Новые ITER-ации. О термоядерных рекордах на токамаках EAST и WEST

Как известно, историй всего четыре: осада, возвращение, поиск и самоубийство бога, и сколько бы времени нам не осталось, мы будем их пересказывать, в том или ином виде. Большинство сюжетов из области науки, пожалуй, строятся по принципу поиска. Но встречаются среди них и такие, которым впору именоваться осадой — как, например, проект управляемого термоядерного синтеза. Стены этого бастиона учёные штурмуют уже 70 лет. 12 февраля ученые из исследовательского центра CEA (Кадараш, Франция) сообщили, что в ходе эксперимента на токамаке WEST удалось поддерживать горение плазмы с электронной температурой около 5 кэВ (1 кэВ ≈ 11,6 млн К; температура солнечного ядра, для сравнения, около 15,7 млн К) в течение 1337 секунд. Это новый рекорд по длительности удержания плазмы в токамаке в режиме High-confinement. При этом предыдущий рекорд  — 6 кэВ в течение 1066 секунд — был установлен всего за три недели до этого, на китайском токамаке EAST. Такой всплеск рекордов быть может, неспроста?  С этим вопросом мы обратились к сотрудникам кафедры плазменной энергетики МФТИ. 

Рекорды говорят об активной работе ученых и о бурном развитии технологий в области управляемого термоядерного синтеза (УТС). Однако, чтобы понимать масштаб проблем, которые еще предстоит решить ученым для реализации УТС, нужно знать некоторые ключевые принципы, лежащие в основе этой технологии.

Сначала — база

Начнем с основы УТС — реакции синтеза. Масса ядра меньше суммы масс отдельных нуклонов (протонов и нейтронов), входящих в его состав. Это так называемый дефект массы. Зная дефект массы ядра, по формуле эквивалентности массы и энергии мы можем рассчитать энергию связи ядра.

Как это явление можно использовать для получения энергии? Выделим из всех ядерных реакций те, в которых дефект массы продуктов больше, чем дефект массы реагирующих ядер в пересчете на нуклон. Эта группа делится еще на две подгруппы: реакции деления тяжелых ядер и реакции слияния (синтеза) легких ядер. В обеих подгруппах разница дефектов масс продуктов и конечных ядер выделяется в виде энергии. Подход с делением успешно используется в ядерных реакторах уже около 70 лет. В то же время второй путь, управляемый термоядерный синтез, до сих пор полностью не освоен (с другой стороны, существуют термоядерные бомбы — это «неуправляемый» синтез). 

В пересчете на 1 нуклон термоядерная реакция дейтерий — тритий (DT) дает 3,5 МэВ энергии, а ядерная реакция деления U-235 — 0,82 МэВ. Получается, что, если мы возьмем одинаковую массу ядерного и термоядерного топлива и полностью сожжем его в реакторах, то от термоядерного реактора получим в 4 раза больше энергии, чем от ядерного. А химическое топливо дает еще меньше — в пересчете на нуклон энергия сжигания угля в 10 миллионов раз меньше энергии, которая выделяется в ядерных реакциях. Вот поэтому учёные уже больше 70-ти лет и стремятся освоить технологию УТС, поскольку это позволит обеспечить практически неограниченным источником энергии всё население Земли. Забавно, что на протяжении всей своей истории мы и так пользовались термоядерной энергией — энергией Солнца. Однако, как вы уже наверняка догадались, нельзя так просто взять и создать стабильно работающее «Солнце» на Земле, поскольку для этого требуется вывести вещество (топливо) в экстремальное состояние, которое на нашей планете не встретить. 

Для протекания реакции синтеза ядра атомов должны преодолеть силу электростатического отталкивания друг друга — кулоновский барьер. Для этого они должны обладать большой кинетической энергией. Средняя кинетическая энергия частиц вещества пропорциональна температуре, поэтому топливо надо сильно нагреть — до температур около 10-20 килоэлектровольт (кэВ). В таких условиях вещество переходит в состояние плазмы.

Здесь, пожалуй, стоит также сказать пару слов о топливе, которое предполагается использовать в термоядерных реакторах: смеси дейтерия и трития. Дейтерий — стабильный изотоп водорода, его доля около 0,01% от всей массы, так что он содержится в обычной воде. Энергия, которая выделится при термоядерном «сжигании» дейтерия, содержащегося в полуторалитровой бутылке воды эквивалентна энергии сжигания 360 литров бензина. В общем, с этим компонентом существенных проблем у нас нет — именно это часто подчеркивают, говоря о том, что УТС позволит нам производить энергию буквально из воды. 

С тритием, однако, всё сложнее: это нестабильный изотоп водорода с периодом полураспада в ~12 лет, который в естественных условиях встречается только в верхних слоях атмосферы. Там он образуется, когда высокоэнергетические космические лучи «вбивают» в ядра атмосферного водорода дополнительные нейтроны. На Земле его производят, бомбардируя нейтронами Li-6 в ядерных реакторах. Тритий не нашел широкого коммерческого применения — главными «потребителями» этого изотопа водорода сейчас являются страны-владельцы термоядерного оружия (поскольку тритий нестабилен, его запасы надо постоянно пополнять). Поэтому сейчас стоимость одного грамма трития очень велика. Но — спрос рождает предложение, и его рост в рыночных условиях может привести к снижению цен. Также тритий можно нарабатывать в самом термоядерном реакторе, используя упомянутую реакцию с Li-6. 

Топливо в реакторе (горячая плазма) в свободном состоянии долго не проживет. Из-за высокой тепловой скорости частиц и высокой теплопроводности она быстро отдаст свою энергию окружающей среде и остынет. Поэтому нам на Земле нужно каким-то образом создавать и поддерживать условия термоядерного горения плазмы. На Солнце и на других звёздах условия реакции поддерживаются за счет собственной гравитации: она и поддерживает высокую температуру и плотность плазмы в центре звезды, и удерживает плазму от разлета. Но на Земле мы не можем использовать гравитационное удержание, поэтому нам и нужны токамаки, стеллараторы и другие устройства. Они обеспечивают удержание и дополнительный нагрев плазмы во время термоядерного горения плазмы. 

До нашего времени «дожили» следующие методы реализации УТС: 

• инерциальный термоядерный синтез — очень быстро нагреваем и сжимаем топливо; 
• магнитное удержание — поддерживаем условия горения в течение длительного времени. 

Идея инерциального синтеза заключается в том, что топливо быстро и равномерно нагревают и сжимают со всех сторон. Плотность вещества мишени в результате сжатия может в 100-1000 раз превышать плотность твердых материалов при нормальных условиях. Пока сжатая плазма не успевает разлететься, за времена порядка 10 наносекунд, происходят реакции синтеза и выделяется энергия.

Одна из крупнейших установок инерциального синтеза построена в США и называется NIF (National Ignition Facility). Для нагрева и сжатия мишени на NIF используются 192 мощных лазера. В 2022 году на NIF удалось получить выход термоядерный энергии, превышающий переданную топливу энергию в 1,5 раза. Было вложено 2,05 МДж (в лазерном излучении), а выделилось — 3,15 МДж. Так впервые в истории удалось добиться положительного энерговыхода в ходе реакции синтеза. Однако КПД лазеров мал. На их питание было затрачено аж 322 МДж, поэтому коэффициент усиления мощности (Q) мал и составляет примерно 1%. 

Схемы магнитного удержания плазмы представлены открытыми магнитными ловушками, токамаками, стеллараторами, а также еще целым букетом менее популярных схем. Среди них выделяются токамаки — именно они считаются наиболее перспективным способом реализации УТС на сегодняшний день. Герои-рекордсмены EAST и WEST как раз являются токамаками. Обе установки принимают участие в работах над крупнейшим в области термояда проекте — ITER, о котором слышал, наверное, каждый. Название ITER расшифровывается как International Thermonuclear Experimental Reactor (то есть Международный экспериментальный термоядерный реактор). С другой стороны, аббревиатура ITER имеет очень поэтичное значение: с латыни iter переводится как «путь». Действительно, строящийся токамак должен открыть нам путь на создание полноценных термоядерных реакторов. Рассмотрим же, как от первых экспериментов с плазмой и первых токамаках, мы так близко подошли к созданию «искусственной звезды».

Путь на ITER

Всё начинается с взаимодействия плазмы с магнитным полем. На любую заряженную частицу, движущуюся в магнитном поле, действует сила Лоренца, направленная под прямым углом к ее скорости. Это приводит к тому, что частица начинает вращаться вокруг силовой линии, но не слишком отдаляясь (не дальше так называемого ларморовского радиуса), при этом свободно перемещаясь вдоль нее. Плазма состоит из смеси заряженных частиц, поэтому, поместив плазму в магнитное поле, мы ограничим ее движение в направлении перпендикулярном силовым линиям. По такому принципу устроены пинчи, открытые магнитные ловушки. Однако, частицы плазмы все еще могут убегать через торцы магнитного поля. Поэтому А.Д. Сахаров и И.Е. Тамм предложили замкнуть магнитное поле в тор. Далее было показано, что, если силовые линии поля завиты в спираль, намотанную на тор подобно полосам на рождественских леденцах, то дрейф частиц плазмы наружу (в направлении от оси вращения тора) компенсируется и образуется устойчивая конфигурация плазменного шнура. Идея «замкнуть и завить» магнинтое поле положила начало первым токамакам (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) и стеллараторам. 

Первые эксперименты 1950-х годов в СССР (на открытых ловушках, затем и на первых токамаках), в США (на открытых ловушках, стеллараторах), в Великобритании (на Z- и θ-пинчах) показали высокую нестабильность удержания, аномально быструю диффузию плазмы поперек поля, низкую температуру (до 100 эВ), быстрое охлаждение плазмы, обилие примесей. Это, конечно, привело к уменьшению интереса к УТС — некоторые ученые, глядя на результаты, и вовсе усомнились в самой возможности реализации управляемого синтеза. Однако, в 1968 году на токамаке Т-3 была впервые достигнута температура плазмы в 1 кэВ. В СССР сразу же приехали ученые из Великобритании и, используя свое измерительное оборудование, удостоверились в правильности измерений. После этого научное сообщество сильно приободрилось, а токамаки начали строить уже по всему миру. В США даже в срочном порядке начали перестраивать уже работающий стелларатор в токамак. Термоядерная программа в мире набирала обороты, а токамаки совершенствовались и претерпевали изменения (например, было изменено сечение: из круглого в D-образное).

В 1985 году Евгений Павлович Велихов предложил мировому сообществу создать проект международного термоядерного реактора ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), и мировое сообщество согласилось. Учёные СССР, США, Японии и Европейского Союза на основе накопленного опыта создали концептуальный проект термоядерного реактора, в 1990-х годах была проработана техническая часть проекта, а в 2007 году было начато строительство в ядерном центре Кадараш во Франции. Да, сроки не раз переносились, что было обусловлено, например, технологическими трудностями, трудностями с государственным регулированием, но, тем не менее, строительство медленно и верно продвигается. Сейчас окончание строительства самого большого токамака в истории запланировано на 2035 год.

Q

Одна из целей ITER — поддерживать разряд в течении 400 секунд при выделении 500 МВт термоядерной мощности и мощности нагрева 50 МВт. Таким образом, в этом режиме коэффициент усиления мощности будет составлять Q = 10. Рекордное на сегодня значение Q = 0,67 было получено в 1997 году на токамаке JET. При этом термоядерная мощность составила 16 МВт при затратах на нагрев плазмы 24 МВт.

Чем определяется число Q? Оно определяется соотношением между выходной тепловой мощностью реактора и мощностью нагрева плазмы от внешних источников. Чем больше энергии отдает плазма, тем больше энергии придется затратить на поддержание разряда, следовательно энергетический выхлоп реактора меньше.

Рассмотрим баланс энергии в реакторе подробнее. Мощность тепловыделения зависит скорости реакций, которая в свою очередь зависит от температуры – T и концентрации плазмы – n. Для оценки скорости тепловых потерь плазмы обычно используют величину τE – энергетическое время жизни плазмы. Это время показывает, насколько быстро температура топлива в реакторе упадет в e (в 2,71) раз после отключения внешнего нагрева. 

Чтобы термоядерная электростанция вышла на самоокупаемость, необходимо выполнения критерия Лоусона. Оценивая мощность потерь и тепловыделения, Лоусон получил, что при n∙τE ≥ f(T), энергии выделится больше, чем было затрачено на нагрев плазмы и поддержание работы электростанции. Здесь f(T) — функция температуры, которая зависит от констант выбранной реакции (энергии, скорости реакции, кпд преобразователей энергии и т.д.). Например, минимальное значение f(T) для реакции дейтерий-тритий (DT) достигается при температуре 10-20 кэВ и составляет: n∙τE ≥ 2∙10²⁰.

На этом всё, естественно, не закончится: дальше будет вестись поиск режима, в котором реакция горения будет самоподдерживаться за счет выделяемой термоядерной энергии.  Таким образом, в этом режиме не потребуется внешний нагрев, и, следовательно, будет достигнуто Q ≥ 10.

Проблема первой стенки

Так мы добрались до, собственно, сути нашей статьи. Давайте снова взглянем на победные реляции с Востока и Запада — ученые Китая и Франции научились удерживать достаточно плотную плазму в течении тысяч секунд. Это, безо всякой иронии, большое «ура!», но трудности реализации управляемого синтеза одним только временем, увы, не ограничиваются. 

Энергетическое время жизни плазмы сильно меньше, чем время удержания плазмы (разряда в токамаке). Например, в ITER предполагается энергетическое время жизни около 3-5 секунд при длительности разряда — 400 секунд.  Это связано с тем, что горячая плазма в токамаке крайне нестабильна и постоянно пытается убежать. Токамак — это сложная система с большим числом параметров. Ток через плазму, полоидальная и тороидальная компоненты магнитного поля, температура, плотность плазмы — и это лишь малая часть величин, которые влияют на режим горения разряда, на положение и устойчивость плазменного шнура в камере. При этом конфигурация плазменного шнура не остаётся статичной: даже малые флуктуации положения шнура и изменения магнитного поля могут вызвать развитие неустойчивостей, которые «разболтают» шнур и приведут к так называемому срыву. Срывы — это аварийные события в работе реактора, во время которых плазма быстро теряет устойчивость и выбрасывается на стенку, что приводит к резкому охлаждению плазмы и прерыванию разряда. Срыв для установки, естественно, бесследно не проходит: его сопровождают огромные механические и тепловые нагрузки на стенку камеры. Например, в ITER ожидаются силы порядка десятков МН и нагрев в десятки ГВт/м².

Результатом взаимодействия плазмы со стенкой может стать разрушение покрытий вакуумной камеры — как за счет плавления материала, течения и разбрызгивания расплава, так и за счет образования трещин и выброса кусочков вещества в вакуумную камеру. В результате толщина стенки уменьшается, а в плазму поступают тяжелые примеси. Накопление примесей во время работы реактора влияет на режим горения, так как испаренное вещество стенки (в случае ITER это вольфрам) интенсивно переизлучает энергию плазмы, что ведет к ее охлаждению. Кроме того, пыль от разрушенной стенки распространяется по камере, попадая в диагностические отверстия и загрязняя вакуумную камеру, что мешает обслуживать установку.

Решение может показаться простым: отдалить стенку от центра плазменного шнура, а лучше вообще убрать. Но в реальности просто избавиться от стенки нельзя, поскольку она наряду с магнитным полем играет существенную роль в удержании плазмы. Поскольку плазма является проводящей средой, ее перемещение приводит к изменению конфигурации магнитного поля в токамаке. В свою очередь это приводит к появлению токов индукции в защитных элементах вакуумной камеры. По правилу Ленца эти токи создают магнитное поле, которое «отталкивает» плазму к ее начальному положению. (Эти процессы исследуется, например, в работах ученых Курчатовского института.)

В настоящее время международное научное сообщество работает над реализацией проекта ITER, где на первый план вышли проблема первой стенки и проблема длительного магнитного удержания плазмы. Ведутся работы и в области диагностики высокотемпературной плазмы, материаловедения (например, создание нового поколения сверхпроводников), криогеники и в других смежных областях.

В России работы в рамках ITER проводятся на токамаках T-15МД (НИЦ «Курчатовский институт»), Глобус-М2 (ФТИ им. А.Ф. Иоффе) и Т-11М (АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ»). Исследования на T-15МД будут использованы для определения оптимальных параметров будущих термоядерных реакторов. На Глобус-М2 изучают работу систем дополнительного нагрева, а также прорабатывают концепцию компактного источника термоядерных нейтронов. На токамаке Т-11М обкатывают концепцию литиевой первой стенки. 

А на токамаках EAST и WEST развиваются методы смягчения последствий неустойчивостей плазмы и способы очистки плазмы от примесей. 

Токамак EAST

Токамак EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) был построен в 2006 году и стал первым токамаком, в котором использованы сверхпроводящие катушки полоидального и тороидального магнитных полей. Это позволило достичь магнитного поля в камере на уровне 3,5 Тл (планируется, что в ITER, магнитное поле на оси камеры будет достигать 5,3 Тл). Величина магнитного поля важна, поскольку определяет максимально допустимое давление плазмы. Давление плазмы пропорционально температуре и плотности, поэтому напрямую связано с выделяемой термоядерной мощностью.

На EAST разрабатывают методы компенсации неустойчивостей плазмы в реальном времени, а также смягчения последствий неустойчивостей, чтобы затем применить их на ITER. 

Основной режим работы EAST — такой же, как и планируется у токамака ITER, H-mode (H происходит от high confinement). Этот режим был открыт в 1982 году на токамаке ASDEX (Институт им. Гельмгольца, Германия). Тогда выяснилось, что при увеличении мощности нагрева плазмы выше определенного уровня, плазменный шнур переходит в новое, более стабильное состояние: «турбулентности» на границе шнура подавляются, и вблизи границы формируется транспортный барьер, который уменьшает тепловой поток на стенку. В H-режиме выше давление и температура плазмы, устойчивее плазменный шнур, ниже вероятность развития срывов тока, а также в этом режиме удается достичь большего времени удержания.

В то же время, в H-режиме периодически развиваются неустойчивости на границе плазменного шнура (ELM-события, edge localized modes). Они проявляются как периодические всплески («вспышки») теплового потока на поверхность первой стенки (поверхностей вакуумной камеры, обращенных непосредственно к плазме). Тепловая нагрузка на стенку во время ELM-событий значительно меньше, чем во время срывов шнура, однако случаются они чаще. Например, в ITER срывы тока должны будут происходить не чаще, чем 1 раз в 2000 пусков реактора, а вот частота ELM-событий оценивается в 1 герц.

Одна из недавних публикаций команды EAST как раз посвящена смягчению последствий ELM-событий за счет контроля градиента плотности периферийной плазмы. Это позволяет управлять магнитной конфигурацией и тем самым распределить тепловую нагрузку по поверхности стенки. На EAST также были проведены работы по совершенствованию системы электронно-циклотронного нагрева (ECRH), доработан дивертор (что позволило уменьшить его температуру на 160 К) и еще ряд узлов токамака. Собственно, февральский рекорд EAST — итог обкатки всего этого списка апгрейдов.

Токамак WEST

Токамак в Кадараше появился в 1988 году и с тех пор претерпел много изменений. В середине 2010-х его доработали в соответствии с идеями, которые были предложены в конструкции токамака ITER. Первую стенку и дивертор заменили на вольфрамовые, а к последнему также добавили систему активного охлаждения. Тогда же его и переименовали в WEST: W (от «вольфрама») Environment in Steady-state Tokamak. Сейчас здесь изучают режим горения разряда в камере, тонкости разрушения элементов первой стенки, подбирают режим работы дивертора и отрабатывают диагностику параметров пристеночной плазмы. 

Теперь давайте наконец-то разберёмся с дивертором. Этот элемент уже упоминался. В токамаках дивертор используется для удаления продуктов термоядерной реакции — так называемой «гелиевой золы» — и примесей из плазмы. Это также наиболее энергонапряженная область вакуумной камеры, именно на неё приходят наибольшие тепловые потоки. Соответственно, дивертор нужно охлаждать и следить за его температурой. 

Токамак WEST имеет полностью вольфрамовую первую стенку. Вообще, поиск режима работы реактора с вольфрамовой облицовкой это серьезный вызов, ведь одним из результатов взаимодействия плазмы со стенкой является накопление в плазме тяжелых примесей. Например, мощность тормозного излучения зависит от зарядового числа в квадрате, а рекомбинационного излучения — от четвертой степени зарядового числа! Поэтому накопление даже небольшого количества примеси в плазме ведет к кратному увеличению энергии потерь. Следовательно, если во время горения разряда не удалять примеси, то нужно увеличивать энергию нагрева, дабы компенсировать потери энергии. Дивертор как раз призван частично решить эту проблему: он позволяет удалять тяжелые примеси из плазмы. На WEST установлен ITER-like дивертор, поэтому исследования команды токамака-рекордсмена столь важны для ITER.

Для уменьшения тепловой нагрузки на первую стенку, а также для уменьшения интенсивности поступления вольфрамовой примеси в плазму на WEST также используется система защиты первой стенки. Система использует инфракрасную камеру для контроля температуры наиболее нагретых элементов облицовки вакуумной камеры. Для обработки изображения камеры используется нейросеть, которая позволяет с высокой точностью различать ИК волны, попадающие в камеру напрямую, от тех, которые отражаются от стенки. Это позволяет с высокой точностью восстанавливать распределение температуры по поверхности первой стенки токамака.

В случае, если температура какого-то элемента стенки превышает заданный предел, система уменьшает мощность нагрева плазмы. Это предотвращает дальнейший рост температуры элемента. В случае возникновения экстремально высокой тепловой нагрузки на стенку, в работу включается система, отвечающая за остановку разряда.

Фаза экспериментов с ITER-like дивертором позволила команде WEST подобрать рабочий режим токамака и добиться высокой устойчивости плазменного шнура. В 2024 году плазма продержалась в L-режиме (а это, собственно, режим удержания, которым использовался до открытия H-режима) в течение 100 секунд. Подбор режима работы позволил перейти на более высокую мощность нагрева и позволил достичь большей длительности разряда уже в H-режиме.

Ну и?

Тематика УТС развивается уже более 70-ти лет и даже является драйвером мирового научно-технического развития. Благодаря термоядерной программе был достигнут существенный прогресс в смежных отраслях: на токамаках был получен сверхвысокий вакуум (до 1 частицы на см³), для создания ITER было налажено производство низкотемпературных сверхпроводников, технологически сложных систем токамака (например, систем нагрева плазмы), были созданы уникальные диагностики для измерения параметров высокотемпературной плазмы. Строящийся ITER также будет оснащен криогенной установкой, которая станет самой большой в мире. 

О глобальных целях проекта ITER Анатолий Красильников, директор Частного учреждения ГК «Росатом» «Проектный центр ИТЭР» (и выпускник Физтеха, кафедры Плазменной энергетики, между прочим!) говорит следующее:

«Что мы должны получить? Мы должны получить 500 МВт термоядерной мощности в течение 500-1000 секунд. Для чего мы должны это получить? Для того, чтобы научиться с этой плазмой работать, удерживать ее длительное время. Иногда говорят: вы уже 70 лет занимаетесь термоядом, когда же наконец он будет? Это очень вызывающая задача: удержать эту плазму. У каждого атома — 6 степеней свободы. Плазма постоянно куда-то хочет вырваться, выплеснуться, выскочить из магнитной ловушки. И вот здесь идет соревнование человека с природой. Сможем мы? Хватит ли нам интеллекта? Сколько еще лет нам потребуется? Вот 20 лет нам нужно будет учиться с ITER работать, чтобы он был нами управляем. Следующая установка, которая во многих странах называется DEMO (от слова демонстрационный), должна продемонстрировать не только получение термоядерной энергии, но и ее преобразование в электрический ток. То есть DEMO будет уже подключена к сети. Партнеры примерно настроены и уже у всех оценка такая, что где-то в 2040 году они должны DEMO у себя создать».

В проекте ITER решается огромное число технологических сложных задач. Ключевыми на данный момент являются увеличение времени удержания и времени тепловой изоляции, а также проблема первой стенки. Результаты команды токамака JET показывают, что для достижения Q ~ 5-10 необходимо увеличить энергетическое время жизни плазмы по крайней мере в 5 раз. Немаловажно и научиться удерживать горячую плазму (10-20 кэВ) в течение длительного времени и управлять ей. 

Новые рекорды китайских и французских ученых демонстрируют, что наши технологии сделали еще один шаг вперед. Они показывают, что уже на существующих токамаках возможно добиться поразительных результатов по удержанию горячей плазмы за счет подбора режима работы и оптимизации систем токамака-реактора. Масштабирование результатов и применение освоенных технологий на ITER позволит нам еще на шаг приблизиться к созданию «искусственных звезд» на Земле.