План: Физические предпосылки утс

Описание переносов в плазме, теплопроводность и диффузия. Около сорока лет назад была создана классическая (основанная на парных соударениях частиц) теория переноса в тороидальной плазме. Эта теория была названа «неоклассической». Однако, уже в конце 60-х годов эксперименты показали, что перенос энергии и частиц в плазме гораздо больше неоклассического (на 1 – 2 порядка величины). На этом основании обычный перенос в экспериментальной плазме называется «аномальным».

Было предпринято много попыток описать аномальный перенос через развитие турбулентных ячеек в плазме. Обычный путь, принятый в последнем десятилетии во многих лабораториях мира, заключается в следующем. Предполагается, что первичной причиной, определяющей аномальный перенос, являются неустойчивости дрейфового типа, связанные с градиентами температуры ионов и электронов или с присутствием запертых частиц в тороидальной геометрии плазмы. Результаты расчетов по таким кодам приводят к следующей картине. Если градиенты температуры превышают некоторое критическое значение, то развивающаяся неустойчивость приводит к турбулизации плазмы и резкому увеличению потоков энергии. Предполагается, что эти потоки растут пропорционально расстоянию (в некоторой метрике) между экспериментальными и критическими градиентами. На этом пути в последнее десятилетие построено несколько транспортных моделей для описания переноса энергии в плазме токамака. Однако, попытки провести сравнение расчетов по этим моделям с экспериментом не всегда приводят к успеху. Для описания экспериментов приходится предполагать, что в разных режимах разрядов и в разных пространственных точках сечения плазмы главную роль в переносе играют разные неустойчивости. В результате предсказание не всегда оказывается надежным.
Дело осложняется еще и тем, что за последние четверть века открыто много признаков «самоорганизации» плазмы. Пример такого эффекта приведен на Рис.6 а,б.
Здесь по горизонтали отложена температура ионной компоненты плазмы в млн. градусов, а по вертикали — величина произведения давления ионов  на время удержания энергии ( в единицах (атмосфера*сек)). Более светлым (оранжевым) цветом закрашена область, в которой параметр  ( см. раздел 4) изменяется от 1 до 10. В более темной области (красной) Q > 10. Именно здесь должен работать строящийся международный токамак ИТЭР. Из рисунка 7 видно, что за 40 лет температура ионов в токамаках увеличилась в 100 раз, а произведение  более, чем в 1000 раз. На этом же рисунке показаны достижения, полученные на установках других типов. Самый большой в мире стелларатор LHD ( Япония) отстает от токамаков JET и TFTR на один порядок по температуре и на 1.5 порядка по параметру  . Импульсные установки (IFE) , отмеченные звездочками, также еще далеки от желанной цели.
В ходе исследований на токамаках не было обнаружено принципиальных физических препятствий для дальнейшего увеличения параметров плазмы. Однако, особых подарков от природы тоже получено не было. Так оказалось, что термоядерный реактор не может быть маленьким, в то время, как маленькие атомные реакторы уже давно работают на ледоколах и подводных лодках. В результате, для продвижения к реактору, затраты на постройку токамаков каждого следующего поколения пришлось увеличивать почти на порядок.
Для количественной оценки расстояния до термоядерной электростанции сравним капитальные затраты на единицу мощности в ИТЭРе и на обычной атомной станции. Сейчас стоимость ИТЭРа оценивается в 10 млрд. долларов США, а его тепловая мощность по проекту равна  Отсюда следует, что капитальные затраты на 1 кВт тепловой мощности составляют 20 тысяч долларов. В атомной энергетике один блок с электрической мощностью 1 ГВт (тепловой мощностью 3 ГВт) сейчас стоит примерно 1.5 млрд. долларов, т.е 500 долларов за 1 кВт тепловой мощности. Отсюда следует, что удельные капитальные затраты в термоядерном реакторе ИТЭР в 40 раз больше, чем в атомном реакторе. Видно, что установка ИТЭР очень далека от коммерческого реактора. Для создания такого реактора требуется еще пройти большой (в основном технологический) путь.
Сейчас (в конце 2007 года) мировое научное сообщество представляет себе развитие УТС примерно следующим образом. ИТЭР заработает в 2016-2017 годах и основные его научные результаты будут получены к 2020-му году. Параллельно в 2010-2015 годах должно начаться проектирование международного реактора следующего (пятого) поколения. Для него принято условное название ДЕМО (ДЕМОнстрационный реактор) и даже согласовано, что он будет строиться в Японии. Окончания его строительства следует ожидать к 2025-2030-му году. Эта установка должна решать уже технологические задачи и вырабатывать решения для строительства коммерческого реактора. Если все пойдет нормальным путем, то появления первой промышленной термоядерной электростанции можно ожидать к 2050-му году, т.е. к столетию со дня начала работ по УТС.
А что же делается в России? В чем наши надежды?
За годы, прошедшие после перестройки, ситуация в науке вообще и в исследованиях по УТС, в частности, сильно ухудшилась. Уже больше 10-ти лет из-за недостатка финансирования не эксплуатируется установка Т-15. Состарился и уменьшился штат работающих сотрудников. Сегодня многие из наших ученых работают за рубежом.
Чтобы переломить ситуацию, коллектив Института Ядерного Синтеза РНЦ Курчатовский Институт внес в правительство предложение по Федеральной Целевой Программе «Развитие УТС». В ней предполагается расконсервация и модернизация установки Т-15., привлечение к работе по УТС молодых ученых, активизация нашей работы по проекту ИТЭР и подготовка сотрудников для работы на этой установке, участие России в проекте ДЕМО. В перспективе предполагается строительство термоядерной электростанции в России в середине века. Пока представленная Программа правительством России не утверждена.
Литература
1. И.Е. Тамм, А.Д. Сахаров, 1958. Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций. М. Изд-во АН СССР, 1958. т.1, с. 3-41.
2. Л.Г. Голубчиков, ИТЭР – решающий шаг, Москва, МИФИ, 2004.
3. Ю.Н. Днестровский, А.Ю. Днестровский, С.Е. Лысенко, Физика Плазмы, т. 31, 2005, с. 579.
4. Yu.N. Dnestrovskij, K.A. Razumova et al, Nucl. Fusion, V. 46, 2006, p.953.
5. Б.Б. Кадомцев, Физика Плазмы, т. 13, 1987, с. 771.
6. Yu.N. Dnestrovskij, J.W. Connor et al, Plasma Physics Contr. Fusion, v.49, 2007, p.1477.