурентоспособным.
Другое, также упомянутое, более «экологическое» направ-
ление в прикладных программах УТС - «дожигание» радиоак-
тивных отходов Np, Am, Pu быстрыми нейтронами DT-синтеза.
Хотя коэффициент умножения энергии будет при этом ниже (5-
7), такие нейтронные источники масштаба ИТЭР могли быть по-
лезны при ликвидации радиоактивных отходов традиционной
атомной энергетики.
При этом должны быть выполнены три условия:
1.	Необходимо решить вопрос стационарного поддержания то-
ка 1р. Решение предполагается сегодня путем комбинирован-
ного использования: нейтральной (ионной) инжекции вдоль
тороидального поля, с добавлением уже упомянутого бутст-
рэп-тока, возникающего в результате трения запертых элек-
тронов о пролетные (jb~ Т и высокочастотных токов
увлечения в области нижнего гибрида, а также в области
электронных и ионных циклотронных частот. Совместное
действие этих механизмов позволяет сегодня поддерживать
стационарный ток в токамаке уже на уровне 1 МА. Очевид-
но, что в ИТЭР эта активность будет успешно продолжена
(вплоть до уровня 15 МА).
97
2.	Должна быть надежно решена задача предвидения и предот-
вращения последствий большого срыва, о чем уже говори-
лось выше. Применение его «гашения» инжекцией инертных
газов будет экстраординарным событием. Все практические
операции должны проводиться таким образом, чтобы не про-
воцировать большой срыв, т. е. на безопасном удалении от
границ устойчивости, о которых также шла речь выше.
3.	Один из ключевых вопросов создания стационарного реактора
УТС - выбор материала первой стенки, позволяющий его дли-
тельную эксплуатацию в качестве энергетического устройства.
Перед ИТЭР такая задача не ставится. Допускается, например,
замена его наиболее критического узла - диверторных пластин
через 1000 рабочих импульсов, примерно через год работы.
Первая стенка из бериллия - результат его успешного приме-
нения в JET, диверторные пластины из графита - многолетний
опыт большинства крупных токамаков.
Но уже сегодня ясно, что такие важные конструкционные
элементы ИТЭР, как медные трубки охлаждения и графитовые эк-
раны, не совместимы с высокими нейтронными флюэнсами, ожи-
даемыми в промышленных реакторах. Им следует искать замену.
Одним из активно обсуждаемых вариантов является вольф-
рам, как слабо распыляемый материал для элементов первой
стенки и дивертора, непосредственно контактирующих с плаз-
мой. Однако вольфрам настораживает экспериментаторов из-за
своего высокого Z и потенциальной опасности собирания его к
центру шнура под действием неоклассического механизма.
Исследования поведения плазмы в токамаке с вольфрамо-
вым напылением первой стенки (ASDEX-U-Germany) дают пока
умеренно пессимистические прогнозы. Они согласуются с нега-
тивным опытом использования вольфрама в ранних токамаках.
Альтернативой вольфраму может стать литий, о чем говорилось
выше - металл с наинизшим Z=3. Если основное преимущество
вольфрама - низкая эрозия при взаимодействии с водородной
плазмой, то основное преимущество лития - низкий уровень ра-
диационных потерь в состоянии полной ионизации, которая на-
ступает уже при электронной температуре масштаба 100 эВ. Экс-
перименты на токамаках с литием, успешно начатые на токамаке
98
IF7R (США) в конце девяностых, в последние 10 лет получили
широкое развитие в России, а затем и в Италии. Их результаты
выглядят оптимистически.
Заключение. Предвидимое будущее
Наше повествование о неограниченном источнике энер-
гии будущего «из воды» подошло к концу. Автор полностью
отдает себе отчет в том, что предложил читателю больше во-
просов, чем хотелось бы. Таков закон жанра. Мы дожили до
такого дня, когда Будущее бросает нам вызов. Термоядерная
энергетика - один из возможных ответов на него. Когда-то,
оценивая ее перспективы, академик Л.А. Арцимович писал:
«Она (эта задача) обязательно будет решена, когда термоядер-
ная энергия будет совершенно необходима человечеству» [8].
Сегодня энергия необходима. Но термоядерная ли? ИТЭР и
ДЕМО должны дать ответ на этот вопрос. Говорят, что управ-
ляемый синтез опоздал. Согласится ли человечество ждать?
Многополярное, может быть, и согласилось бы. Но сегодняш-
нее, однополярное, скорее всего, пойдет на передел мировых
энергетических ресурсов. То есть, если не решить проблемы
будущей энергетики, нас ждет эпоха энергетических войн,
коалиций и глобального потепления. Не началось ли оно уже?
Где граница допустимого энергопотребления? Раньше ее оце-
нивали в 1% от солнечной энергии, падающей на Землю. Если
бы это было так, даже самым продвинутым сегодняшним по-
требителям энергии не хватало бы до критического предела 20
-30 раз. Напомним, поток солнечной энергии на экваторе - 136
мВт/см2. Но парниковый эффект может существенно понизить
планку. Перегрев поверхности океана способен вызвать и вы-
зывает могучий восходящий поток водяных паров (напомним,
водяной пар в 1,6 раза легче воздуха) и убийственные ураганы,
превосходящие по энергии все имеющееся термоядерное ору-
жие. Одни только экономические убытки от перерывов в пода-
че электроэнергии в США составляют по оценкам от $70 до
$120 млрд в год. И оценки эти сделаны не бойким журнали-
стом, путающим миллиарды с миллионами, а всемирно извсст-
99
ным профессором электрического и компьютерного машино-
строения университета Миннесоты [6].
А лесные пожары, видимые из Космоса! Это тот же СО2.
Складывается впечатление, что экосистема Земли находится на
грани локальной неустойчивости по отношению к энергетиче-
ским нагрузкам, и тогда ограничение выбросов СО2 становится
вопросом уже сегодняшнего дня. Чем может помочь термоядер-
ная DT-энергетика Земле?
Прежде всего, подчеркнем еще раз, она естественная часть
атомной. Их роднит быстрый 14-МэВ нейтрон и неизбежная ак-
тивация реакторных конструкций. В перспективе 14-МэВ ней-
трон можно использовать для «дожигания» радиоактивных от-
ходов реакторов деления. Для этого даже не потребуется
токамак масштаба ИТЭР. Удивительно, но то, что технически
необходимо, уже есть в разных странах и разных лабораториях
Когда экологически чистая энергетика деления станет «совер-
шенно необходима», собрать все элементы воедино не составит
большого труда.
Что касается «чистой» электроэнергетики, DT-энергетика
по оценкам экспертов будет безопасней примерно на два порядка
энергетики деления урана. Главным образом за счет того, что в
ней должны отсутствовать газообразные и жидкие радиоактив-
ные отходы. Твердые, по мнению экспертов, не представляют
большой опасности. Термоядерная энергетика в отличие от деле-
ния практически безынерционна. Ситуации типа Чернобыльской
исключены в ней по определению. И, наконец, она не требует
урана. Соединение ее с урановой (гибридные реакторы) сулит
последней большие перспективы в области реакторной безопас-
ности. Другая потенциальная возможность - соединение ее с бу-
дущей ториевой энергетикой. Быстрый 14-МэВ нейтрон, облучая
232Th, превращает его после нескольких внутриядерных перехо-
дов в 233U, способный уже делиться под действием тепловых ней-
тронов, т.е. быть использованным в традиционной атомной энер-
гетике, подобно 235U. Интрига в том, что урана в России мало, а
тория - много. Тем самым открывается возможность продлить
существование уже промышленно освоенной атомной энергетики
на медленных нейтронах.
100
Программа освоения термоядерной энергетики предполага-
ет последовательное создание и освоение: ИТЭР, ДЕМО и ком-
мерческих электростанций.
Строительство ИТЭР продлится до 2017 г. Основной объем
исследований на нем предполагается провести до 2027 г. Можно
надеяться, что к 2027 г. будет получена основная информация,
необходимая для проектирования ДЕМО. После его сооружения
и запуска где-то в районе 2040 г., начнутся его ресурсные и экс-
плуатационные испытания, так, чтобы к 2050 г. построить первые
надежные в эксплуатации коммерческие электростанции.
Долго? Вспомним, однако, как проста идея бензинового
двигателя! Но как сложна схема охлаждения и смазки современ-
ного автомобиля! А смазочные масла! За всем этим стоит много-
летний труд тысяч инженеров и изобретателей - подводная часть
видимого айсберга. Не исключено, однако, что весь этот процесс
освоения окажется технически проще, чем представляется сего-
дня. Надежды связаны с новыми технологиями и методами, кото-
рые еще только осваиваются. Очевидно, что всем им предстоит
«проверка ИТЭР».
Может ли DT-энергетика быть использована для производ-
ства оружия? В принципе, может. Как любая, где фигурируют
нейтроны. Потребуется международный контроль.
Сегодня ни для кого не секрет, что окружающий нас мир
разделен на две разные технологические цивилизации - высо-
кую (создающую новую технику) и низкую (по существу, копи-
рующую бытовые достижения первой). Граница между ними
проведена более чем резко: по уровню суммарного энергопо-
требления на душу населения. Эти уровни, как легко видеть из
рис. 2, различаются в десятки раз. Высокая цивилизация позво-
ляет себе без потерь и оглядок на ООН наносить точечные уда-
ры, если вторая не ведет себя правильно. Роль второй - содейст-
вовать первой, в частности, обеспечивать ее ресурсами.
Поэтому-то сложившаяся ситуация и получила название «энер-
гетический империализм». Стремление развивающихся стран
перейти в первую группу очевидно - атомные амбиции, запуски
баллистических ракет салютуют об этих стремлениях и успехах.
Но возможно и другое движение - из первых во вторые. Оно
101
будет только приветствоваться окружающими. Наше сегодняш-
нее активное участие в такой высокотехнологичной программе
как ИТЭР - один из эпизодов борьбы за сохранение места Рос-
сии в первой группе.
В заключение автор выражает признательность старшим то-
варищам и товарищам по работе, с которыми неоднократно об-
суждались затронутые в книжке вопросы: И.Б. Семенову,
В.С. Муховатову,	В.В. Орлову, М.И. Пергаменту,
Н.Г. Ковальскому и С.Л. Недосееву.
102
Цитируемая литература:
1.	Голубчиков Л.Г. ИТЭР - решающий шаг. М.: МИФИ. 2004
2.	Воронов Г.С. Штурм термоядерной крепости. М.: Изд-во
«Квант», 1985 г.
3.	Велихов Е.П., Гагаринский А.Ю. и др. Россия в мировой энер-
гетике XXI века. М.: ИздАТ 2006.
4.	Путвинский С.В. Возможна ли будущая мировая энергетиче-
ская система без ядерного синтеза? // Усп. физ. Наук. Т.168
№ 11. 1998.
5.	Тельковский В.Г., Храбров В.А. Термоядерные установки с
инерциальным удержанием плазмы. М.: МИФИ, 1990.
6.	Амин М., Шьюи Ф. Умная энергосистема // В мире науки,
№ 7. 2007. С. 68.
7.	Свифт Дж. «Путешествие Гулливера в Лапуту». М.: ОГИЗ,
1947. С. 363.
8.	Будущее науки // Знание. 1973. С.53.
Сайты мировых центров
термоядерных исследований,
которые могли бы заинтересовать
пытливого читателя:
Центры проектирования ИТЭР:
США \ http://www.iterus.org//
Евросоюз-, http://www.itereu.de
Япония1. http://www.jaeri.go.jp/~intro/H8/FUSION/fusion.html
Крупнейшие исследовательские центры:
Россия
ИЯС (Институт Ядерного Синтеза, РНЦ «Курчатовский инсти-
тут») http://www. kiae.ru
I ИЦ ТРИНИТИ (Троицкий институт Инновационных и Термо-
ядерных Исследований) http://www.triniti.ru
ФТИАН им А.Ф.Иоффе: http://www.ioffc.rssi.ru/pti_ppap.html
103
США
US Fusion Energy Science Programs: wwwofe.er.doe.gov
MIT (Plasma Science & Fusion Ccnter):http://lost.pfc.mit.edu
PPPL (Princeton Plasma Physics Laboratory): www.pppl.gov
GA (General Atomics): http://FusionEd.gat.com
ORNL (Oak Ridge National Laboratory): http://www.oml.gov
Япония
JAERI (Japan Atomic Energy Research Institute): http://www-
jt60.naka.jaeri.go.jp
NIFS (National Institute for Fusion Science): http://w w w.nifs.ac.jp
Евросоюз
АНГЛИЯ (JET): http:Zwww.fusion.org.uk
ГЕРМАНИЯ: Институт Макса Планка: http:Zwww.ipp.mpg.de
ФРАНЦИЯ: Центр «Кадараш»: http:/www-fusion-
magnetique. сеа. fr
ПРИЛОЖЕНИЕ 1
(физический минимум)
1. Общие соотношения:
Число Авогадро (количество частиц в 1 моле вещества)
-А=6 1023.
Масса протона - 1,710'24г = 1,710'27кг (=1/А).
Масса электрона - 9 10-28г = 9 10'31 кг (=1/АТ840).
Элементарный заряд (электрона)
4,8’10'10 (СГС - стат, кулон), 1,610’19 (СИ).
Кулон - электрический заряд, соответствующий
61018 электронам.
Ток 1 ампер (А) соответствует протеканию 1 кулона в секунду.
Температура в атомной физике и физике плазмы, как правило,
измеряется во внесистемных единицах электрон-вольтах
- 4,8‘ 10'10 х 1 /3 00 В = 1,6 1 О'12 эрг = 1,6 1 О'19 Дж.
1эВ = 11600 ~ 104 К.
Соответственно меняется постоянная Больцмана:
104
к - 1,6‘10‘19 Дж/эВ (т.е. равна по величине заряду электрона) т.к.
1Дж=1 AxlBxlc. Иногда в справочниках энергия указывается в
эргах, либо в калориях. Следует помнить:
1 эрг = 10'7 Дж,
1 кал ~ 4 Дж.
Характерные скорости, частоты и длины
Скорость света
скорость электрона
скорость протона
скорость ионов
-	З Ю10 см/с;
-	Уе=4,21077т [эВ] см/с;
-	Vp= 106 Vf [эВ] см/с;
тУтр=ц, Vi= 106 д/Т/р [эВ]
Замечание: введенные так скорости электронов и ионов от-
носятся к движению с одной степенью свободы, на! гример, вдоль
магнитного поля, т.е. mV2l2=kTI2. При движении с двумя степе-
нями свободы, например, при точном вычислении ларморовского
радиуса, mV\l2=kT, приведенные выражения следовало бы дом-
ножить на ^2, и при изотропном движении - на V3 .
В случае, если максвелловское распределение отсутствует,
например, для пучка частиц с энергией Е [эВ], Т следует заме-
нить на Е, а приведенные выражения умножить на 42
Характерная скорость ионного звука
-Cs«106 ДТ„/ц,
-Cs=d04 7ZTe/p,
Характерные частоты:
- плазменная частота
2
<4лпее2у да56.104п2
I m )
или
2
4лпее2>|2
m
2
•105«56-r|2
[см/с]	(СГС);
[м/с]	(СИ).
[рад /с]	(СГС),
[рад/с] (СИ).
105
- электронная циклотронная частота	
<осс = — = 1,76 107В	[рад/с] тес	(СГС)
или	
сосе= —= 1,7б-10иВ	[рад/с] те	(СИ)
- ионная циклотронная частота	
<ос, =bB=9i610’zp‘lB	[рад/с] ITljC	(СГС)
или	
coci =^~5=9,6-107zplB	[рад/с]	(СИ)
Характерные длины (X=ve/co): 1 1	
радиус Дебая	XD = ve/cop =7,4-102'Рп [см]	(СГС)
или	
XD =ve/(Dp =7,4-103Т2П~2 [м]	(СИ)
2.	Магнитное удержание
1.	Общая характеристика взаимодействия магнитных полей и токов.
В - магнитная индукция, основная, практически используе-
мая, характеристика магнитного поля. Измеряется в теслах (СИ),
либо в гауссах (СГС).
1 Тл = 104 Гс.
Связь с током /(везде в А):
а) для прямолинейного бесконечного проводника
О 21
В = ц-^-,	(СГС)
г
В = ц  ц0	= р.  2 • 10 7 I/
h ^°/2кг	/г
(СИ)
106
р0 =4л-10 7, ц - магнитная проницаемость материала, для плаз-
мы и вакуума = 1.
В связи с этим далее везде р Ы.
б) для кольцевого проводника радиуса а в центре:
В=0,4г. J/, /а B=0,4n-10"7 V, ’	/а ’	(СГС) (СИ)	
Сила взаимодействия отрезка провода единичной длины I и поля В		с током
F=$,\7xB	(дин)	(СГС)
F=IxB	(Н)	(СИ).
2. Давление магнитного поля.
Рм=В2/8л	[дин/cm2]	(СГС)
Рм=107В2/8л	[П]	(СИ)
3.	Частота ларморовского вращения заряженной частицы:
(On=qB/mc	(qe=4,81O'10 ст. К) (СГС)
(D^qB/m	(qe=l,6W19 К). (СИ)
4.	Ларморовский радиус:
гл=У±/сол.
- электронный радиус Лармора
	РЛс =Ve/4e =2АТС2/В	[см]	(СГС)
или	PAe=ve/coce=2,440-6Tj/B	[м]	(СИ)
- ионный	радиус Лармора PAi=vi/coci=102p2Z-|T2/B	[см]	(СГС)
или
107
Pa^/co-ioVz ‘т*/в
[м]	(СИ).
5.	Дрейфы в магнитном поле.
а)	под действием электрического поля Е
ЕхВ
V£=108 * * *^2“	(Е [В/см], В [Гс], V [см/с]) (СГС)
ЕхВ
VE="^~	(Е [В/cm], В [Тл], V [м/с]) (СИ)
б)	в тороидальном магнитном поле с радиусом R
У^=У±/2.гл/И
Vi1 =Vn «Гд»^ («гл»=гл при Vj=Vn)
в)	под действием обобщенной силы Fj=qE±
V -FxB
D“"^
6.	Основное условие равновесия плазмы в магнитном поле В:
УРПЛ= 0,ljxB
УРПЛ= jxB
7. Параметр р= Рпл/ Рм:
Р^=1,6-1О42п(Те+Т0
Р„л=1,6 1049п(Те+Т,)
Р=Р,|Л8-/В2
Р=Рга8я10'7/В2
[дин/см3]
[П/м]
[дин/см2]
[П]
(СГС)
(СИ)
(CUC)
(СИ)
(СГС)
(СИ)
8. Условие Беннета ([3=1, - В=2 10'71/г)
l,610’12N(Te+Ti)=2I2,
где N - полное число электронов, либо ионов в 1 м длины плаз-
менного шнура.
108
9. Альфвеповская скорость:
VA=B/(4nnimi)1/2=2,2-IO1 '(т/гПрУ^п^В [см/с](СГС)
VA=2,21016(mi/mpy1/2ni-1/2B	[м/с]. (СИ)
10. Закон Ома в магнитном поле:
I=<r(E+VxB)	(СИ)
3. Элементы кинетики
1. Кулоновские (упругие) столкновения (в СГС).
Те=Тее=3,4105Ге3/2/пА	[с]	(СГС)	
Т;=ти=2,Г107Т;3/7гД	[С]	(СГС)	
Те=Тее=3,4-104Те3/2/Пе?1	[С]	(СИ)	(1,15 [1])
Ti=Tii=2,1 • 10 3(А[) /2Т 3/2/пЛ [с]		(СИ)	(1,16 [1])
X - кулоновский логарифм, обычно равен 15±5			Ai=mi/mp
2. Электропроводность плазмы: оп=1,96сГ1
1 73-1014
crn=ne2Tee/mei= —-----Те3/ 2	(СГС)
AZj
(при Zj^l коэффициент 1,73 заменяется на 2 при Zj=2, на 2,4 при
Zj=4 и на 3 при Zi=oo)
Oi1=2 1£1.T3'2	[Ом'м"1]	(СИ)
AZ-
3. X.=31-l,154g™>,+2,34gEv (для Те>10 эВ) (СГС)
4. Tee~Tii~
т.
eiE >
где TeiE - время передачи энергии от электронов к ионам при
Те>Т|.
109
ПРИЛОЖЕНИЕ 2.
Развитие токамаков в ИАЭ им. И.В. Курчатова
в 1950-91 гг.
История токамаков берет начало с основополагающих работ
А.Д. Сахарова, И.Е. Тамма и Г.И. Будкера, выполненных в 1950-
52 годах и опубликованных в 1958 г. после исторического визита
И.В. Курчатова в Англию в апреле 1956 г. Если предложения
А.Д. Сахарова и И.Е. Тамма представляли собою по существу
оптимистические оценки идеи создания DD-реактора в торе с
магнитным полем и продольным током в плазме, то оценки
Г.И. Будкера, напротив, носят характер конструктивной критики.
Замечательно, что основные пункты этой критики оказались
позднее исходными пунктами развития теории равновесия и
удержания плазмы в токамаках.
Серьезным недостатком исходного предложения, как отме-
чали сами авторы, являлось отсутствие анализа устойчивости
плазменного шнура в магнитном поле. Эта работа была начата
М.А. Леонтовичем и В.Д. Шафрановым (1952 г.). В 1956 г. Шаф-
ранов нашел необходимое условие устойчивости шнура в токамаке
_ а > |
В, R"
(Известный критерий Шафранова-Крускала, где Вг - тороидаль-
ное поле, В]- поле тока, а- малый, R- большой радиусы плазмы,
q(a) - так называемый "запас устойчивости" на границе шнура).
Экспериментальная проверка этого ограничения была нача-
та в отделе Л.А. Арцимовича под руководством И.Н. Головина и
Н.А. Явлинского сначала на прямых разрядах (опыты
К.А. Разумовой на прямых трубах с электродами на концах и
продольным магнитным полем) в 1955-58 гг. В этих опытах дей-
ствительно было показано, что нарушение указанного критерия
для прямого цилиндра делает плазму резко неустойчивой. Однако
и в макроскопически устойчивых режимах вся вкладываемая в
плазму энергия излучалась из разряда, вероятнее всего, на приме-
сях, поступающих с электродов (В.Д. Кириллов, 1959).
110
Следующим шагом стал переход к безэлектродным торои-
дальным камерам с магнитным полем или, сокращенно, к
ТОКАМАКАМ.
Первый токамак ТМП был построен в 1954 г. также под ру-
ководством И.Н. Головина и Н.А. Явлинского. Он представлял
собой серьезную плазменную установку с большим радиусом
Л=80 см, малым радиусом фарфоровой камеры - Го =13 см и с
магнитным полем на оси до 1,5 Тл. Камера по предложению
А.Д. Сахарова была окружена медным кожухом для предотвра-
щения тороидального расширения плазменного витка. Однако
результаты, полученные на ТМП, не отличались существенно от
результатов, полученных на прямых разрядах. Дело улучшило
введение внутрь камеры стальной спирали, по-видимому, это
устранило влияние электрических поляризационных полей. Элек-
тронная температура, вычисленная из электропроводности, дос-
тигла в ТМП 25 эВ (су=6, 1014 СГСЭ были зарегистрированы впер-
вые пучки ускоренных электронов (В.С. Стрелков, 1958).
Токамак Т-1 (1959), построенный под руководством
Н.А. Явлинского, имел уже цельнометаллическую тонкую
(5 = 0,1 мм, R- 62 см, d= 20 см) камеру. Для защиты стенки от
быстрых электронов в камеру была введена диафрагма - метал-
лическое кольцо шириной 5-7 см. С тех пор она стала обязатель-
ным элементом токамака. На этом токамаке было продемонстри-
ровано уже количественно (Г.Г. Долгов-Савельев и др., 1960), что
нарушение условия д(а)>1 приводит к разрушению шнура и к
расширению токового канала на все сечение камеры. Как и в
прямых разрядах, основной поток энергии шел из плазмы за счет
излучения на примесях, поступавших, вероятнее всего, со стенок.
Следующая модификация Т-1 - токамак Т-2 (1960) имел уже
металлическую камеру, прогреваемую до температуры 400 °C для
предварительной очистки стенок. Однако и в этом токамаке тем-
пература плазмы не возросла существенно. Исключение составили
лишь режимы с так называемым «вторичным» нарастанием тока
(на спаде основного). Там электронная температура, вычисленная
из электропроводности, достигла 30 эВ.
Специальные исследования, проведенные на Т-2
К.Ь Карташевым, В.С. Муховатовым и В.С. Стрелковым, позво-
111
лили утверждать, что эти режимы - резул ьтат удачного сочетания
поперечных магнитных полей, обеспечивающих в некоторый
момент баланс сил, действующих на шнур по большому радиусу
(JLA. Арцимович, К.Б. Карташев, 1962).
Созданная В.Д. Шафрановым теория равновесия шнура в
токамаке («Шафрановский сдвиг», 1962) обнаружила довольно
узкую область изменения поперечных полей, в которой для кон-
кретной геометрии Т-2 возможно существование шнура без на-
рушения равновесия. Дело усугублялось тем, что появление даже
сравнительно малых случайных компонент поперечных магнит-
ных полей Bi=l 024-3.10'3 Bi, например, из-за неаккуратного изго-
товления или установки катушек тороидального поля Вт, может
вызвать опасный сдвиг шнура на стенку (точнее на диафрагму),
который повлечет за собой сужение токового канала и ещё боль-
ший сдвиг в том же направлении. Внешне это выглядит как пози-
ционная неустойчивость шнура. Аналогичный эффект был позд-
нее обнаружен на стеллараторе С. Компенсация случайных
поперечных составляющих Bj стала серьезной задачей на началь-
ном этапе создания токамаков.
Для точного определения реального положения плазменно-
го шнура в камере была разработана простая методика, основан-
ная на измерениях асимметрии полоидальных магнитных полей
шнура с помощью магнитных зондов (С.В. Мирнов, 1963).
Со временем она превратилась в стандартный элемент кон-
троля магнитной конфигурации токамака. С ее помощью удается
следить за поперечными магнитными компонентами вплоть до
уровня 10'4Вт.
Подробные исследования равновесия и позиционной устой-
чивости плазменного шнура в токамаке были проведены
В.С. Муховатовым с сотрудниками на токамаке Т-5 (модерниза-
ция Т-1), снабженном дополнительными управляющими витками,
установленными внутри медного кожуха (Б. М. Григорович,
В.С. Муховатов, 1963, В.С. Муховатов, 1965). Позднее (1971)
обобщение теории и эксперимента было сделано в известном об-
зоре В.С. Муховатова и В.Д. Шафранова «Равновесие плазмы в
токамаках».
112
Решением вопросов равновесия была завершена первая фаза
создания инженерно-технической схемы токамака.
Характерный для токамака «высокотемпературный» плаз-
менный шнур (7> 100 эВ) был впервые получен зимой 1961-1962
гг. Е.П. Горбуновым и К.А. Разумовой на токамаке ТМ-2 (R = 40
см, «3=8 см, Вт — 2 Тл) с медным кожухом и прогреваемой каме-
рой. Этот токамак был создан Д.П. Ивановым, А.М. Усом и
А.К. Спиридоновым под руководством Н.А. Явлинского, и отли-
чался аккуратностью изготовления и низким уровнем попереч-
ных составляющих магнитного поля (обеспечена «магнитная ги-
гиена», по выражению Л.А. Арцимовича).
Кроме высокой электропроводности (1016 СГСЭ) получен-
ный «устойчивый» плазменный шнур отличался довольно значи-
тельным энергетическим временем жизни Те~0,3-0,4 мс, низким
уровнем колебаний и необычной для того времени «квазипосто-
янной» плотностью пс в процессе разряда. Все это наблюдалось
при ^(д)=5з-6. Снижение q(a) приводило к росту колебаний и раз-
витию неустойчивости срыва с характерными отрицательными
импульсами на осциллограмме электрического напряжения вдоль
обхода тора Vp (t).
Зимой 1962-63 гг. эти результаты были повторены на боль-
шом токамаке Т-3 (7?=1 м, «3=15 см, Вт =3 Тл), построенном в ИАЭ
им. И.В. Курчатова под научным руководством Н.А. Явлинского
и Л.А. Арцимовича по проекту, разработанному в НИИЭФА
им. Д.В. Ефремова.
При этом было установлено, что область «устойчивых» ре-
r 1
жимов ограничена не только током плазмы L «----, но и неко-
9(a)
торой предельной плотностью пе кр, выше которой также развива-
ется неустойчивость срыва (Л.А. Арцимович, С.В. Мирнов,
В.С. Стрелков, 1963).
Таким образом, был установлен универсальный характер
явления «устойчивых» разрядов и очерчены их пределы сущест-
вования.
В июле 1962 г. в авиационной катастрофе погиб
Н.А. Явлинский. С этого момента и до своей смерти 2 марта
113
1973 г. академик Л.А. Арцимович непосредственно руководил
научной программой токамаков.
Основными ее направлениями стали:
а)	исследование переноса энергии и частиц плазмы поперек
поля Вт в «устойчивых» режимах токамака;
б)	определение физической природы наблюдаемых преде-
лов по току и плотности. Исследование крупномасштабных неус-
тойчивостей.
Программа осуществлялась главным образом на токамаках:
ТМ-2 (модернизация 1966 г. - ТМ-3)
Т-3 (модернизация 1967 г. -Т-ЗА, 1971 г. - Т-4)
Т-5 (модернизация 1970-Т-6)
За это время (1962-73 гг.) существенно расширился диапа-
зон плазменных параметров. Увеличением поля Вт, развитием
способов подготовки первой стенки и методов формирования
шнура удалось поднять ток плазмы с 30 до 250 кА (Т-4, 1971),
электронную температуру с 0,1 до 3 кэВ (Т-4, 1971), ионную с 30
до 650 эВ (Т-4, 1973) и тЕ с 0,3 до 20 мс.
Аналогичные программы за границей были начаты в США -
после 1971 г. (пуск токамака ST) и во Франции - в 1973 г. (пуск
токамака TFR).
Ключевым элементом экспериментальной программы стали
по предложению Л.А. Арцимовича измерения энергии плазмы по
величине ее диамагнетизма. Такие измерения были проделаны
сначала на Т-5 и ТМ-3 (К.А. Разумова, 1965), а затем на Т-3
(С.В. Мирнов, 1966). Их первым результатом стал окончательный
вывод, что высокая электропроводность плазмы в «устойчивых»
режимах токамака - результат нагрева всей плазмы, а не ускоре-
ния малой группы электронов вдоль Вт. Измеренная электронная
температура позволила сравнить наблюдаемые тЕ с временем бо-
мовской диффузии Тб- Как было впервые объявлено
Л.А.Арцимовичем на 2-й конференции МАГАТЭ в Калеме
(1965), тЕ в токамаках оказалось в 3 раза выше бомовского, на-
блюдавшегося тогда повсеместно. Уже на следующей конферен-
ции МАГАТЭ в Новосибирске (1968) разница достигла 50
(Л.А. Арцимович и др. 1968). Гипотетический реактор-токамак
оказывался вполне реальных размеров (а « 2 м), примерно на
114
уровне предложений И.Е. Тамма и А.Д. Сахарова. В предположе-
нии же бомовских потерь он превращался в циклопическое со-
оружение 14 м).
Столь важный результат требовал тщательной проверки.
Там же в Новосибирске между руководителем Калемской лабо-
ратории (Англия) Р. Пизом и Л.А. Арцимовичем было достигнуто
окончательное соглашение о проведении совместного советско-
английского эксперимента по лазерному зондированию на Т-3 А.
Весною 1969 г. из Калема на Т-3 А прибыла группа эксперимен-
таторов во главе с Н. Пикоком вместе с экспериментальной аппа-
ратурой. К ним присоединились: сотрудник Калема, работавший
по обмену на Т-ЗА, Д. Робинсон и от советской стороны
В.В. Санников. Именно им, Д. Робинсону и В.В. Санникову, уда-
лось в июле 1969 г., перестроив английский лазер в режим гене-
рации «гигантского импульса», впервые прорваться через шумо-
вой фон плазмы и зарегистрировать сигнал рассеянного
лазерного излучения, что обеспечило успех эксперимента. Ре-
зультаты лазерных измерений, доложенные на совещании в Дуб-
не по замкнутым системам осенью 1969 г. почти совпали с диа-
магнитными. При этом Те менялась в пределах от 0,2 до 0,6 кэВ.
На Дубненском совещании были предъявлены убедительные
доказательства термоядерного происхождения DD-нейтронов, из-
меренных на Т-ЗА. Близость ионных температур, определенных по
анализу нейтралов перезарядки, по доплеровскому уширению
спектральных линий дейтерия в опытах с импульсными добавками
водорода (модификация методики BES-Beam Emission Spectros-
copy) и температуры ионов, вычисленной из нейтронного выхода в
предположении DD-реакции, позволяла сделать вывод, что это
нейтронное излучение не результат ускорения отдельных ионных
пучков, а следствие нагрева всей плазмы.
После Дубненского совещания 1969 г. за рубежом было на-
чато проектирование токамаков ST, ORMAK, TFR, ALCATOR. В
СССР уже велись работы по созданию токамака Т-10 (R =1,5 м,
а=0,35м, Вт=4,5 Тл).
Проектирование больших токамаков требует знания закона
подобия для тЕ. В условиях омического нагрева одновременные
измерения тока 1р, напряжения Vp, асимметрии полоидального
115
поля и диамагнетизма позволяют, в принципе, точно вычислить
тЕ. Такая программа, последовательно проведенная для Т-3, по-
зволила выяснить основные феноменологические закономерно-
сти поведения тЕ в «устойчивых» режимах токамака.
Во-первых, выяснилось, что тЕ растет в процессе разряда до
некоторого максимального значения тЕтах. Этот процесс удалось
уверенно связать с обострением профиля плотности тока j(r) и с
подавлением магнитных колебаний поля В] («колебания Мирно-
ва», С.В. Мирнов, 1968).
Во-вторых, тЕтах растет примерно пропорционально 1р до
некоторого значения Ipmax, при котором возникают колебания Bj и
срывы, то есть до границы «устойчивых» режимов. Граница ото-
двигается по мере роста Вт, но в «устойчивых» режимах тЕтах, не
зависит от Вт. Наконец, вместо падения тЕ с ростом пе, как ожи-
далось в классической модели парных столкновений, тЕ обнару-
жило рост с пе (~пе °’3"0’5), особенно заметный в области малых пе
(<1013 см‘3) (Е.П. Горбунов, С.В. Мирнов, В.С. Стрелков, 1968).
Эти результаты противоречили классическим представлениям об
удержании плазмы полем Вт и стали предметом драматических
обсуждений на Дубненском совещании.
Последовательный анализ показывал, что массив данных,
полученных на Т-3, наилучшим образом описывается выражени-
ем тЕ~ а*1р, где а* - малый радиус «горячей» зоны шнура внутри
которой протекает ток 1р. Этот закон подобия получил в литера-
туре название «ГМС-скейлинг» или «скейлинг Мирнова».
Заметим, однако, что первоначальное предложение
TE~a2Bi~aIp было сделано Л.А.Арцимовичем (1967) с целью свя-
зать результаты Т-3 и ТМ-3. А именно:
тЕ=7,6.10 '9 а* 1р(а* -см, 1р =в А, тЕ - в с, а*- 0,7-ь0.8а).
По сравнению с другими обсуждавшимися законами подо-
бия (например, тЕ~ пе Те3/2 - «скейлинг Кириллова») этот закон
выглядел чрезмерно консервативным и вызывал сомнение у оп-
тимистов.
Оглядываясь назад, однако, следует признать, что для Т-10
он в точности предсказал максимальный предел тЕ « 0,1с и, уже в
116
качестве парадокса, дал всего лишь двойное превышение (Зс) в
предсказании тЕтах для такого гиганта, как JET. Физическая при-
рода такого постоянства состоит, по-видимому, в том, что именно
ток 1Р определяет в токамаке реальную термоизоляцию, как это,
впрочем, констатируют все современные скейлинги.
Важную коррекцию в законы подобия внесли последующие
опыты В.С. Муховатова и В.Г. Мережкина на токамаках Т-6 и Т-
11 (1981). Эти установки с малым отношением R/a=70/22 (по
сравнению с 5з-7 на Т-3 и ТМ-2) обнаружили тЕ существенно ни-
же ожидаемого. Пришлось предположить, что тЕ зависит не от а,
а от большого радиуса R.
Физически это могло означать, что потери в торе не сим-
метричны, а имеют максимум на наружном обводе тора, где маг-
нитные силовые линии обладают неблагоприятной кривизной
(баллонные неустойчивости). Ранее указания на это были полу-
чены В.С. Муховазовым в опытах на Т-5 (1965), где высокая раз-
ность электрических потенциалов между верхом и низом шнура
заставила предположить существование значительного потока
плазмы наружу по R поперек поля Вт. Для количественного учета
подобных потерь в скейлинг для тЕ следовало внести фактор R
или даже R2’7 (скейлинг Мережкина-Муховатова). Позднее анало-
гичный эффект был обнаружен на АЛКАТОРе-С (неоалкаторный
скейлинг, тЕ ~ aR2).
В настоящий момент фактор R1"2 вошел во все действующие
скейлинги для тЕ.
Следующим по важности после энергетических скейлингов
становится вопрос о пределах «устойчивого» плазменного шнура в
токамаке. На Дубненском совещании были впервые представлены
результаты корреляционных измерений низкочастотных магнит-
ных колебаний Ье вблизи границы шнура (С.В. Мирнов,
И.Б. Семенов, 1969). Эти колебания - спутники светящихся
«змей», наблюдавшихся впервые на фоторазвертках шнура
Н.Д. Виноградовой и К.А. Разумовой (1965), оказались чутким по-
казателем поведения границы плазмы. Прежде всего был исследо-
ван предел ограничения по электронной плотности пСКр~(1РВт)1/2
(С.В. Мирнов, И.Б. Семенов, 1971). Как известно (Л.Л. Горелик и
др., 1972), этот предел сильно зависит от чистоты плазмы и обна-
117
руживается всегда, как только уровень ее интегрального излучения
превысит некоторую критическую величину (для Т-3 30з-40% от
мощности омического нагрева). Наблюдение магнитных колеба-
ний показало, что по мере приближения к пекр на границе плазмы
возникают вспышки низких мод (т =3,2) винтовых возмущений,
что могло свидетельствовать о сужении канала протекания тока и
о снижении запаса устойчивости q(a) на границе горячей зоны
шнура. Результатом этого процесса являлся срыв.
Практически то же самое происходило при повышении 1р и
приближении к пределу Ipmax. По мере повышения Ip~l/q(a) вспы-
хивала винтовая мода т=3 и за ней следовал срыв. Однако оказа-
лось, что путем некоторых активных действий (резкий подъем 1р,
напуск газа) удается подавить цуг колебаний т=3 и поднять 1р
выше Ipmax вплоть до развития ш=2. Следующим подъемом 1р
возможно прохождение и этого предела, но уже с большим тру-
дом. Таким образом, были обнаружены «окна устойчивости» в
токамаках, ограниченные критическими q(a)=3,2. В итоге, суще-
ствование «области устойчивости» (в координатах 1Р, пе или
l/q(a), пе) удалось объяснить единым механизмом-
возникновением на границе горячей зоны шнура низких
q(a*)=3,2, либо вследствие роста 1р, либо сужением канала его
протекания (а*) при пе—>пекр. После появления «критерия Мура-
ками» - пекр ~BT/R - диаграмма устойчивости в координатах 1/q,
пеК/Вт получила название «диаграмма Хюгела».
Развитие винтовых колебаний нашло естественное объясне-
ние в рамках теории винтовой устойчивости шнура токамака
(В.Д. Шафранов, 1970). Одним из следствий этой теории стал вы-
вод о стабилизирующей роли проводящего кожуха, приближенно-
го к границе плазмы. Такой токамак (Т-6, 1972, модернизация Т-
11, 1976) был построен и на нем была продемонстрирована устой-
чивая работа в условиях 2>q(a)> 1,2 (В.С. Муховатов и др., 1973).
Успешные эксперименты по замене проводящего кожуха
системой проводников, охваченных обратной связью, были впер-
вые осуществлены на специальном токамаке ТО-1 в 1971 г.
(Л.И. Артеменков и др.). В настоящее время практически все то-
камаки снабжены такими системами.
118
В 1971г. Л.А. Арцимович и В.Д. Шафранов предложили
существенно расширить возможности токамака, вытянув его маг-
нитную конфигурацию по вертикали («псрстепьковый токамак»).
С целью проверки этого предложения был выстроен специальный
токамак (Г-9, 1973) масштаба ТМ-2 (R=40 см, а =7 см), но с воз-
можностью растяжения шнура по вертикали в 4 раза. Соответст-
вующий эксперимент (А.В. Бортников и др. 1973) впервые про-
демонстрировал возможность вертикального растяжения в 2 раза.
Далее эта система без больших переделок была успешно развита
в малый токамак с двухнулевым дивертором (Т-12, 1978). Как
известно, именно такие конфигурации токамаков стали в настоя-
щее время общепринятыми.
В 1979 г. под научным руководством А.П. Попрядухина был
построен токамак с рейстреком и классическим «дивертором
Спитцера». Он продемонстрировал достаточно высокую эффек-
тивность. Наиболее значительные эксперименты, поставленные
на нем в последнее время: подавление колебаний т=2 путем по-
дачи электрических потенциалов между диверторными пласти-
нами (Н.В. Иванов и др. 1990).
Исследованиям поведения токамака в условиях предельно
низких плотностей (пе< 1012см'3) была посвящена многолетняя
работа К.А. Разумовой с сотрудниками на токамаке ТМ-3. Ими
фактически был исследован процесс ускорения и релаксации
электронных пучков в токамаке. При этом они обнаружили и
изучили характерную «веерную» неустойчивость, предсказанную
Б.Б. Кадомцевым и О.П. Погуце (1968), приводящую к «разворо-
ту» электронного пучка поперек поля Вт. Часть электронов, вы-
дрейфовывающих при этом на стенку камеры, способна вызвать
серьезные разрушения. Как показали исследования
К.А. Разумовой (1977), чтобы избежать этого не следует подни-
мать плотность тока в шнуре выше
j = 1,4.10 2 ( пе/1013) А/см2 (критерий Разумовой).
Именно этот критерий ограничивает область устойчивости
со стороны низких пе. Таким образом, была в основных чертах
завершена феноменологическая картина пределов устойчивости и
термоизоляции.
119
В 1971 г. за «получение и исследование высокотемператур-
ной термоядерной плазмы на установках токамак»
Л.А. Арцимовичу и его сотрудникам: В.Д. Шафранову,
В.С. Стрелкову, Д.П. Иванову, К.А. Разумовой, В.С. Муховатову,
Е.П. Горбунову, С.В. Мирнову, А.К. Спиридонову, А.М. Усу,
М.П. Петрову (ЛФТИ), Н.А. Моносзону (НИИЭФА) была прису-
ждена Государственная премия СССР.
Следующим этапом физической программы стало детальное
изучение коэффициентов переноса в токамаках (в основном, теп-
лопроводности) и исследование природы неустойчивости срыва.
Очевидно, что феноменологические закономерности требуют фи-
зической расшифровки, и явление будет понято до конца только
после создания адекватной математической модели. Прежде все-
го, ревизии требовала модель классического переноса из-за пар-
ных кулоновских столкновений. Парадоксально, но на протяже-
нии почти 15 лет основополагающие в этом направлении идеи
Г.И. Будкера (1951 г.) оказались не востребованы. Суть их однако
была проста. Траектории частиц, движущихся в токамаке вдоль
тора, представляют собой окружности, смещенные относительно
центра на величину qp.n (где рп - ларморовский радиус в поле Вт.).
Соответственно, столкновения должны смещать частицу поперек
Вт не на расстояние рл, как в цилиндре, а на qp.P То есть попереч-
ный перенос должен быть интенсивней, чем в цилиндре, по край-
ней мере в q2, раз (фактор названный позднее «фактором Пфир-
ша-Шлютера»). Реально это означало увеличение переноса в
10^-20 раз. Далее, Г.И. Будкером была обнаружена малая группа
частиц, вообще уходящая из тора. Учет этих потерь был значи-
тельно сложнее, необходимо было решать кинетическое уравне-
ние с искаженным максвелловским распределением. Через 15 лет
по инициативе Г.И. Будкера это сделали его ученики Р 3. Сагдеев
и А.А. Галеев. В результате возникла основа современной теории
неоклассического переноса в токамаках (1967 г.).
Исторически, поводом для этой активности стали результаты
измерений спектров нейтралов перезарядки на Т-3 (М.П. Петров,
1965). В.С. Муховатов, попытавшийся объяснить вертикальную
анизотропию этих нейтралов, обратился к работе Будкера 1953 г.
Далее в этот процесс оказались последовательно вовлечены:
120
Л.А. Арцимович, Б.Б Кадомцев и, наконец, сам Г.И. Будкер. Пред-
стояло сравнить полученные коэффициенты с реально действую-
щими в токамаках. Хотя до лазерных измерений не были точно
известны [радиепты температур и плотностей, первый вывод, ко-
торый можно было уверенно сделать, учитывая кулоновский ха-
рактер нагрева ионов в токамаках (Л.А. Арцимович и др. 1968) -
основной поток тепла из шнура идет по каналу электронной теп-
лопроводности. Это прямо противоречило неоклассике, где основ-
ной канал потерь ионный. С тех пор и по настоящий день пробле-
ма аномальных электронных потерь - центральная проблема
термоизоляции плазмы в токамаках. Аномально высокой оказалась
и диффузия плазмы, по-видимому, как следствие тех же процессов,
которые определили аномальный электронный перенос. Время
удержания частиц тр, впервые измеренное на установке ТМ-3
(Э.И. Кузнецов, 1968, Л.А. Арцимович и др. 1969), оказалось всего
лишь в несколько раз выше тЕ. Ионные потери, однако, обнаружи-
ли неоклассический или почти неоклассический характер
(Л.А. Арцимович, А.В. Глухов, М.П. Петров, 1970). Эта тенденция
также достаточно устойчиво сохраняется в современных токама-
ках. Увеличение ионного переноса по сравнению с неоклассикой в
3-ь5 раз рассматривается уже как серьезная аномалия. Максималь-
ная ионная температура, вычисленная в предположении неоклас-
сического переноса в режиме омического нагрева плазмы («фор-
мула Арцимовича»)
Tim„ = (5,9+0,5)10'“ (IHTR2_n А-|/2)1/3; (I [А], Нт [Э], R [см],
п[см3])
с высокой точностью описывает температуру ионов в токамаках с
омическим нагревом.
Попытки построения модели аномального электронного пе-
реноса были менее удачны. Они продолжаются по настоящий
день. Первый вариант был предложен Л.А. Арцимовичем. Соот-
ветствующее выражение для коэффициента электронной тепло-
проводности («пссвдоклассика Арцимовича», 1971) представляло
собой умноженное на 7 выражение для неоклассического коэф-
фициента с «реальной» частотой столкновений, вычисленной из
121
электропроводности плазмы. Это выражение имело относительно
узкую область применения, так как не учитывало улучшения
электронной термоизоляции с ростом пе. Более перспективными
оказались построения модели на основе параллельного переноса
тепла в слаборазрушенных магнитных полях (Б.Б. Кадомцев,
О.П. Погуце «магнитный флаттер», 1978). Одним из популярных
скейлингов для электронной теплопроводности впоследствии
стал уже упомянутый скейлинг «Мережкина-Муховатова»,
(1981), где коэффициент температуропроводности
Т1 /2 /	\ 7/4
— - I
neqRlRJ
Электронно-циклотронный нагрев плазмы с помощью гиро-
тронов на Т-10 позволил выйти далеко за рамки параметров
плазмы омического нагрева, подняв температуру электронов до
10 кэВ (В.В. Аликаев и др., 1988), сильно оторвав их от ионов, но
даже и это пока еще не привело к полному пониманию физики
электронного переноса.
В ходе этих опытов был однако обнаружен важный экспе-
риментальный факт - оказалось, что результирующий профиль
Те(г) почти не зависит от локализации электронно-циклотронного
нагрева внутри шнура, пока область локализации не сместится
наружу за q(r)=2. Это привело к идее самосогласованного или
«канонического» профиля Те(г) (Б.Б. Кадомцев, 1981, ранее
Б. Коппи,1980). Суть ее в том, что микронеустойчивости, сущест-
вующие в плазме так формируют профиль Те(г), чтобы миними-
зировать перенос. Отклонение от «канонического» профиля вы-
зывает нарастание неустойчивостей и увеличение переноса. Эта
идея активно развивается Ю.Н. Днестровским с сотрудниками.
Возможно, она приведет к успеху. Из других применений элек-
тронно-циклотронного нагрева на Т-10 следует отметить опыты
по увеличению пекр (1990 г.) и успешные эксперименты по гене-
рации токов увлечения (1991 г.).
Следующим по важности стал вопрос о переносе примесей
в токамаке. Известно, что в неоклассической модели примеси
должны иметь тенденцию втягиваться в центр шнура, что исклю-
122
чает возможность работы токамака как реактора. Процесс кон-
центрации примесей к оси шнура впервые наблюдался на Т-4
(В.А. Вершков, С.В. Мирнов, 1970). Впоследствии там же па Т-4
(1973) было показано, что развитие неустойчивостей препятству-
ет накоплению примесей. Эти исследования были продолжены
В.А. Вершковым на Т-10, где исследовались режимы как с нако-
плением примесей, так и с экранированием (А.А. Багдасаров и др.
1985). Практический вывод этих исследований - замена материа-
ла диафрагмы на графит вместо вольфрама и молибдена. Первый
успешный эксперимент в этом направлении был выполнен на Т-4
(А.В. Воробьев и др. 1977), его продолжением стало создание
полностью графитовой стенки токамака ТМГ (модернизация ТМ-
3, 1980) под руководством А.М. Стефаиовского. Дальнейшим
развитием этих работ стали опыты по боронизации стенок раз-
рядной камеры (Т-11М, Т-ЗМ, 1991). Это позволило снизить эф-
фективный заряд плазмы до 1-1,2. Природа срыва - традицион-
ный предмет физических исследований на токамаках с 1962 г.
после первых опытов на ТМ-2. Две идеи Б.Б. Кадомцева внесли
конструктивный вклад в эту деятельность. Во-первых, идея за-
хвата винтовых «вакуумных пузырей», с границы шнура в его
центр, т.е. процесс быстрого обмена центр-граница. Как было
показано Б.Б. Кадомцевым и О.П. Погуце (1973), такой процесс
энергетически выгоден, если шир мал, т.е. угол наклона силовых
линий везде по сечению шнура одинаков, a q(a) равно целочис-
ленному значению. Во-вторых, идея «перезамыкания» областей с
разным углом наклона магнитных силовых линий, с помощью
которой удалось объяснить развитие внутреннего срыва при
q(r) = 1 (Б.Б. Кадомцев, 1975).
Тщательные исследования магнитных возмущений границы в
срывах, выполненные на Т-11 (В.С. Власенков, В.М. Леонов,
В.Г. Мережкин, В.С. Муховатов, 1974), действительно обнаружили
развитие мощных винтовых возмущений в момент срыва, которые
можно было интерпретировать как захват пузырей. Но, с другой
стороны, такой захват пс мог происходить в условиях значитель-
ного шира, характерного для магнитной конфигурации токамака.
Противоречие устраняется, если учесть результаты многоканаль-
ных измерений мягкого рентгеновского излучения в момент срыва
123
из центра шнура (Т-4, С.В. Мирнов, И.Б. Семенов, 1976-1977).
Обнаружилось, что большой срыв наступает только после глубо-
чайшего разрушения («перемешивания») центра. Этот процесс,
очевидно, сопровождается уменьшением шира. Как правило,
большому срыву предшествует серия малых предсрывов. Каждый
из них представляет собой регулярную вспышку локальных винто-
вых возмущений вблизи целочисленных q у границы. Чаще всего
q =2. Однако при каждом таком предсрыве в центре отчетливо
заметна вспышка тороидального сателлита ш=1. Вероятнее всего,
именно он вдруг, в ходе одного из предсрывов, провоцирует внут-
ренний срыв при q(r) =1, который влечет за собой распад центра,
"перемешивание" и ликвидацию шира. Вслед за этим идет вторич-
ная мощная вспышка граничного винтового возмущения т=2 и
резкое охлаждение центра, которое может означать захват «ваку-
умного пузыря». Тем самым наблюдаемые факты складываются в
согласованную версию неустойчивости срыва. Заметим, что, как
было обнаружено недавно (1990 г.), практически по такой же схе-
ме развивается большой срыв в установке JET (1991 г.). Роль шира
центральных областей, как стабилизирующего фактора по отно-
шению к срыву, отражена в теоретических работах Л.Е. Захарова
(1980). Им было сформулировано необходимое условие устойчи-
вости токового распределения в токамаке по отношению к винто-
вым неустойчивостям (1981)
q(0)<q(a)-l.
Неоднократно предпринимались попытки стабилизации
срыва путем стабилизации винтовых возмущений, развивающих-
ся на периферии в предсрыве. На токамаке ТО-1 с помощью спе-
циальных винтовых обмоток и обратных связей удавалось ус-
пешно стабилизировать возмущения ш=2, п=1 (Л.И. Артеменков
и др. 1978), препятствуя тем самым развитию срыва.
На Т-10 путем локального нагрева электронов гиротронами
вблизи q(r)=2 (снаружи либо внутри резонансной магнитной по-
верхности) удавалось либо стабилизировать винтовые возмуще-
ния и, соответственно срыв, либо дестабилизировать
(В.В. Аликаев и др., 1986). Очевидно, что развитие этих методов
может иметь большое будущее.
124
Во второй половине семидесятых годов 20 века значитель-
ное место в программе советских токамаков заняли инженерные
исследования, в частности работы по технической сверхпроводи-
мости (совместно с НИИЭФА). В результате их в 1978 г. был соз-
дан первый сверхпроводящий токамак Т-7 с обмоткой из NbTi, на
котором удавалось устойчиво работать при поле Вт= 2,5 Тл. Раз-
витием этих работ стало создание в 1988 г. Т-15 - сверхпроводя-
щего токамака масштаба TFTR, с обмоткой из NbjSn. Вблизи
Москвы в Троицке был создан токамак с сильным полем (ТСП,
1987), рассчитанный на магнитное поле до 12,8 Тл. Достижение
термоядерных температур предполагается осуществить в нем,
применив адиабатическое сжатие плазмы. Отметим, что первые
опыты по адиабатическому сжатию плазмы, в которых наблю-
дался отрыв шнура от стенки, были проведены Д.П. Ивановым и
В.Д. Кирилловым на малом токамаке масштаба ТМ-2 в 1960 г.
125
ОГЛАВЛЕНИЕ
Введение..............................................3
Энергия и мы..........................................9
Ядерная энергетика...................................15
Энергия из воды....................................  19
Термоядерная электростанция..........................26
Требования к горячей зоне............................29
Инерционный синтез...................................30
Магнитное удержание..................................38
Токамак - лидер УТС..................................51
Токамак. Проблемы....................................53
Токамак. Предыстория.................................60
ИТЭР - путь к «зажиганию»............................69
ИТЭР. Превратности судьбы............................72
ИТЭР - «информационное Солнце».......................74
Возможные проблемы...................................81
Будущее. Токамак или стелларатор?....................90
ДЕМО (для пытливого читателя)........................94
Заключение. Предвидимое будущее......................99
Цитируемая литература:...............................103
Сайты мировых центров термоядерных исследований,
которые могли бы заинтересовать пытливого читателя:.103
ПРИЛОЖЕНИЕ 1 (физический минимум)....................104
ПРИЛОЖЕНИЕ 2. Развитие токамаков в ИАЭ
им. И.В. Курчатова в 1950-91 гг......................ПО
126
Мирнов С.В.
ЭНЕРГИЯ ИЗ ВОДЫ.
Популярно об управляемом термоядерном синтезе.
Рецензент д-р физ.-мат. наук, проф. Н.Г. Ковальский
Подписано в печать 05.02.2008 г.
Формат 60x84/16. Печ. л. 8.
Тираж 150 экз. Заказ 1493.
Издательство «Тровант»
ЛР 071961 от 01.09.1999 г.
Отпечатано с готового оригинал-макета
в типографии издательства «Тровант».
142191, г. Троицк Московской обл., м-н «В», д. 52.
Тел. (495) 334-09-67, (4967) 50-21-81
E-mail; trovant@Uk.ru, http;//www.trovant,ru/
127