ТЕРМОЯДЕРНЫЕ  ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ  —  ТОКАМАК.  КОНЦЕПЦИИ  И  ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ  ВОПРОС  РЕАЛИЗАЦИИ

Калимуллин  Алик  Талгатович

аспирант,  ассистент  кафедры  Электроснабжение  промышленных  предприятий,  Энергетического  факультета, 
Омского  Государственного  Технического  Университета, 
РФ,  г.  Омск

E-mail: 

Христич  Дмитрий  Евгеньевич

аспирант,  ассистент  кафедры  Электроснабжение  промышленных  предприятий,  Энергетического  факультета, 
Омского  Государственного  Технического  Университета, 
РФ,  г.  Омск

E-mail:  dima598@mail.ru

Лесков  Иван  Алексеевич

студент  4  курса,  Энергетического  факультета, 
Омского  Государственного  Технического  Университета, 
РФ,  г.  Омск

E-mail:  Leskov.ivan@mail.ru

Темников  Евгений  Александрович

студент  4  курса,  Энергетического  факультета, 
Омского  Государственного  Технического  Университета, 
РФ,  г.  Омск

E-mail: 

Троценко  Владислав  Михайлович

студент  4  курса,  Энергетического  факультета, 
Омского  Государственного  Технического  Университета, 
РФ,  г.  Омск

E-mail: 

" target="_blank">

Агафонов  Никита  Константинович

студент  4  курса,  Энергетического  факультета, 
Омского  Государственного  Технического  Университета, 
РФ,  г.  Омск

E-mail: 

FUSION  POWER  PLANTS  -  A  TOKAMAK.  CONCEPT  AND  TECHNOLOGICAL  IMPLEMENTATION  ISSUES

Alik  Kalimullin

post-graduate  student,  assistant  of  the  department  of  power  supply  for  industrial  enterprises,  Energy  Department, 
Omsk  State  Technical  University, 
Russia,  Omsk

Dmitry  Hristich

post-graduate  student,  assistant  of  the  department  of  power  supply  for  industrial  enterprises,  Energy  Department, 
Omsk  State  Technical  University, 
Russia,  Omsk

Ivan  Leskov

student  4th  year,  the  Energy  Department, 
Omsk  State  Technical  University, 
Russia,  Omsk

Evgeny  Temnikov

student  4th  year,  the  Energy  Department, 
Omsk  State  Technical  University, 
Russia,  Omsk

Vladislav  Trotsenko

student  4th  year,  the  Energy  Department, 
Omsk  State  Technical  University, 
Russia,  Omsk

Nikita  Agafonov

student  4th  year,  the  Energy  Department, 
Omsk  State  Technical  University, 
Russia,  Omsk

АННОТАЦИЯ

Термоядерное  топливо  является  одним  из  немногих  будущих  источников  питания  с  большим  потенциалом,  оно  экономически  приемлемо,  имеет  привлекательный  уровень  безопасности  и  экологических  характеристик.  Обзор  технологических  требований  для  термоядерных  электростанций  и  их  экономическая  безопасность,  а  также  экологические  особенности  рассмотрены  в  этой  статье.  Концептуальные  наброски  прогнозируют,  что  термоядерные  электростанции  будет  капиталоемкие.  Стоимость  электроэнергии  из  этих  электростанций  по  оценкам  будет  сопоставима  с  другими  источниками  энергии.  Кроме  того,  при  правильном  проектировании  и  при  использование  перспективных  материалов,  можно  будет  добиться  создания  электростанции,  которая  будет  намного  экологичнее  других. 

ABSTRACT

Fusion  fuel  is  one  of  the  few  food  sources  of  the  future  with  great  potential,  it  is  economically  acceptable,  it  has  an  attractive  level  of  safety  and  environmental  performance.  Review  of  technological  requirements  for  fusion  power  and  economic  security,  as  well  as  environmental  features  discussed  in  this  article.  Conceptual  sketches  predict  that  fusion  power  is  capital  intensive.  The  cost  of  electricity  from  these  power  plants  is  estimated  to  be  comparable  to  other  energy  sources.  Furthermore,  with  proper  design  and  use  of  advanced  materials,  we  can  achieve  a  power  which  is  much  greener  than  others.

Ключевые  слова:  Токамак;  плазма;  термоядерный  синтез;  тритий;  магнитное  поле;  неиндуктивный  ток.

Keywords:  Tokamak;  plasma;  nuclear  fusion;  tritium;  magnetic  field;  non-inductive  current.

Спрос  на  новые  источники  энергии,  был  прогнозируем  в  течение  многих  десятилетий  и  сокращающиеся  ископаемые  ресурсы  лишь  подталкивают  людей  к  созданию  новых,  более  мощных  и  экономически  дешевых  источников  энергии.  Между  тем,  экологические  проблемы  серьезно  ограничили  многие  из  ранее  жизнеспособных  электрических  источников.  Общественность  требует  все  более  жесткие  экологические  нормы  и  правила.  Сложность  хранения,  транспортировки  радиоактивных  отходов  лишь  малая  часть  проблем.  Многие  люди  испытывают  неприязнь  к  крупным  электростанциям  на  их  задних  дворах.  Кроме  того,  структура  производства  электроэнергии  и  передачи,  как  единственная  область  электрических  коммунальных  услуг,  быстро  меняется,  и,  как  следствие,  коммунальные  услуги  и  независимые  производители  электроэнергии  не  хотят  взять  на  себя  обязательство  долгосрочного  финансового  механизма  для  новой  технологии.  Таким  образом,  наша  энергия  будущего  омрачена  технологической,  экологической  и  политической  неопределенностью. 

Поиск  практического  применения  термоядерной  энергии  продолжается  во  всем  мире.  Основное  внимание  существующих  НИОКР  направлено  на  изучение  физики  плазмы  и  создания  инженерной  «базы»  для  горения  плазмы  [5].  Строительство  следующего  большого  экспериментального  аппарата  ИТЭР  (рисунок  1)  назначенного  на  конец  2020  года,  с  помощью  которого  можно  будет  исследовать  условия  возникновения  термоядерной  плазмы.  Задача  ИТЭР  заключается  в  демонстрации  возможности  коммерческого  использования  термоядерного  реактора  и  решении  физических  и  технологических  проблем,  которые  могут  встретиться  на  этом  пути  [4].  В  дополнение  к  оценке  того,  соответствует  ли  использование  плазмы  привлекательным  вариантом  для  использования  в  термоядерной  электростанции,  эти  исследования  обнаружили  потенциальные  проблемы  и  определили  критические  области,  которые  должны  получить  приоритет  в  программах  НИОКР. 

Рисунок  1.  3D-модель  строящегося  экспериментального  реактора  ИТЕР,  Франция

Существует  две  принципиальные  схемы  осуществления  управляемого  термоядерного  синтеза:

1.  Магнитный  термоядерный  синтез  (МТС),  при  котором  нагрев  и  удержание  плазмы  осуществляется  магнитным  полем.  Данный  вид  термоядерных  реакторов  очень  хорошо  разработан  и  изучен  [6].

2.  Инерционный  термоядерный  синтез  (ИТС).  В  таких  системах  управляемый  термоядерный  синтез  осуществляется  путем  кратковременного  нагрева  небольших  мишеней,  содержащий  дейтерий  и  тритий,  сверхмощными  лазерными  пучками  или  пучками  высокоэнергичный  частиц  (ионов,  электронов)  [8]. 

В  этой  статье  мы  рассмотрим  технологические  требования  и  изучим  экономическую  безопасность  и  экологические  особенности  термоядерных  электростанций. 

Электростанций  на  МТС.

Основная  проблема  термоядерного  синтеза  заключается  в  создании  устройства,  которое  будет  способно  поддерживать  невероятно  высокую  температуру,  требующуюся  для  протекания  процесса  (~  100·10⁶  С°)  [1].

Удержать  разогретую  до  таких  температур  плазму,  контролировать  этот  процесс,  а  также  основных  параметров  плазмы  в  течение  всего  срока  отжига  —  это  проблема  куда  более  сложная,  чем  запуск  цепной  реакции  деления  ядер  урана.

Подсказку  к  ее  решению  дало  Солнце.  Существует  такое  явление,  как  протуберанцы  —  струи  раскаленной  плазмы,  которые  вырываются  из  солнечной  короны  наружу  и  удерживаются  некоторое  время  магнитным  полем.  Почему  бы  не  создать  на  Земле  аппарат  по  подобным  характеристикам  —  в  котором  плазма  оказалась  бы  заключенной  в  магнитную  ловушку?  Так  появилась  идея  электростанции  на  МТС.  В  подобных  устройствах  используется  эффект  движения  заряженных  частиц,  из  которых  состоит  плазма,  вдоль  линий  магнитного  поля  —  по  спирали,  что  позволяет  избежать  контакта  высокотемпературной  плазмы  со  стенками  реактора  [1].

Рисунок  2.  Принцип  работы  магнитной  ловушки.  а)  движение  заряженных  частиц  в  отсутствии  магнитного  поля;  б)  движение  заряженных  частиц  вдоль  линий  магнитного  поля

Создание  плазмы  и  поддержание  ее  температуры.

Плазма  обычно  создается  за  счет  расщепления  газа  дейтерия,  который  заполняет  плазменные  камеры.  Поскольку  ток  плазмы  повышается  до  своего  максимального  значения,  плазма  нагревается  омически.  Однако,  поскольку  электрическое  сопротивление  плазмы  значительно  сокращается,  а  температура  плазмы  увеличивается,  дополнительный  нагрев  плазмы  необходимо  доводить  до  температуры  воспламенения  (~  10  кэВ)  [7].

Один  из  самых  распространенных  методов  дополнительного  нагрева  использует  интенсивный  нейтральный  луч  высокой  энергии  (нейтральный  пучок),  так  как  нейтральные  частицы  могут  двигаться  через  магнитное  поле  незатронутыми  и  проникать  в  плазму.  Частицы  луча  после  этого  ионизируются  и  поглощаются  плазмой,  как  результат  столкновения  с  плазмой  и  внесение  своей  энергии  в  ионы  и  электроны.  Среднее  расстояние,  которое  проходит  нейтральный  ион  в  плазме  пока  он  не  ионизируется,  непосредственно  зависит  от  его  энергии,  а  также  от  плотности  плазмы,  температуры  и  объема.  Для  термоядерной  плазмы,  энергия  луча  от  100  до  200  кэВ  является  необходимой  для  перпендикулярной  форсунки  (перпендикулярно  к  окружности  тороидальной  плазмы)  и  от  500  до  3000  кэВ  для  тангенциальной  форсунки  (в  направлении  потока  плазмы)  [7].  В  настоящее  время  в  экспериментах  по  термоядерному  синтезу  обычно  используют  нейтральные  форсунки  лучей  с  десятками  МВт  мощности  и  длительностью  импульса  в  несколько  секунд.

Другой  распространенный  способ  нагрева,  это  использование  радиоволн.  В  принципе,  энергия  электромагнитной  волны  может  быть  преобразована  в  кинетическую  энергию  плазменных  частиц  через  резонансное  взаимодействие  волны  и  частицы.  Поскольку  плазма  состоит  из  заряженных  частиц,  различные  виды  волн  существуют  в  намагниченной  плазме.  Все  системы  высокочастотного  нагрева,  по  существу,  аналогичны  радиопередатчику.  Они  включают  в  себя  генератор,  усилитель,  передающую  линию  и  систему  запуска  внутри  или  на  границе  плазмы  со  стенкой  камеры.  Пусковая  установка  должна  быть  защищена  от  повреждений  нейтронами  и  заряженными  частицами  из  плазмы.

Рисунок  3.  Способы  нагрева  плазмы

Магнетизм  в  токамаках.

Использование  токамака  является  самым  продвинутым  способом  магнитного  удержания.  Концепция  токамака  ARIES-IV  показана  на  рисунке  4.

Рисунок  4.  Концепция  токамака  ARIES-IV

Токамак,  по  форме  похожий  на  бублик,  удерживающий  магнитное  поле  —  это  результат  объединения  «тороидального  поля»  (длинный  путь  вокруг  «бублика»),  произведенный  катушками  за  пределами  плазмы,  и  «полоидального  поля»,  которые  получают,  протекающий  в  плазме  тороидальный  ток.  Такое  сочетание  приводит  к  образованию  магнитной  конфигурации,  которая  состоит  из  вложенных  друг  в  друга  поверхностей.  Все  линии  поля  завернуты  в  спирали  и  бесконечны  вокруг  одной  из  этих  вложенных  поверхностей.  Тепло  плазмы  и  частиц  хорошо  удерживаются  в  магнитной  конфигурации,  так  как  быстро  текут  вдоль  силовых  линий  магнитного  поля.  Затем  плазма  медленно  рассеивается  по  поверхности  потока. 

Глобальное  время  удержание  энергии  вводится  следующим  образом  [2]:

,  (1)

где  P  —  вкладываемая  мощность.  Аналогично  определяется  и  время  удержание  частиц.  Удержание  ограничено  процессами  диффузионного  и  конвективного  переноса.

Важной  мерой  эффективности  магнитного  удержания  плазмы  (β),  является  отношение  давления  плазмы  к  магнитному  давлению  с  внешней  стороны.  Чем  выше  значение  β,  тем  менее  габаритными  и  более  экономичными  могут  быть  внешние  магниты.  Было  проверено,  как  теоретически,  так  и  экспериментально,  что  эллиптические  или  D-образные  поперечные  сечения  плазмы  могут  привести  к  улучшению  плазмы  β  [7].  Плазменные  формирования,  однако,  требуют  дополнительные  катушки,  имеющие  все  тороидальные  токи,  стратегически  расположенные  вокруг  плазмы  (в  дополнение  к  катушкам  тороидального  поля).

Большинство  гибридных  концепций  магнитных  электростанций  используют  сверхпроводящие  магниты,  так  как  мощность,  потребляемая  нормально-проводящими  магнитами  будет  намного  больше.  Обычно  сверхпроводящие  катушки  расположены  за  щитом,  чтобы  свести  к  минимуму  ущерб  от  радиации  и  ядерного  нагревания.  По  сравнению  с  другими  сверхпроводящими  магнитами,  доступными  сегодня,  литые  магниты,  как  правило  больше  (несколько  метров  в  диаметре),  могут  иметь  не  только  круглое  поперечное  сечение  (например,  D-образные  катушки  тороидального  поля),  и  имеют  высокую  накопленную  магнитную  энергию  —  десятки  ГДж.  В  результате,  в  конструкции  этих  магнитов  преобладает  структура,  в  которой  встроена  катушка  для  поддержания  массивных  электромагнитных  сил.  Максимальный  пик  поля,  создаваемого  литым  магнитом  с  не  круглым  поперечным  сечением,  составляет  ~  9  Т  [7].  Следует  отметить,  что  напряженность  магнитного  поля  на  оси  плазмы  в  токамаке  значительно  ниже,  чем  пик  области  тороидального  поля  магнита  из-за  геометрических  эффектов. 

Неиндуктивный  ток  привода.

Для  стационарного  режима,  плазменный  ток  токамака  должен  быть  устойчивым.  Теоретические  исследования  показали,  что  в  достаточно  горячей  плазме,  радиальный  градиент  давления  и  динамика  потока  плазмы  на  поверхности  потока  объединяются,  чтобы  произвести  самостоятельно  управляемый  ток  или  нагрузку.  Основные  эксперименты  токамака  показали,  что  80%  тока  плазмы  приводится  от  нагрузочного  воздействия  [3].  Равновесие  плазмы  в  токамаке  до  сих  пор  не  найдено.  Разница  между  плазмой  и  нагрузочными  токами  должна  быть  по-прежнему  вызвана  какими-то  другими  средствами.

И  нейтральный  пучок  и  РЧ-волны  нагрева  могут  быть  использованы  для  приведения  в  действие  ток  плазмы.  Например,  можно  запустить  РЧ  волны,  так  чтобы  большая  часть  энергии  волн  ускоряла  электроны  параллельно  силовой  линии  и  генерировала  тороидальный  ток.  Эффективность  неиндуктивных  токов  привода,  однако,  является  низкой  и  наиболее  устойчивое  состояние  токамака  достигается  в  конструкции,  в  которой  увеличивают  ток  нагрузки,  сокращая  при  этом  необходимую  мощность  электропривода  до  приемлемого  уровня  (~100  МВт  мощность  электропривода  в  1000  МВт  мощности  станции).

Вырывание  частиц  и  воспроизводимая  ядерная  реакция.

Тепло  и  частицы  от  основной  плазмы  выбрасываются  наружу  в  краевой  плазме,  а  затем  быстро  текут  вдоль  силовых  линий  к  материалу  стен.  В  большинстве  современных  токамаках  плазма  формируется  напряжением  в  катушке.  Направление  потока  на  поверхности  токамака  внутри  сепаратриссы  сохраняется.  Однако  магнитные  линии  вне  сепаратриссы  направлены  от  межсекционных  переключающихся  положительно  заряженных  пластин.  Плазма,  пересекая  эти  пластины,  нейтрализуется  путём  процесса  рекомбинации.  Некоторые  из  нейтральных  атомов  ионизируются  и  направляются  обратно  к  пластине  и  перерабатываются  в  области  дивертора.  Часть  нейтральных  атомов  откачиваются  для  удаления  продуктов  синтеза  (α-частицы).  Очевидно,  что  очень  высокие  потоки  тепла  появляются  на  пересечении  сепаратриссы  с  пластиной  дивертора  [3].

Для  продолжения  ядерной  реакции,  плазму  необходимо  повторно  пополнить  D  и  Т  атомами.  Где  D  —  дейтон,  ядро  тяжелого  изотопа  водорода  (дейтерия)  с  одним  нейтроном  в  ядре,  а  T  —  тритон,  ядро  сверхтяжелого  трития,  с  одним  нейтроном.  В  большинстве  случаев,  заправка  выполняется  при  помощи  топливного  газа  на  краю  плазмы.  Этот  метод  заправки  недостаточно  эффективен  на  электростанции,  потому  что  большая  часть  топлива  не  достигает  ядра  плазмы.  Для  решения  проблемы  разработан  альтернативный  метод,  который  в  настоящее  время  используется  в  крупных  токамаках.  Суть  метода  заключается  в  использовании  высокоскоростных  гранул  замороженного  топлива.  Типичная  гранула  составляет  несколько  миллиметров  в  диаметре,  и  в  газовой  пушке  ускоряется  до  скорости  ~  2  км  /  с  под  высоким  давлением.

Основные  реакции,  ведущие  к  производству  трития:

⁶Li  +  n  →  Т  +  ⁴Он  (2)

⁷Li  +  n  →  Т  +  ⁴He  +  n  (3)

Первая  реакция  приводит  к  производству  энергии  (4,8  МэВ  в  реакции).  Вторая-потребляет  энергию  (2,87  МэВ),  но  это  приводит  к  образованию  второго  нейтрона,  который  может  впоследствии  реагировать  с  ⁶Li.  Естественные  распространенности  этих  изотопов  лития  являются  7,4  %  ⁶Li  и  92,6  %  ⁷Li  [7].

Следует  отметить,  что  в  DT  топливе  большинство  из  нейтронов,  полученных  из  DT  реакции  поглощаются  Li  в  зоне  воспроизводства  и  только  небольшая  часть  поглощается  в  конструкционных  материалах  или  охлаждающей  жидкости,  что  снижает  активность  компонентов.

Выбор  конструкционных  материалов  основан  на  их  способности  работать  при  высоких  температурах,  выдерживать  излучения  и  пропускать  минимальное  количество  радиоактивности,  вызванной  синтезом  нейтронов.  Устойчивость  к  радиационным  повреждениям  является  наиболее  важным  критерием,  поскольку  она  имеет  наибольшее  влияние  на  износ  конструкции  и  производительность.  В  1970-х,  основная  масса  исследований  по  конструкционным  материалам  была  сосредоточена  на  нержавеющей  стали  из-за  ее  широкого  применения  в  промышленности.  В  1980-х,  исследование  переключились  на  конструкционные  материалы  низкой  активации.  В  первую  очередь,  это  связано  с  экологией,  так  как  после  остановки  такого  производства,  его  отходы  не  потребуют  геологического  захоронения.  Основные  материалы  данной  категории  —  ферритные  стали  низкой  активации  (их  активация  снижается  путем  замены  некоторых  легирующих  элементов),  ванадиевые  сплавы.  Также  рассматриваются  керамические  композиты,  такие  как  карбид  кремния  —  SiC.

Материалы,  армированные  волокном  SiC  получили  значительное  развитие.  Кроме  того,  распад  остаточного  тепла  в  компоненте  из  материала  с  низким  коэффициентом  активации  значительно  ниже  чем  в  реакторе  деления,  что  показано  на  рисуноке  5  [7].  Керамические  композиционные  материалы  наиболее  интересны,  так  как  в  течении  дня  после  завершения  работы  уровень  наведенной  радиоактивности  в  них  на  шесть  порядков  ниже,  чем  в  металлических  структурах.

Рисунок  5.  Нормированные  запасы  радиоактивности  в  конструктивных  материалах  после  выключения  реактора

Из-за  радиационного  повреждения,  время  жизни  первой  стенки  и  покрытия  электростанции  DT  ограничено,  и  периодически  они  подлежат  замене  (приемлемым  считается  интервал:  раз  в  3—6  лет).  

К  вопросу  о  радиационной  безопасности  и  экологичности  подобных  электростанций.  Недавняя  авария,  произошедшая  на  АЭС  Фукусима-1  заставило  людей  и  ученых  переосмыслить  значения  безопасности  атомных  электростанций,  основанных  на  цепной  реакцией  деления  урана.  Хоть  и  термоядерный  синтез  дает  больше  энергии  по  сравнению  с  цепной  реакцией  деления,  но  не  произойдет  ли  подобная  авария  к  примеру,  на  ИТЕРе?  И  чем  же  лучше  и  безопаснее  термоядерный  синтез  (ТС)?  Приведем  ряд  фактов  в  пользу  ТС  [1]:

Во-первых,  плотность  плазмы  в  миллионы  раз  ниже  плотности  атмосферы,  вследствие  чего  рабочая  среда  реактора  никогда  не  будет  содержать  в  себе  энергию,  достаточную  для  развития  серьезной  аварии:  при  любой  неполадке  плазма  потухнет.  Также,  благодаря  этому  фактору,  становится  невозможным  термоядерный  взрыв.

Во-вторых,  в  процессе  работы  термоядерного  реактора  не  образуются  делящиеся  материалы,  из  которых  можно  изготовить  ядерное  оружие  (уран,  плутоний).

В-третьих,  не  происходит  образования  долгоживущих  радиоактивных  отходов.  Это  выгодно  отличает  термоядерный  реактор  от  обычного,  отходы  которого  нуждаются  в  контролируемом  хранении  в  течение  длительного  времени.  Некоторое  количество  радиоактивных  веществ  все  же  будет  образовывается  —  из-за  мощных  нейтронных  потоков,  которые  активируют  материалы  конструкций.  Но  их  можно  подобрать  таким  образом,  чтобы  образующиеся  радиоактивные  вещества  быстро  распадались.  Кроме  того,  переход  с  дейтерий-тритиевого  топлива  на  смесь  дейтерия  и  гелия-3,  при  слиянии  которых  не  выделяются  нейтроны,  позволит  снять  эту  проблему.

Заключение  и  выводы.

Термоядерное  топливо  по  сути  —  один  из  немногих  источников  энергии  будущего,  имеющий  большой  потенциал,  чтобы  достичь  и  экономической  выгоды  и  заманчивых  характерискик  безопасности  и  экологичности.  Кроме  того,  запас  топлива  неисчерпаем  и  легко  доступен.  В  будущем  может  стать  важным  звеном  в  энергобалансе,  что  позволит  избежать  отрицательного  влияния  на  окружающую  среду  и  политических  трудностей,  связанных  с  ископаемым  топливом.  Стоимость  электроэнергии  от  подобных  станций,  по  оценкам  может  быть  сопоставима  с  другими  источниками  энергии.  Кроме  того,  реализация  проекта  позволит  увеличить  безопасность  (по  отношению  к  последствиям  аварий,  удалению  отходов,  и  загрязнением  воздуха,  и  т.  д.)  за  счет  низкой  активации  материалов  и  ухода  за  конструкцией.

Однако,  все  эти  преимущества  слияния  не  будут  достигнуты  сами  собой,  необходим  значительный  вклад  науки  и  развитие  технология  для  их  реализации.

Список  литературы:

1. Акатов  А.  Будущее  ядерной  энергетики.  Термоядерные  реакторы  /  А.А.  Акатов,  Ю.С.  Коряковский  //  АНО  «Информационный  центр  атомной  отрасли».  —  2012.  —  С.  7—9. 
2. Сергеев  В.  Курс  лекций:  Физико-технические  основы  токамака-реактора  ИТЭР  /  В.Ю.  Сергеев  //  Физико-технический  факультет  СПбГПУ.  —  С.  3—4 
3. Abdou  M.A.,  Waganer  L.  Promethus  Designs  for  Laser-driven  and  Heavy-ION-Beam  Driven  Fusion  Reactors  /  Fusion  Technology,  1992  New  York:  Elsevier  Science  1653—1657.
4. ITER:  the  world's  largest  Tokamak  //  [Электронный  ресурс]  —  Режим  доступа.  —  URL:  http://www.iter.org/mach  (дата  обращения:  05.10.2015).
5. Meade  D.  The  Road  to  Sustainable  Fusion  Power.  1996.
6. Najmabadi  F.,  Conn  R.W.,  et  al.  The  ARIES-II  and  ARIES-IV  Second  Stability  Tokamak  Reactor  Studies-Final  Report  /  University  of  California  Los  Angeles  report  UCLA-PPG-1461;  also,  Najmabadi  F.,  Conn  R.W.,  et  al.  //  Plasma  Physics  and  Controlled  Nuclear  Fusion  Research  1992,  Vienna:  International  Atomic  Energy  Agency,  p.  259.
7. Najmabadi  F.  Fusion  power  plants  —  goals  and  technological  challenges  /  F.  Najmabadi  //  Dept.  of  Electrical  &  Computer  Eng.  And  Fusion  Energy  Research  Program,  University  of  California,  San  Diego.  —  1996.  —  С.  2220—2225
8. Seki  Y.  et  al.  Concept  Study  of  the  Steady-State  Tokamak  Reactor  (SSTR)  /  Japan  Atomic  Energy  Res.  Inst.  report  JAERI-M  91-081.