Осторожно, горячо!
ОБЗОР / #9_2025
Текст: Алексей КОМОЛЬЦЕВ / Фото: РИА Новости, ИТЭР, Атоминфо.ру, НИИЭФА
В конце сентября в Сочи прошла 21‑я Всероссийская конференция по диагностике высокотемпературной плазмы. Эксперты обсудили инженерные вопросы: спектроскопию, лазерные, корпускулярные, микроволновые и субмиллиметровые методы диагностики. И, конечно, в центре внимания были ключевые термоядерные проекты — в первую очередь, токамак с реакторными технологиями (ТРТ). «НАЭ» записал самые интересные тезисы выступлений.
С богатой историей
Конференция лишь немногим младше работ по освоению управляемого термоядерного цикла. Первый токамак в СССР запустили в 1954‑м, рассекретили направление (доклад И. В. Курчатова и Л. А. Арцимовича в Харуэлле) в 1956‑м, а первая конференция по диагностике высокотемпературной плазмы прошла в 1960‑м в Ленинграде — организатором выступил директор Физтеха им. А. Ф. Иоффе академик Борис Константинов. До 2003 года конференции проходили примерно раз в пятилетку в разных городах: Харькове, Сухуми, Дубне, Алуште, Минске. С 2003 по 2019 год они проводились в Троицке и Звенигороде, организатором выступал троицкий институт «Росатома», а с 2019 года организацией конференций по диагностике в режиме биеннале занимается ЧУ «Проектный центр ИТЭР».
В этом году в конференции участвовали более 200 человек из более чем 20 организаций: «Росатома», Курчатовского института, РАН, МИФИ и других. Были и представители промышленности, производящей аппаратуру для проектов управляемого термоядерного синтеза: системы нагрева, диагностики и т. д. Уже во второй раз (дебют состоялся в 2023 году) была успешно использована созданная в "Росатоме" аппаратно-инфраструктурная платформа Fusion Space. С ее помощью можно проводить распределенные научные эксперименты и расчеты, давать участникам доступ к результатам измерений, а еще — организовывать конференции и семинары.
«Конференция давно переросла свое название — "Диагностика высокотемпературной плазмы" — и приобрела значение как площадка для всего термоядерного комьюнити России, наряду с Международной Звенигородской конференцией по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу», — отметил, приветствуя участников, директор направления научно-технических исследований и разработок «Росатома» Виктор Ильгисонис.
На секции о материалах первой стенки было сделано больше всего докладов — более 40. Поговорили о токамаке Т‑15МД Курчатовского института, диагностическом комплексе сферического токамака «Глобус-М2». Представители НИЯУ МИФИ рассказали об онлайн-платформе для дистанционного проведения лабораторных работ на установке «МИФИСТ». Обсудили ход экспериментов на компактном осесимметричном тороиде (КОТ) — новой экспериментальной установке, запущенной в Институте ядерной физики СО РАН несколько лет назад. Это открытая ловушка, на которой возможно осуществлять удержание плазмы при очень высоком относительном давлении.
Поговорили и о международном сотрудничестве. Драйвер по направлению термояда — конечно, ИТЭР: докладчики отмечали, что Россия выполняет все свои обязательства и поставляет всё необходимое оборудование. Но это не единственное направление: российские термоядерщики, например, активно работают с китайскими коллегами в рамках проекта экспериментального сверхпроводящего токамака с горящей плазмой BEST (Burning Plasma Experimental Superconducting Tokamak). Установка должна стать одной из самых мощных в мире, Китай планирует ее достроить в 2027 году. Многие участники конференции взаимодействуют с зарубежными партнерами, участвуют в международных воркшопах, которые проводит ИТЭР, посещают конференции по термоядерной тематике под эгидой МАГАТЭ (одна из них недавно прошла в Китае).
Кроме докладов по основной тематике, на секции прошли три круглых стола. Первый — о проблематике первой стенки в научной программе российского токамака с реакторными технологиями (ТРТ) и в других проектах управляемого термоядерного синтеза. Второй был посвящен цифровому будущему термоядерных исследований. Третий — интегрированному моделированию разрядов в токамаках и их взаимодействию с диагностическими данными.
«Конференция давно переросла свое название — "Диагностика высокотемпературной плазмы" — и приобрела значение как площадка для всего термоядерного комьюнити России, наряду с Международной Звенигородской конференцией по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу», — отметил, приветствуя участников, директор направления научно-технических исследований и разработок «Росатома» Виктор Ильгисонис.
На секции о материалах первой стенки было сделано больше всего докладов — более 40. Поговорили о токамаке Т‑15МД Курчатовского института, диагностическом комплексе сферического токамака «Глобус-М2». Представители НИЯУ МИФИ рассказали об онлайн-платформе для дистанционного проведения лабораторных работ на установке «МИФИСТ». Обсудили ход экспериментов на компактном осесимметричном тороиде (КОТ) — новой экспериментальной установке, запущенной в Институте ядерной физики СО РАН несколько лет назад. Это открытая ловушка, на которой возможно осуществлять удержание плазмы при очень высоком относительном давлении.
Поговорили и о международном сотрудничестве. Драйвер по направлению термояда — конечно, ИТЭР: докладчики отмечали, что Россия выполняет все свои обязательства и поставляет всё необходимое оборудование. Но это не единственное направление: российские термоядерщики, например, активно работают с китайскими коллегами в рамках проекта экспериментального сверхпроводящего токамака с горящей плазмой BEST (Burning Plasma Experimental Superconducting Tokamak). Установка должна стать одной из самых мощных в мире, Китай планирует ее достроить в 2027 году. Многие участники конференции взаимодействуют с зарубежными партнерами, участвуют в международных воркшопах, которые проводит ИТЭР, посещают конференции по термоядерной тематике под эгидой МАГАТЭ (одна из них недавно прошла в Китае).
Кроме докладов по основной тематике, на секции прошли три круглых стола. Первый — о проблематике первой стенки в научной программе российского токамака с реакторными технологиями (ТРТ) и в других проектах управляемого термоядерного синтеза. Второй был посвящен цифровому будущему термоядерных исследований. Третий — интегрированному моделированию разрядов в токамаках и их взаимодействию с диагностическими данными.
Сооружение экспериментального термоядерного реактора ИТЭР
Творчество в государственных рамках
Госзаказ наконец в полной мере пришел к термоядерщикам. В своем докладе В. Ильгисонис определил «государственные» рамки решаемых задач. Он рассказал о статусе федерального проекта «Технологии термоядерной энергетики», реализуемом в рамках нацпроекта технологического лидерства «Новые атомные и энергетические технологии» на 2025−2030 годы". В его составе — те же атомные направления, которые стартовали в рамках программы РТТН, в том числе термоядерные исследования: НИОКР по развитию технологий управляемого термоядерного синтеза, инновационных плазменных технологий. Работы охватывают «Росатом», Курчатовский институт, институты РАН, вузы. Проект предусматривает строительство (реконструкцию и техническое переоснащение) целого комплекса стендов и установок для разработки и внедрения базовых термоядерных и плазменных технологий.
Один из важнейших показателей национального проекта — привлечение новых кадров. По итогам осуществления всех пяти «атомных» федеральных проектов, входящих в нацпроект, в атомную отрасль к 2030 году должны трудоустроиться примерно 30 тыс. сотрудников. Пока в термоядерное направление пришло не больше полутора сотен человек. В. Ильгисонис подчеркнул, что кадровый вопрос нужно решать срочно: сформулировать прогноз потребностей и синхронизировать планы с вузами, оценив их возможности.
Финансирование проектов в значительной мере в руках исполнителей. Определены базовый лимит до 2030 года, а также лимит на дополнительные потребности, рассмотрение которых правительство проводит при формировании трехлетнего бюджета. Для того чтобы получить дополнительное финансирование, нужно показать «сверхрезультаты" — такова логика национального проекта технологического лидерства. Проект ТРТ получит усиленную финансовую поддержку, если команда разработчиков предъявит набор действительно инновационных технологий, дополняющих показатели ИТЭР и ускоренно строящегося китайского токамака, претендующего на мировое лидерство и заранее названного BEST. Более того, если показатели какого-либо из зарубежных проектов до 2030 года превысят ту высокую планку, которая ставится для ТРТ, эту планку нужно будет повысить. А значит, разработчики оборудования и будущие сотрудники проекта должны уже сегодня ориентироваться на сверхвысокую планку.
ТРТ построят в подмосковном Троицке, головной конструктор — НИИЭФА им. Д. В. Ефремова. В инновационном реакторе будет реализована возможность управления периферийными потоками плазмы за счет создания электрических полей в пристеночном слое. Это снизит воздействие потока частиц из плазмы на первую стенку и диверторные пластины, а значит, можно будет использовать расширенную номенклатуру материалов. Появится возможность возобновить цикл экспериментов с различными видами геометрии плазмы. Эти и другие технологии надо заложить в конструкцию.
Также В. Ильгисонис говорил о планах развития национального термоядерного направления на ближайшее будущее. Правила контроля за исполнением федеральных проектов предполагают большое количество промежуточных контрольных точек; по термояду в этом году их 66. Главные задачи для ТРТ — разработка технического проекта и проведение проектно-изыскательских работ, предшествующих сооружению, а также завершение строительства других объектов, начатых в рамках программы РТТН. Планируются реконструкция и техническое перевооружение стендовой базы НИИЭФА в интересах проекта ТРТ.
В зоне ответственности Курчатовского института — третья очередь модернизации Т‑15МД с выводом на рабочие режимы, сооружение стендов высокотемпературной сверхпроводимости для ТРТ, теоретические работы. Также запланировано продолжение работ по созданию плазменного ракетного двигателя и других плазменных технологий.
Зона оответственности институтов РАН и Минобрнауки —НИОКР по всем технологиям, включая системы дополнительного нагрева, управления и диагностики плазмы. Еще одно важное направление федерального проекта — разработка новой нормативной базы для термояда. Головной институт по этому направлению — ИБРАЭ РАН.
Госзаказ наконец в полной мере пришел к термоядерщикам. В своем докладе В. Ильгисонис определил «государственные» рамки решаемых задач. Он рассказал о статусе федерального проекта «Технологии термоядерной энергетики», реализуемом в рамках нацпроекта технологического лидерства «Новые атомные и энергетические технологии» на 2025−2030 годы". В его составе — те же атомные направления, которые стартовали в рамках программы РТТН, в том числе термоядерные исследования: НИОКР по развитию технологий управляемого термоядерного синтеза, инновационных плазменных технологий. Работы охватывают «Росатом», Курчатовский институт, институты РАН, вузы. Проект предусматривает строительство (реконструкцию и техническое переоснащение) целого комплекса стендов и установок для разработки и внедрения базовых термоядерных и плазменных технологий.
Один из важнейших показателей национального проекта — привлечение новых кадров. По итогам осуществления всех пяти «атомных» федеральных проектов, входящих в нацпроект, в атомную отрасль к 2030 году должны трудоустроиться примерно 30 тыс. сотрудников. Пока в термоядерное направление пришло не больше полутора сотен человек. В. Ильгисонис подчеркнул, что кадровый вопрос нужно решать срочно: сформулировать прогноз потребностей и синхронизировать планы с вузами, оценив их возможности.
Финансирование проектов в значительной мере в руках исполнителей. Определены базовый лимит до 2030 года, а также лимит на дополнительные потребности, рассмотрение которых правительство проводит при формировании трехлетнего бюджета. Для того чтобы получить дополнительное финансирование, нужно показать «сверхрезультаты" — такова логика национального проекта технологического лидерства. Проект ТРТ получит усиленную финансовую поддержку, если команда разработчиков предъявит набор действительно инновационных технологий, дополняющих показатели ИТЭР и ускоренно строящегося китайского токамака, претендующего на мировое лидерство и заранее названного BEST. Более того, если показатели какого-либо из зарубежных проектов до 2030 года превысят ту высокую планку, которая ставится для ТРТ, эту планку нужно будет повысить. А значит, разработчики оборудования и будущие сотрудники проекта должны уже сегодня ориентироваться на сверхвысокую планку.
ТРТ построят в подмосковном Троицке, головной конструктор — НИИЭФА им. Д. В. Ефремова. В инновационном реакторе будет реализована возможность управления периферийными потоками плазмы за счет создания электрических полей в пристеночном слое. Это снизит воздействие потока частиц из плазмы на первую стенку и диверторные пластины, а значит, можно будет использовать расширенную номенклатуру материалов. Появится возможность возобновить цикл экспериментов с различными видами геометрии плазмы. Эти и другие технологии надо заложить в конструкцию.
Также В. Ильгисонис говорил о планах развития национального термоядерного направления на ближайшее будущее. Правила контроля за исполнением федеральных проектов предполагают большое количество промежуточных контрольных точек; по термояду в этом году их 66. Главные задачи для ТРТ — разработка технического проекта и проведение проектно-изыскательских работ, предшествующих сооружению, а также завершение строительства других объектов, начатых в рамках программы РТТН. Планируются реконструкция и техническое перевооружение стендовой базы НИИЭФА в интересах проекта ТРТ.
В зоне ответственности Курчатовского института — третья очередь модернизации Т‑15МД с выводом на рабочие режимы, сооружение стендов высокотемпературной сверхпроводимости для ТРТ, теоретические работы. Также запланировано продолжение работ по созданию плазменного ракетного двигателя и других плазменных технологий.
Зона оответственности институтов РАН и Минобрнауки —НИОКР по всем технологиям, включая системы дополнительного нагрева, управления и диагностики плазмы. Еще одно важное направление федерального проекта — разработка новой нормативной базы для термояда. Головной институт по этому направлению — ИБРАЭ РАН.
В приоритете для отрасли
«Крайне важной темой становится выполнение исследований и разработок в управляемом термоядерном синтезе. Это не только научные, но и технологические, и производственные задачи. Напомню, что термояд — отдельный федеральный проект в рамках нашего атомного нацпроекта. Его центральная часть — разработка и сооружение токамака с реакторными технологиями, ТРТ.
Для разработки и строительства ТРТ необходима отраслевая мобилизация. Эта задача потребует максимального вовлечения научного блока, конструкторского дивизиона, строителей. Поэтому мы перезагружаем управление федеральным проектом по термоядерным исследованиям. Общее руководство я оставляю за собой. Функциональное и научное руководство закрепляем за Виктором Игоревичем Ильгисонисом.
Наша главная задача — максимально быстро перевести работы по термоядерному синтезу из стадии научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в четкое индустриальное измерение. Ближайшие конкуренты по термояду, Китай и США, уже начинают нас опережать и планируют в 2050‑е годы запуск опытно-промышленного термоядерного реактора. Поэтому мы обязаны подтвердить свое лидерство в термоядерных исследованиях, ведь это важнейшая часть технологического развития мира во второй половине века".
Для разработки и строительства ТРТ необходима отраслевая мобилизация. Эта задача потребует максимального вовлечения научного блока, конструкторского дивизиона, строителей. Поэтому мы перезагружаем управление федеральным проектом по термоядерным исследованиям. Общее руководство я оставляю за собой. Функциональное и научное руководство закрепляем за Виктором Игоревичем Ильгисонисом.
Наша главная задача — максимально быстро перевести работы по термоядерному синтезу из стадии научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в четкое индустриальное измерение. Ближайшие конкуренты по термояду, Китай и США, уже начинают нас опережать и планируют в 2050‑е годы запуск опытно-промышленного термоядерного реактора. Поэтому мы обязаны подтвердить свое лидерство в термоядерных исследованиях, ведь это важнейшая часть технологического развития мира во второй половине века".
Глава «Росатома» Алексей Лихачев, День информирования в "Росатоме", октябрь 2025 г.
От ИТЭР к ТРТ
Директор Проектного центра ИТЭР Анатолий Красильников напомнил, что основной вклад российских научных центров в технологическую часть ИТЭР — разработка и поставки сверхпроводников, полоидальной катушки PF‑1, электротехнического оборудования, верхних патрубков, дивертора, первой стенки и соединителей модулей бланкетов, гиротронов, установок для испытаний порт-плагов, диагностических систем.
Многое из перечисленного (сверхпроводники, PF‑1, верхние патрубки, гиротроны, часть электротехнического оборудования) уже поставлено, остальные системы находятся на стадии изготовления и испытаний прототипов в соответствии с графиком «базовой линии» проекта. Замена бериллиевой первой стенки ИТЭР на вольфрамовую потребовала разработки покрытых карбидом бора вольфрамовых элементов.
Вовлеченные в проект ИТЭР российские исследовательские центры и предприятия сегодня работают на высочайшем технологическом уровне, соблюдая требуемыех стандарты контроля качества, отметил А. Красильников. Аккумулированные знания, технологии и опыт формируют базу для создания ТРТ. А. Красильников напомнил основные особенности ТРТ: рекордно высокое магнитное поле и очень длинный (более 100 секунд) импульс. В этом инновационном реакторе предусмотрена возможность изучения поведения плазмы в квазистационарных режимах.
Важные задачи, которые предстоит решить в ходе осуществления проекта ТРТ:
Для того чтобы решить эти задачи, придется разработать новые технологии и материалы, а также освоить интегральные методы управления плазмой, подчеркнул А. Красильников.
От глобальных задач — к конкретным: глава Проектного центра ИТЭР перечислил оборудование, которое предстоит создать для ТРТ. Важнейшие элементы: электромагнитная система на высокотемпературных сверхпроводниках, которая обеспечит высокое магнитное поле в токамаке, и двухслойная вакуумная камера с охлаждением. Нужно будет определиться с материалом для первой стенки: бериллий, вольфрам с покрытием из карбида бора (как в ИТЭР) или литий? Другие важнейшие компоненты — системы дополнительного нагрева и генерации, элементы для тритиевого бридерного и гибридного модулей бланкета и, конечно же, совместимые с термоядерным реактором системы диагностики и управления плазмой.
Концептуальные проекты комплексов диагностики и управления плазмой ТРТ уже разработаны в 2021−2024 годах. Сейчас в работе 17 диагностических систем с пространственным и временны́м разрешением, позволяющим управлять установкой в режиме реального времени.
Комплекс управления плазмой обеспечит кинетическое и магнитное воздействие. Величины и профили характеристик основной плазмы и генерируемых токов будут управляться комбинированным применением инжекции быстрых нейтральных атомов с оптимизацией энергии пучков и волновых методов с выбором частот и схем нагрева. Напуск газа и инжекция пелет, топливных и примесных, будут применяться для оптимизации плазмы на периферии и в диверторе.
А. Красильников рассказал и о том, какие исследования планируются после ввода ТРТ в эксплуатацию. Начнут с комплексного тестирования и коротких разрядов — для испытаний магнитной и других систем. Затем перейдут к квазистационарной длительной плазме и наконец — к технологическим экспериментам для разработки термоядерных реакторов следующих поколений. Предполагается интенсивная кооперация с партнерами по ИТЭР, а также с национальными программами других стран, особенно с китайским BEST.
Директор Проектного центра ИТЭР Анатолий Красильников напомнил, что основной вклад российских научных центров в технологическую часть ИТЭР — разработка и поставки сверхпроводников, полоидальной катушки PF‑1, электротехнического оборудования, верхних патрубков, дивертора, первой стенки и соединителей модулей бланкетов, гиротронов, установок для испытаний порт-плагов, диагностических систем.
Многое из перечисленного (сверхпроводники, PF‑1, верхние патрубки, гиротроны, часть электротехнического оборудования) уже поставлено, остальные системы находятся на стадии изготовления и испытаний прототипов в соответствии с графиком «базовой линии» проекта. Замена бериллиевой первой стенки ИТЭР на вольфрамовую потребовала разработки покрытых карбидом бора вольфрамовых элементов.
Вовлеченные в проект ИТЭР российские исследовательские центры и предприятия сегодня работают на высочайшем технологическом уровне, соблюдая требуемыех стандарты контроля качества, отметил А. Красильников. Аккумулированные знания, технологии и опыт формируют базу для создания ТРТ. А. Красильников напомнил основные особенности ТРТ: рекордно высокое магнитное поле и очень длинный (более 100 секунд) импульс. В этом инновационном реакторе предусмотрена возможность изучения поведения плазмы в квазистационарных режимах.
Важные задачи, которые предстоит решить в ходе осуществления проекта ТРТ:
- создание стационарных профилей тока, температуры и плотности основной плазмы;
- создание оптимальных профилей параметров плазмы на ее периферии (для снижения воздействия плазмы на стенку);
- подавление опасных для оборудования неустойчивостей на границе плазмы;
- оптимизация работы дивертора;
- разработка системы подавления срывов;
- апробация технологии генерации квазистационарного неиндуктивного тока.
Для того чтобы решить эти задачи, придется разработать новые технологии и материалы, а также освоить интегральные методы управления плазмой, подчеркнул А. Красильников.
От глобальных задач — к конкретным: глава Проектного центра ИТЭР перечислил оборудование, которое предстоит создать для ТРТ. Важнейшие элементы: электромагнитная система на высокотемпературных сверхпроводниках, которая обеспечит высокое магнитное поле в токамаке, и двухслойная вакуумная камера с охлаждением. Нужно будет определиться с материалом для первой стенки: бериллий, вольфрам с покрытием из карбида бора (как в ИТЭР) или литий? Другие важнейшие компоненты — системы дополнительного нагрева и генерации, элементы для тритиевого бридерного и гибридного модулей бланкета и, конечно же, совместимые с термоядерным реактором системы диагностики и управления плазмой.
Концептуальные проекты комплексов диагностики и управления плазмой ТРТ уже разработаны в 2021−2024 годах. Сейчас в работе 17 диагностических систем с пространственным и временны́м разрешением, позволяющим управлять установкой в режиме реального времени.
Комплекс управления плазмой обеспечит кинетическое и магнитное воздействие. Величины и профили характеристик основной плазмы и генерируемых токов будут управляться комбинированным применением инжекции быстрых нейтральных атомов с оптимизацией энергии пучков и волновых методов с выбором частот и схем нагрева. Напуск газа и инжекция пелет, топливных и примесных, будут применяться для оптимизации плазмы на периферии и в диверторе.
А. Красильников рассказал и о том, какие исследования планируются после ввода ТРТ в эксплуатацию. Начнут с комплексного тестирования и коротких разрядов — для испытаний магнитной и других систем. Затем перейдут к квазистационарной длительной плазме и наконец — к технологическим экспериментам для разработки термоядерных реакторов следующих поколений. Предполагается интенсивная кооперация с партнерами по ИТЭР, а также с национальными программами других стран, особенно с китайским BEST.
А. Красильников, В. Ильгисонис и аспирантка МФТИ, сотрудница Проектного центра ИТЭР Г. Павлова на XXI Всероссийской конференции «Диагностика высокотемпературной плазмы», сентябрь 2025 г.
Бор и литий в диагностических целях
Доклад Галины Павловой (Проектный центр ИТЭР) был посвящен моделированию на токамаке ТРТ активной спектроскопической диагностики в условиях появления в плазме атомов бора и лития. Такая диагностика позволяет проводить локальные измерения параметров плазмы: ионной температуры, скорости тороидального и полоидального вращения, а также концентрации легких примесей. Эти параметры измеряются по доплеровскому уширению, доплеровскому смещению и интенсивности спектральных линий активной перезарядки, возникающих при перезарядке ядер примесей на атомах высокоэнергетического пучка, инжектируемого в плазму.
Эта технология широко применяется для измерения параметров плазмы на токамаках и стеллараторах и планируется к использованию на ТРТ. Для этого разработаны две системы наблюдения: горизонтальная и вертикальная. Для обеих проведена оценка работоспособности по результатам моделирования в коде SOS (Simulation Of Spectra) при использовании спектральных линий гелия, неона и ксенона, углерода. При появлении бора и лития в плазме ТРТ появится возможность проводить измерения этих элементов. Разработчики учитывают, что наблюдаемая спектральная линия активной перезарядки может искажаться из-за различных эффектов, что приводит к некорректному определению параметров плазмы. Влияние этих эффектов на результаты измерений было смоделировано в коде SOS. Результаты моделирования и оценки вносимых этими эффектами погрешностей были представлены в докладе.
Доклад Галины Павловой (Проектный центр ИТЭР) был посвящен моделированию на токамаке ТРТ активной спектроскопической диагностики в условиях появления в плазме атомов бора и лития. Такая диагностика позволяет проводить локальные измерения параметров плазмы: ионной температуры, скорости тороидального и полоидального вращения, а также концентрации легких примесей. Эти параметры измеряются по доплеровскому уширению, доплеровскому смещению и интенсивности спектральных линий активной перезарядки, возникающих при перезарядке ядер примесей на атомах высокоэнергетического пучка, инжектируемого в плазму.
Эта технология широко применяется для измерения параметров плазмы на токамаках и стеллараторах и планируется к использованию на ТРТ. Для этого разработаны две системы наблюдения: горизонтальная и вертикальная. Для обеих проведена оценка работоспособности по результатам моделирования в коде SOS (Simulation Of Spectra) при использовании спектральных линий гелия, неона и ксенона, углерода. При появлении бора и лития в плазме ТРТ появится возможность проводить измерения этих элементов. Разработчики учитывают, что наблюдаемая спектральная линия активной перезарядки может искажаться из-за различных эффектов, что приводит к некорректному определению параметров плазмы. Влияние этих эффектов на результаты измерений было смоделировано в коде SOS. Результаты моделирования и оценки вносимых этими эффектами погрешностей были представлены в докладе.
Образцы вольфрамовых матриц, полученных селективным лазерным плавлением — композитный материал для термоядерного реактора
КОП обеспечит порядок
Доклад Игоря Мазуля, главного научного сотрудника НИИ электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова (АО "НИИЭФА"), был посвящен компонентам, обращенным к плазме (КОП), в проекте ТРТ — первой стенке и дивертору. По его словам, проектирование этого токамака вступило в решающую фазу, в конце 2026 года планируется завершение технического проекта основных систем, включая полномасштабный вариант дивертора и первой стенки, рассчитанных на эксплуатацию в номинальном режиме установки с длительностью разряда более 100 секунд и мощностью энерговклада в плазму до 40 МВт. До завершения техпроекта и начала изготовления КОП будет принят ряд программных, технических и организационных решений.
Опыт создания практически всех крупных токамаков говорит о том, что номинальные режимы разрядов плазмы достигаются не сразу: переходный период может составить 5−10 лет. Поэтапное наращивание параметров установки обусловлено техническими рисками поспешного вывода устройств на высокие параметры, а также бюджетными ограничениями. Докладчик считает целесообразным для стартового этапа эксплуатации ТРТ наряду с базовым комплектом опережающими темпами разработать и изготовить стартовый комплект КОП.
И. Мазуль предложил вариант такого комплекта. В основе — дискретная мишень дивертора (16 секций вместо 52 базовых) и легкосъемная облицовка теплоаккумулирующего типа. Это позволит работать с продолжительными плазменными разрядами (20−100 секунд) с мощностью нагрева плазмы до 10 МВт. Достоинства такого подхода: низкая стоимость и сжатые сроки изготовления, безопасная отработка опасных плазменных режимов, возможность менять конфигурацию КОП. Существенно сокращаются усилия, необходимые для его реализации.
Важнейший вопрос — выбор материала (вольфрам или бериллий) для базового варианта первой стенки. Под влиянием изменений в проекте ИТЭР во многих проектах доминирующим становится использование вольфрама (плитки или покрытия). Его преимущества по сравнению с бериллием: более высокая эрозионная стойкость при переходных плазменных процессах и безопасность внутрикамерного обслуживания. Однако близость к плазме этого материала с высоким зарядовым числом (показателем Z) может помешать получить устойчивую плазму высоких параметров. В то же время уникальные свойства бериллия (рекордно низкий атомный номер среди твердых материалов, хорошие теплофизические свойства) позволят легче достичь необходимой «чистоты» плазмы от примесей и ее рекордных параметров, если удастся снизить интенсивность взаимодействия плазмы со стенкой в переходных режимах и долговременную сохранность стенки. Поэтому сейчас проводится всестороннее сравнение бериллия и вольфрама и сценариев их применения в ТРТ.
На первых этапах работы ТРТ разработчики рассматривают вариант теплоаккумулирующей облицовки на основе углеродсодержащих композиций. Их высокая термостойкость и отсутствие плавления (для графитов) позволяют оптимизировать геометрию КОП и безопасно отработать методы устранения/смягчения последствий тепловых процессов. Проводятся необходимые исследования и сравнение с облицовкой на основе вольфрама и других композиций.
Оцениваются возможности применения в ТРТ других, инструментальных методов подавления аномальных режимов. Обсуждаются варианты инновационных подходов к КОП и краевой плазме: литиевые устройства, качание сепаратриссы/мишени, дивертор с низким рециклингом и др. По мнению докладчика, необходима скорейшая фиксация исходных данных, связанных с параметрами радиационной обстановки внутри токамака на различных этапах его работы, для своевременной адаптации конструкции КОП к технологиям дистанционного обслуживания.
Доклад Игоря Мазуля, главного научного сотрудника НИИ электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова (АО "НИИЭФА"), был посвящен компонентам, обращенным к плазме (КОП), в проекте ТРТ — первой стенке и дивертору. По его словам, проектирование этого токамака вступило в решающую фазу, в конце 2026 года планируется завершение технического проекта основных систем, включая полномасштабный вариант дивертора и первой стенки, рассчитанных на эксплуатацию в номинальном режиме установки с длительностью разряда более 100 секунд и мощностью энерговклада в плазму до 40 МВт. До завершения техпроекта и начала изготовления КОП будет принят ряд программных, технических и организационных решений.
Опыт создания практически всех крупных токамаков говорит о том, что номинальные режимы разрядов плазмы достигаются не сразу: переходный период может составить 5−10 лет. Поэтапное наращивание параметров установки обусловлено техническими рисками поспешного вывода устройств на высокие параметры, а также бюджетными ограничениями. Докладчик считает целесообразным для стартового этапа эксплуатации ТРТ наряду с базовым комплектом опережающими темпами разработать и изготовить стартовый комплект КОП.
И. Мазуль предложил вариант такого комплекта. В основе — дискретная мишень дивертора (16 секций вместо 52 базовых) и легкосъемная облицовка теплоаккумулирующего типа. Это позволит работать с продолжительными плазменными разрядами (20−100 секунд) с мощностью нагрева плазмы до 10 МВт. Достоинства такого подхода: низкая стоимость и сжатые сроки изготовления, безопасная отработка опасных плазменных режимов, возможность менять конфигурацию КОП. Существенно сокращаются усилия, необходимые для его реализации.
Важнейший вопрос — выбор материала (вольфрам или бериллий) для базового варианта первой стенки. Под влиянием изменений в проекте ИТЭР во многих проектах доминирующим становится использование вольфрама (плитки или покрытия). Его преимущества по сравнению с бериллием: более высокая эрозионная стойкость при переходных плазменных процессах и безопасность внутрикамерного обслуживания. Однако близость к плазме этого материала с высоким зарядовым числом (показателем Z) может помешать получить устойчивую плазму высоких параметров. В то же время уникальные свойства бериллия (рекордно низкий атомный номер среди твердых материалов, хорошие теплофизические свойства) позволят легче достичь необходимой «чистоты» плазмы от примесей и ее рекордных параметров, если удастся снизить интенсивность взаимодействия плазмы со стенкой в переходных режимах и долговременную сохранность стенки. Поэтому сейчас проводится всестороннее сравнение бериллия и вольфрама и сценариев их применения в ТРТ.
На первых этапах работы ТРТ разработчики рассматривают вариант теплоаккумулирующей облицовки на основе углеродсодержащих композиций. Их высокая термостойкость и отсутствие плавления (для графитов) позволяют оптимизировать геометрию КОП и безопасно отработать методы устранения/смягчения последствий тепловых процессов. Проводятся необходимые исследования и сравнение с облицовкой на основе вольфрама и других композиций.
Оцениваются возможности применения в ТРТ других, инструментальных методов подавления аномальных режимов. Обсуждаются варианты инновационных подходов к КОП и краевой плазме: литиевые устройства, качание сепаратриссы/мишени, дивертор с низким рециклингом и др. По мнению докладчика, необходима скорейшая фиксация исходных данных, связанных с параметрами радиационной обстановки внутри токамака на различных этапах его работы, для своевременной адаптации конструкции КОП к технологиям дистанционного обслуживания.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ