Рис.6

Герш Ицкович Будкер               Михаил Соломонович Иоффе    Борис Борисович Кадомцев

Рис.7

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

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

Рис.8. Так выглядит плазма внутри небольшого токамака START

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

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

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

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

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

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

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

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

Проект ИТЭР

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Кадараш - превосходный участок для реактора по различным причинам:

• участок удовлетворяет всем техническим требованиям, указанным международной командой.

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

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

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

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

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

Безопасен ли термоядерный реактор?

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

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

Рис. 12. Международный термоядерный экспериментальный реактор ITER

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

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

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

Остановимся на целях, поставленных перед создателями реактора ИТЭР:

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

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

• продемонстрировать существенные для реактора технологии;

• начать испытания материалов будущих энергетических реакторов.

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

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

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

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

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

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

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

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

2.     Стеллараторы

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

Женева 1958.

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

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

Рис.13. Первые Принстонские стеллараторы.

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

Рис.14. Схематическое изображение стелларатора.

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

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

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

Рис.15. Изменение величины магнитного

поля при движении вдоль силовой линии

в токамаке (а) и стеллараторе (б).

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

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

Таблица.1. Ранние Принстонские стеллараторы

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

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

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

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

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

Бомовская диффузия или нет?

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

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

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

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

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

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

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

Таблица 2. Ранние пост-Женевские стеллараторы.

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

Стеллараторы догоняют токамаки.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

*** WEGA и CLEO также функционировали как токамаки.

**** Proto Cleo сначала находился в Калхаме.

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

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

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

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

Рис.16. Плазма и катушки W7-X.

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

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

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

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

Таблица 4. Большие стеллараторы после 1988* г.

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

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

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

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

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

Рис.17. Внутренний вид японского стелларатора Large Helical Device

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

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

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