2009, вып. 4 Хроника

ХРОНИКА

В апреле 2009 г. Государственная корпорация «Росатом» создала комиссию по выбору путей оптимального развития термоядерной энергетики России на основе токамаков. Руководителем комиссии был

назначен С.В. Мирнов.

В состав комиссии вошли представители РНЦ «Курчатовский институт», ТРИНИТИ, НИИЭФА,

ВНИИНМ, НИКИЭТ, ФТИ РАН, МИФИ, т.е. представители практически всех институтов, связанных с работами на токамаках.

Комиссия подтвердила, что создание так называемого «чистого» термоядерного реактора должно быть основной стратегической линией развития программы УТС в России. В то же время стало актуальным использование современных достижений физики и технологии УТС для решения задач атомной энергетики.

Комиссия пришла к заключению, что исследования физических процессов в токамаках и развитие токамаков как основы термоядерной энергетики и новейшие разработки должны обеспечить научную и технологическую поддержку как программы ИТЭР, так и гибридных систем.

Комиссия сочла необходимым:

— в ближайшие годы модернизировать и развить экспериментальную базу токамаков;

— выполнить комплекс работ по созданию стационарного источника нейтронов для решения задач атомной энергетики;

— институтам, вовлечнным в программу работ по УТС, обеспечить подготовку нового поколения физиков, инженеров и технического персонала как для выполнения национальных задач, так и для участия в проекте ИТЭР;

— РНЦ «Курчатовский институт» необходимо выполнять функцию руководителя и координатора работ по токамакам в стране.

На основе выводов комиссии Росатома руководство РНЦ «Курчатовский институт» приняло решение выделить работы по токамакам как базовому направлению программы УТС в РНЦ «Курчатовский институт» в отдельный институт с целью концентрации научных, технических и финансовых ресурсов в этом направлении. Кроме того, путм консолидации работ руководство РНЦ «Курчатовский институт»

намерено решить и социальные проблемы успешного выполнения работ по токамакам.

В этом состоит основная причина реорганизации Института ядерного синтеза и организации на его базе Института физики токамаков (ИФТ).

Перед ИФТ руководство программы УТС поставило следующие задачи:

— техническое перевооружение токамака Т-10 как базы научно-образовательного центра совместно с МИФИ по подготовке физиков для национальной программы УТС и для ИТЭР, а также для проведения на нм исследований по физике плазмы в поддержку ИТЭР и термоядерного источника нейтронов (ТИН);

— ввод в действие модернизированного токамака Т-15 как стенда по разработке и испытаниям систем поддержания стационарной работы ТИН и токамаков-реакторов;

— создание и ввод в действие квазистационарного диверторного токамака с длительностью более 30 с, полем на оси более 2 Тл и током 1 МА;

— разработка технического проекта и создание демонстрационного термоядерного источника нейтронов для наработки топлива и трансмутации высокоактивных продуктов отработанного ядерного топлива (ОЯТ);

— выполнение обязательств России по ИТЭР. Проведение расчетно-теоретических и экспериментальных исследований, испытаний, диагностических и технологических разработок в поддержку ИТЭР;

— поддержка деятельности РНЦ «Курчатовский институт» как национального Агентства ИТЭР;

— поддержка взаимно полезного международного сотрудничества с основными плазменными и термоядерными лабораториями мира.

Сформированная в соответствии с перечисленными задачами, структура института подразумевает ответственность руководителя каждого подразделения за объм и качество выполняемых работ по принятым институтом обязательствам. Процесс перехода на такой способ организации выполнения работ не прост, но необходим.

Хроника ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез Структура Института физики токамаков ИнженерноАдминистративно- ИНСТИТУТ ФИЗИКИ ТОКАМАКОВ производственные хозяйственный отдел Руководство института подразделения Отдел термоОтдел теории Отдел криогенных Отдел Т-10 ядерных реакто- Отдел Т-15 Отдел ИТЭР плазмы установок ров Лаборатория Расчетно- Лаборатория Лаборатория Лаборатория Отдел главного физики горячей плаз- теоретическая проектирования динамических симуляторов энергетикамы лаборатория и эксплуатации и транспортных плазменных механика систем Т-15 процессов процессов Лаборатория конЛаборатория исследо- Лаборатория Лаборатория Лаборатория Лаборатория структорских разваний транспортных реакторных проектирования теории диагностики работок процессов в плазме проблем и эксплуатации Т-10 излучения плазмы Служба ТБ и РБ Лаборатория Лаборатория разра- Лаборатория Лаборатория органи- Лаборатория ВЧдивертора и при- боток и эксплуата- теории турбузации и моделирова- и СВЧ-нагрева стеночной плаз- ции систем энерге- лентной ния эксперимента плазмы мы тики плазмы Лаборатория инфор- Лаборатория Лаборатория Лаборатория Служба поддержмационного управле- системных технологических взаимодействия ки сети ния систем исследований диагностик плазмы и средств связи с поверхностью Научно-образова- Лаборатория инжек тельный центр ционного нагрева В настоящее время представлены планы работ на 2010 год.

ОТДЕЛ Т- Удержание плазмы и примесей в режимах с мощностью СВЧ-нагрева до 4 МВт при низком коэффициенте рециклинга в Т-10.

Организация на базе Т-10 совместно с МИФИ Научно-образовательного центра.

Программа исследований на Т-10:

— изучение физики процессов в плазме с целью увеличения давления плазмы с использованием гиротронов суммарной мощностью до 5 МВт и длительностью до 0,5 с;

— получение режимов улучшенного удержания плазмы;

— управление неустойчивостями и профилями параметров плазмы в режиме реального времени;

— получение и исследование режимов с полным замещением омического тока при вводимой в токамак СВЧ-мощности до 5 МВт;

— получение данных по удержанию энергии и частиц плазмы в широком диапазоне соотношений электронной и ионной температур (Те/Тi 1—10);

— получение режимов с параметрами, характерными для плазменной мишени, требуемой для инжекции пучка быстрых атомов с целью получения двухкомпонентной плазмы в токамаке;

— получение данных о связи коэффициентов переноса с турбулентностью при мощном дополнительном СВЧ-нагреве плазмы в широком диапазоне изменений токов и концентрации;

— получение данных по взаимодействию плазмы с внутрикамерными элементами в энергонапряжнных режимах, включая режимы с развитием неустойчивости срыва;

— получение данных по динамике генерации ускоренных электронов в этих режимах, проверка методики «смягчения» воздействия плазмы на внутрикамерные элементы в результате развития срыва инжекцией рабочего газа и примесей;

— совершенствование техники инжекции в плазму газовых струй и макрочастиц;

— модернизация существующих и разработка новых диагностик;

— тестирование диагностик ИТЭР.

2009, вып. 4 Хроника Федеральная целевая программа «Ядерные технологии нового поколения» предусматривает технические перевооружения инженерных и технологических систем Т-15.

Модернизироваться должны система вакуумной откачки, электромагнитная система и разрядная камера, система электропитания, система криогенного обеспечения, система инжекционного нагрева, система СВЧ-нагрева плазмы, система автоматизации сбора данных, инженерные системы, диагностический комплекс.

Модернизация технологических и инженерных систем Т-15 позволит:

— повысить надежность эксплуатируемого оборудования, его бесперебойную работу;

— уменьшить количество сменного эксплуатационного персонала за счт автоматизации технологических систем;

— повысить холодопроизводительность криогенного комплекса до необходимого уровня при Т = 4,5 К;

— уменьшить тепловые потери в криогенных коммуникациях, доведя их до 0,1—0,2 Вт/м;

— сократить потери азота в азотной системе;

— повысить скорость вакуумной откачки камеры в рабочем режиме до 20 000 л/с.

Будут созданы системы ВЧ- и НГ-нагрева плазмы и разработаны стационарные инжекторы быстрых атомов.

Модернизация Т-15 — первый этап создания термоядерного источника нейтронов (в соответствии с решением Комиссии и секции НТС Росатома). Исследования на модернизированной экспериментальной термоядерной установке токамак Т-15 внесут вклад в экспериментальное обоснование технологических решений проектируемых термоядерных реакторов и отработку систем стационарного ТИН:

—системы поддержания стационарного тока плазмы;

— стационарного комплекса гиротронного нагрева электронов;

— стационарной инжекции быстрых атомов;

— стационарно функционирующей первой стенки и дивертора;

— стационарной системы циркуляции дейтерия-трития между плазмой и стенкой камеры.

Программа исследований на Т-15 ориентирована на изучение:

— поддержания стационарного состояния плазменного шнура с высокой мощностью дополнительного нагрева с помощью инжекции быстрых атомов или ВЧ-полей;

— контроля МГД-устойчивости плазмы в стационарном режиме;

— контроля профилей тока и давления в стационарном режиме;

— взаимодействия плазмы с различными материалами первой стенки, включая графит, вольфрам и литий;

— технологии высокоресурсной первой стенки.

ОТДЕЛ ТЕОРИИ ПЛАЗМЫ

Основные задачи:

— моделирование НЧ-турбулентности и результирующего аномального транспорта в центральной области плазмы токамака;

— развитие теории излучения применительно к плазме с сильным магнитным полем для задач диагностики параметров плазмы токамаков;

— исследование турбулентных и радиационных процессов на периферии токамака;

— исследование возможности сохранения осевой квазисимметрии токамака при наложении внешнего вращательного преобразования с использованием непрерывных винтовых обмоток;

— моделирование бесстолкновительной генерации бутстреп-тока в присутствии электрического поля и магнитных островов — прямое моделирование без упрощений дрейфовой и неоклассической теории;

— устойчивость вращающейся плазмы, в том числе геодезических и акустических мод и зональных течений;

— теоретические проблемы образования и поведения пылевого компонента и наноструктурных плнок в токамаках.

ОТДЕЛ ИТЭР

Исследования по физике плазмы по программе ИТЭР:

— физика удержания и транспортных процессов;

— устойчивость (МГД, сценарии работы катушек полоидального поля и систем управления);

—физика пристеночной плазмы;

— физика управляемого разряда (интегрированные сценарии, многопараметрическое управление плазмой, физика частиц высокой энергии и т.д.);

— способы нагрева и поддержания тока плазмы:

— интегрированное моделирование разрядов.

Создание системы плазменных симуляторов ИТЭР на основе параллельного развития модулей и интегрирующего ядра. Интегрирующее ядро — транспортный код (АSTRA + DINA). Модули:

— физические: равновесие, МГД-устойчивость, дополнительный нагрев-генерация тока, примеси, убегающие электроны, быстрые частицы;

— инженерные: инженерные системы ИТЭР, контролеры;

— диагностические: данные зондов, старт-эффект на диагностическом пучке, изучение интенсивности свечения линии H, нейтроны и т.д.

Для верификации кодов необходима экспериментальная проверка на действующих токамаках в широком диапазоне параметров и соответствующая их корректировка, поэтому эксперименты в поддержку создания симуляторов ИТЭР на всех имеющихся российских токамаках востребованы.

Создание диагностического комплекса ИТЭР. Россия должна поставить диагностическое оборудование в размере 13,9% от полной стоимости диагностики ИТЭР: головной исполнитель — РНЦ «Курчатовский институт» при участии ФТИ, ТРИНИТИ, НИИЭФА и др.

В настоящее время разрабатываются 9 систем диагностики параметров плазмы: спектроскопия водородных линий (РНЦ «Курчатовский институт»); рефлектометрия (РНЦ «Курчатовский институт»);

томсоновское рассеяние в диверторе (ФТИ); анализатор атомов перезарядки (ФТИ); вертикальная нейтронная камера (ТРИНИТИ); активная спектроскопия (ТРИНИТИ); лазерная флуоресценция (РНЦ «Курчатовский институт»); гамма-спектрометрия (ФТИ); монитор нейтронов в диверторе (ТРИНИТИ).

Создание гиротронного комплекса ИТЭР. В РНЦ «Курчатовский институт» разработан и создан высоковольтный источник, работающий в непрерывном режиме с выходной электрической мощностью 4 МВт.

Для проведения приемо-сдаточных испытаний штатных гиротронов ИТЭР в РНЦ «Курчатовский институт» создан новый стенд, в состав которого входят следующие системы:

— вакуумный зеркально-волноводный тракт для транспортировки СВЧ-энергии от гиротрона к нагрузке;

— автоматизированная система вакуумной откачки, включающая в себя систему контроля давления в тракте в режиме реального времени;

— система водяного охлаждения гиротрона, элементов СВЧ-тракта и СВЧ-нагрузки с расходом дистиллированной воды до 200 м3/ч;

— система защит гиротрона и элементов зеркально-волноводного тракта;

— система сбора данных о параметрах гиротрона.

Получена выходная СВЧ-мощность гиротрона в виде гауссового пучка Р = 600 кВт при длительности импульса 800 с. При выходной СВЧ-мощности 1 МВт длительность импульса = 160 с.

Программа обеспечения качества оборудования для ИТЭР. Программа обеспечения качества направлена на удовлетворение требований по качеству, предъявляемых к оборудованию и услугам, предоставляемым Российской Федерацией в рамках проекта ИТЭР.

Производственные и технологические процессы, которые влияют на качество предметов поставки:

— соответствие выполняемых операций требованиям, установленным в технологической документации и соответствующих программах и методиках;

— соответствие состояния внешних условий выполнения операций установленным требованиям, включая периодический контроль внешних условий;

— понимание особой роли и ответственности выполняемой работы;

— квалификация и сертификация персонала;

— требования заказчика (конкретно изложенные, а не ссылки на применяемые коды и стандарты);

— характеристики используемого оборудования, требования по поверке и калибровке этого оборудования;

— требования к содержанию и оформлению отчетных документов;

— наличие всех установленных согласующих и утверждающих подписей на используемых документах, правильность учта и внесения изменений в используемую документацию.

ОТДЕЛ ТЕРМОЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Основные задачи:

— проектирование термоядерного реактора для опытной термоядерной электростанции;

— разработка технического предложения на демонстрационный термоядерный источник нейтронов (ТИН);

— разработка концепции трансмутатора минорных актинидов на основе компактного токамака;

— пылевые технологии для термоядерного реактора;

— исследование тепловых и механических характеристик дивертора токамака Т-15 и развитие технологий создания и испытания внутрикамерных элементов и дивертора;

— исследования взаимодействия водорода с материалами термоядерного реактора (в рамках программы поддержки молодых учных).