Компактный токамак с аспектным отношением А=2 как объемный источник нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенд для материаловедческих исследований тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.08 ВАК РФ

На правах рукописи

ОБЫСОВ Николай Александрович

КОМПАКТНЫЙ ТОКАМАК С АСПЕКТНЫМ ОТНОШЕНИЕМ А=2 КАК ОБЪЕМНЫЙ ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ ДЛЯ ТРАНСМУТАЦИИ МИНОРНЫХ АКТИНИДОВ И СТЕНД ДЛЯ МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ (СИСТЕМНЫЙ АНАЛИЗ)

Специальность 01.04.08 - физика плазмы

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Москва — 2005

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации «Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований»

Научный руководитель:

доктор физико-математических наук, профессор Гладуш Геннадий Григорьевич

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук,

профессор Кутеев Борис Васильевич

доктор технических наук, профессор Хвесюк Владимир Иванович

Ведущая организация:

Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д.В. Ефремова

Защита состоится « 22 » июня 2005 г. в 14 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д 212.130.05 в конференц-зале (главный корпус) в Московском инженерно-физическом институте (государственном университете) по адресу: 115409, г. Москва, Каширское шоссе, д. 31, тел. 324-84-98

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МИФИ.

Автореферат разослан « » мая 2005 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

Евсеев И.В.

МЪЧ

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ДИССЕРТАЦИИ

Актуальность темы исследования. Современное состояние термоядерных исследований в мире, имеющих своей целью создание научно-технических и технологических основ термоядерной энергетики в обозримом будущем, все более определенно ставит перед термоядерным сообществом задачи, которые не возможно решить на действующих установках токамак, в том числе создании источника термоядерных нейтронов. Проект ИТЭР на пути создания основ термоядерной энергетики рассматривается как главный и необходимый шаг. Вместе с тем ИТЭР, призванный решить проблемы создания стационарной термоядерной плазмы и поддержания её горения, не решает вопросов выбора кандидатных материалов первой стенки, элементов конструкции и дивертора будущего термоядерного реактора [1]. В этом контексте источник термоядерных нейтронов для проведения материаловедческих исследований представляется абсолютно необходимым шагом, дополняющим проект ИТЭР [2]. В ходе шестисторонних межправительственных переговоров по подготовке соглашения о создании международной организации для совместной реализации проекта ИТЭР стороны пришли к согласию о «широком подходе», где наряду с сооружением собственно установки ИТЭР обсуждается также сооружение источника термоядерных нейтронов как специального материаловедческого стенда.

Ещё одной острой проблемой, привлекающей пристальное внимание общественности, является утилизация облученного ядерного топлива (ОЯТ) и захоронение ядерных отходов. Основная часть ОЯТ, извлекаемого из энергетических реакторов, отправляется на длительное хранение. На переработку идет лишь небольшая его доля. Это связано с перспективой использования переработанного ОЯТ в быстрых реакторах нового поколения, создание которых планируется осуществить к середине 21 века [3,4]. Однако в силу негативного отношения части экологов к ядерной энергетике, которое сильно влияет на общественное мнение, особенно в Европе, возможность планируемого интенсивного развития быстрых реакторов представляется достаточно проблематичной. В настоящее же время проблема утилизации облученного ядерного топлива является важнейшей для всего комплекса ядерной энергетики, что, в общем, определяет её перспективы. Одним из способов решения этой проблемы является трансмутация - перевод наиболее интенсивных и долгоживущих радиоактивных элементов в короткоживущие под действием интенсивного нейтронного облучения. К таким элементам прежде всего относятся минорные актиниды Агп, Ыр, Сш, время жизни которых более 10000 лет. Эти элементы, как и многие трансурановые элементы, делятся при воздействии на них потока термоядерных нейтронов. Поэтому возможность их трансмутации путем деления в бланкете термоядерного реактора,

служащего источником нейтронов, представляется перспективной и актуальной.

Таким образом, проблема создания компактного, относительно недорогого и надежно работающего источника термоядерных нейтронов как для проведения материаловедческих исследований, так и для трансмутации минорных актинидов весьма назрела. Известно, что стоимость термоядерной установки при прочих равных условиях пропорциональна объёму магнитного поля, а следовательно её размеру. Поэтому целесообразно провести анализ токамака - ОИН с малым аспектным отношением и естественной вытянутостью.

Интерес к токамакам с малым аспектным отношением возник после публикации статьи [5] о преимуществах систем с вытянутой конфигурацией плазменного шнура. В этих системах устойчивость плазмы существенно увеличивается с ростом вытянутости сечения плазменного шнура. Это позволяет, например, увеличить ток плазмы, не снижая устойчивости плазмы по отношению к винтовым возмущениям. С уменьшением аспектного отношения вытянутость растет естественно без специальных магнитных обмоток [6]. Практическое развитие направления токамаков с малым аспектным отношением получило после того, как были сформулированы их основные достоинства, такие как естественная вытянутость по вертикали сечения плазменного шнура, возможность достижения большей величины тороидальной бета 3f=P/(BT2/87t), потенциальное улучшение удержания плазмы и др. [6]. За последние несколько лет на ряде сферических токамаков эти предсказания в значительной мере нашли своё качественное экспериментальное подтверждение. На токамаке START величина рт достигала 40%, что в 8 -10 раз превышает Рт на обычных токамаках [7].

В определенном смысле развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в принципе должно было бы повторить длительную эволюцию традиционных токамаков. Но вследствие меньшей стоимости и значительного прогресса физики и техники токамаков, а также исследований по управляемому термоядерному синтезу в целом, эта эволюция может занять существенно меньшее время. Конечной целью должен быть ответ на вопрос о возможности создания компактного токамака-реактора низкоаспектной конфигурации в том числе и в качестве ОИН для материаловедения и трансмутации.

Цель работы. Целью диссертационной работы является проведение системного анализа концепции компактного токамака с А=2 как объёмного источника нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенда для материаловедческих исследований.

Научная новизна. Научная новизна работы заключается в том, что впервые проведен анализ объёмного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов и для материаловедческих

исследований на основе токамака с промежуточным аспектным отношением, проанализированы и сопоставлены базы экспериментальных данных, полученные как на классических, так и на сферических токамаках. Впервые сделана попытка оптимизации геометрической конфигурации и плазменных параметров ОИН исходя из задач термоядерного материаловедения и трансмутации.

Научная и практическая ценность. Результаты работы могут быть использованы для того, чтобы расширить сферу применения термоядерных установок, обеспечить широкий спектр исследований в области термоядерного материаловедения, обеспечивающий вместе с проектом ИТЭР полноту научных и технологических знаний, необходимых для сооружения первого демонстрационного термоядерного реактора.

Результаты работы могут быть использованы в определении оптимальных сценариев развития атомной энергетики и оптимальных сценариев развития ядерного топливного цикла, в решении проблем утилизации ОЯТ и экологического оздоровления.

Кроме того, в случае реализации, в нашей стране "будет создана термоядерная установка, которая займет вполне определенное место в мировой термоядерной программе и аналогов которой нет, а также будет решена задача привлечения молодых ученых и инженеров в исследования по управляемому термоядерному синтезу и подготовки специалистов для будущей работы на ИТЭР.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Результаты анализа развития концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.

2. Выбор аспектного отношения и плазмофизических параметров токамака для исследований по термоядерному материаловедению.

3. Результаты анализа пограничной плазмы (СОЛ) и расчетов потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины в токамаке КТМ.

4. Методы управления потоками плазмы в диверторную область токамака КТМ.

5. Концепция и базовые положения объёмного нейтронного источника на базе токамака (ОИН) для трансмутации минорных актинидов.

6. Выбор методов дополнительного нагрева, стационарного поддержания тока и сценариев работы ОИН для трансмутации минорных актинидов.

7. Результаты анализа концепции бланкета ОИН для трансмутации минорных актинидов.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, двусторонних и многосторонних рабочих встречах, заседаниях технических комитетов МАГАТЭ: 18 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Италия, Сорренто, 2000), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации (США, Сан-Диего, 2001), ТК МАГАТЭ по сферическим торам (Бразилия, Сан Пауло, 2001), 19

5

Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Франция, Лион, 2002), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации (Россия, Москва, МНТЦ, 2002), 30 Конференция Европейского физического общества по управляемому термоядерному синтезу и физике плазмы (Россия, Санкт-Петербург, 2003) Международный семинар по трансмутации (Россия, Троицк, 2004), 20 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Португалия, Виламора, 2004).

Результаты диссертации изложены в 5 докладах на российских и международных конференциях, 2 статьях и 2 сборниках трудов.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Объём диссертации составляет 130 страниц, содержит 31 рисунок и 12 таблиц. Список цитируемой литературы включает 136 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В Главе I обосновывается актуальность и практическая ценность работы, формулируется цель работы.

Представлен обзор различных концепций нейтронных источников для утилизации облученного ядерного топлива и радиационного материаловедения, среди которых:

• реакторы на быстрых нейтронах и вовлечение минорных актинидов в ядерный топливный цикл быстрых реакторов;

• источник быстрых нейтронов высокой интенсивности с энергетическим спектром близким к источнику (1-1 нейтронов на базе мощных ускорителей дейтонов, пучки которых взаимодействуют с литиевой мишенью;

• подкритический реактор с мощным ускорительным источником нейтронов в качестве драйвера, предназначенного как для целей энергетики, так и для трансмутации;

• токамак, как высокоинтенсивный источник нейтронов, предназначенный для бридинга ядерного топлива, для испытания нейтронной стойкости материалов термоядерных энергетических реакторов и для утилизации долгоживущих отходов реакторов деления;

• источник термоядерных нейтронов на базе газодинамической ловушки для испытаний материалов будущих термоядерных реакторов, а также для трансмутации и в качестве драйвера подкритических реакторов;

Проведен также обзор проблем при разработке и выборе материалов первой стенки и приемных пластин дивертора будущих термоядерных реакторов. Проанализированы базовые критерии выбора материалов теплоносителя, силовой структуры и облицовки первой стенки термоядерных реакторов.

К настоящему времени создание первой стенки, выполняющей возложенные на нее задачи, превратилась в важную научно-техническую проблему, определяющую перспективы будущих термоядерных реакторов (ТЯР). При проектировании ТЯР к обычной проблеме первой стенки добавляется проблема радиационной стойкости, как первой стенки, так и других конструктивных элементов установки: катушки, изоляция и т.д.

Таким образом:

• При сравнении различных вариантов нейтронных источников можно сделать вывод, что интенсивные источники термоядерных нейтронов практически не имеют альтернативы для трансмутации MA и термоядерного радиационного материаловедения.

• ОИН на основе токамаков с промежуточным аспектным отношением соединят в себе преимущества как сферических токамаков, так и классических.

• Развитие работ в этом направлении целесообразно и актуально, и поэтому они ведутся во многих лабораториях мира.

• В проблеме первой стенки' главная трудность состоит в разработке материала облицовки, обладающего достаточным эрозионным ресурсом и совместимого с горячей плазмой.

• Все новые материалы нуждаются в длительных испытаниях в условиях близких к условиям ТЯР.

• Для этих целей целесообразно создать специальный материаловедческий стенд на основе токамака с параметрами в диверторной зоне, близкими к условиям первой стенки ТЯР.

В Главе II представлен обзор развития концепции токамаков с малым аспектным отношением в России.

В параграфе 2.1 проанализированы преимущества и проблемы токамаков с малым аспектным отношением. В этих системах такой важный параметр токамака, как коэффициент запаса устойчивости q существенно увеличивается с ростом вытянутости сечения плазмы k: q ~ к2. Это позволяет, например, увеличить ток плазмы, не снижая устойчивости плазмы по отношению к винтовым возмущениям. С уменьшением аспектного отношения вытянутость растет естественно без специальных магнитных обмоток [6]. Это стимулировало подъем теоретических и экспериментальных исследований токамаков с малым А. Были спроектированы и сооружены ряд сферических токамаков Глобус-М (Россия), MAST (Великобритания), PEGASUS, NSTX (США), ETE (Бразилия), TST (Япония). Основной целью экспериментов на этих установках является углубление понимания физических процессов удержания и нагрева плазмы в компактных тороидальных системах. Эти установки должны ответить на несколько серьезных вопросов. Во-первых, необходимо убедиться, что достоинства крутых токамаков сохраняются при существенном увеличении их размеров, во-вторых, необходимо преодолеть

ряд трудностей, связанных с дефицитом запаса потока магнитного поля индуктора для возбуждения полоидального тока в плазменном шнуре. Остро стоят вопросы охлаждения «теплых» катушек тороидального поля и полоидальных обмоток при переходе к стационарным системам с реакторными параметрами. Сюда можно отнести и традиционные вопросы для обычных крупных токамаков. Это - ресурс материалов, борьба с примесями из-за повышенных нагрузок на первую стенку, вопросы съема '

тепла с диверторов, вывода гелия и т.д. Конечной целью должен быть ответ на вопрос о возможности создания компактного токамака-реактора низкоаспектной конфигурации. '

В параграфе 2.2 представлено состояние исследований на современных токамаках с малым аспектным отношением А.

Сферический токамак «Глобус-М» разработан сотрудниками ФТИ им. А.Ф. Иоффе совместно с НИИЭФА им. Д.В. Ефремова и ТРИНИТИ и изготовлен предприятием «Ленинградский северный завод».

В соответствии с проектом в токамаке «Глобус-М» [8] номинальный ток достигает 0,5 МА в течение времени 0,3с. Охлаждение обмоток электромагнитной системы позволяет работать с частотой 6 импульсов в час. При уменьшении частоты следования разрядов длительность разряда, в принципе, можно увеличить до 1 с. Здесь нужно отметить, что 90% запаса вольт-секунд обмоток обеспечивается центральным соленоидом. В силу компактности геометрии СТ именно проблемы создания индуктора с необходимым запасом полоидального потока является «узким» местом. По сравнению с другими токамаками этого поколения «Глобус-М» позволяет получить очень высокие значения средней плотности плазменного тока. Даже в обычных режимах она достигает 1,4 МА/м2. Данное обстоятельство обусловливает более эффективный омический режим нагрева. Расчетная величина температуры электронов составляет ~400эВ. Большие величины тока плазмы и малые значения тороидального поля в токамаке небольшого размера позволяют получить в этих условиях большие значения нормализованного тока Ьг=1р/ аВт «7 (при низких значениях q). Если учесть, что Рх в крутых токамаках выше, чем в обычных, то можно надеяться на высокие значения Pt=PnIn. Тороидальное бета Рт=<Р>/(В2-г/8л) характеризует эффективность реактора и на установке небольших размеров можно получить высокие удельные характеристики. Это главное преимущество таких токамаков. Действительно, имея высокие удельные характеристики, можно, при относительно небольших размерах сферических токамаков, достичь зажигания Д-Т реакции и ее самоподдерживаемого горения.

Токамак MAST представляет собой установку, в которой все катушки полоидальных магнитных полей расположены внутри вакуумной камеры. Плазма занимает лишь малую часть области тороидального магнитного поля и вакуумной камеры. Это исключает возможность рассматривать ее

как прототип токамака-реактора. Ближайшей целью MAST является подтверждение физических преимуществ СТ на установках с током плазмы мегаамперного диапазона. Это прежде всего касается одного из важнейших параметров fr. На этой установке получено ftr-4,5 и ft-=15%. Эти величины весьма обнадеживающие.

Наиболее актуальной в настоящее время является проблема неиндуктивного ввода тока, связанная с дефицитом магнитного потока в индукторе СТ. В токамаке MAST за счет особенности конструкции камеры путем адиабатического сжатия шнура удается ввести ток до 0,5 МА [9]. Решаются также вопросы дополнительного нагрева плазмы до термоядерных температур, расширения базы данных в связи с проектом ИТЭР и др.

Конструкция токамака NSTX более перспективна с точки зрения токамака - реактора или объемного источника нейтронов. Все катушки магнитного поля в NSTX размещены вне вакуумной камеры. Объем горячей плазмы близок к объему вакуумной камеры. Однако в NSTX в силу А ~ 1,4-1,5 остро стоит вопрос ввода тока в плазму. Рассматриваются различные способы ввода тока, в том числе индуктивные и неиндуктивные, а также спиральная инжекция. Эти проблемы и проблемы устойчивости плазменного шнура пока не позволили достичь проектной длительности разряда ~5с при токе 1 - 2МА.

Что касается подтверждения преимуществ СТ по сравнению с обычными токамаками, то на NSTX удалось поднять @т До 25% и достичь улучшения удержания плазмы. В последнее время реализуется программа достижения стационарности при высоких параметрах плазмы.

Параграф 2.3 посвящен развитию концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.

В российском проекте ТСП-АСТ сферическая форма плазменного шнура создается путем быстрого сжатия плазмы круглого сечения по большому радиусу в вытянутую конфигурацию и затем её поддержания при высоких п и Т за счет инжекции нейтралов. Для такого сжатия предполагается использовать экспериментальную базу ТСП -токамака с сильным полем и адиабатическим сжатием по большому и малому радиусу [10].

Предполагается заменить вакуумную камеру ТСП на камеру прямоугольного сечения. Такая камера в принципе позволит реализовать вытянутые плазменные конфигурации с существенно различными аспектными отношениями на одной экспериментальной установке: А=1,6 А=3 и А=5.

Таким образом можно было бы выполнить большой объем исследований по основным проблемам УТС с магнитным удержанием:

- изучение зависимости энергетического времени жизни тЕ от R, А, К, 1р, Вт, Р,их;

- формирование и поддержание внутреннего транспортного барьера путем управления профилем тока при локализованном поглощении ВЧ-мощности;

- достижение предельных значений pN при различных аспектных отношениях;

- возбуждение и поддержание бутстреп-тока;

- достижение предельных параметров плазмы сферической конфигурации при мощном адиабатическом сжатии;

- изучение зависимости тЕ от параметров плазмы в сжатом состоянии.

В России выполнено физическое проектирование установки «Селена» [11] с чисто индуктивным, комбинированным и неиндуктивным стартом, подъемом и поддержанием тока. Основные задачи токамака «Селена»:

- исследование процессов пробоя и формирования плазмы в условиях сильно вытянутой камеры, максимально приближенной к границе плазмы;

- отработка режимов безындукционного подъема и поддержания тока;

- изучение поведения плазмы на плато тока, включая ионный и электронный теплоперенос, равновесие и устойчивость плазмы, рабочие пределы параметров плазмы, срывы;

- изучение режимов с большим удлинением плазмы (к >2);

- исследование формирования и поддержания диверторных конфигураций.

Для экономии вольт-секунд индуктора при пробое в начальной стадии формирования плазменного шнура в проекте Селена предусмотрено использование ЭЦР-нагрева.

В параграфе 2.4 представлен обзор проектов сферических токамаков реакторного масштаба и реакторные аспекты таких токамаков.

Основная цель российского проекта JUST - выяснение «цены» достижения режима cQ=1hQ = 2- 5. Токамак JUST является объектом для анализа сценариев и режимов горения плазмы, рассмотрения различных перспективных диверторных устройств и материалов, необходимых для термоядерных реакторов. При его создании предполагается использование большого количества новейших, но уже опробованных промышленностью разработок и технологий. Особенность JUST - минимальные для подобного комплекса задач стоимость и потребление энергии.

Для уменьшения потребляемой мощности выгодно работать при максимальных значениях Pn (фактора Тройона) и минимальных значениях коэффициента запаса устойчивости q. Увеличение параметра Q до режима самоподцержания реакции горения возможно если увеличить рабочее значение pN до pN- 4. Необходимая мощность для возбуждения и роста индукционного тока растет с ростом Q, так как растет размер компактных токамаков. Для снижения потребляемой мощности при неиндукционном возбуждении тока можно уменьшить долю магнитного потока в

центральном индукторе, скомпенсировав ее возрастанием потока во внешних полоидальных обмотках. При проектировании JUST решено иметь примерно равный запас вольт-секунд в индукторе и в обмотках полоидального поля.

Таким образом:

• Из анализа развития исследований по компактным токамакам видны обоснованность и перспективность этого направления науки [12].

• Причем, если перспективы термоядерного реактора на основе сферического токамака еще не полностью обоснованы экспериментально, то два направления представляются наиболее близкими к реализации. Это - материаловедческий токамак, с помощью которого будут решаться плазмофизические проблемы разработки и выбора материалов термоядерного реактора-токамака и объемный источник нейтронов на базе токамака для решения проблемы утилизации облучённого ядерного топлива.

В Главе III дано описание компактного токамака КТМ (Казахстанский токамак материаловедческий) с аспектным отношением А=2 как стенда материаловедческих исследований.

Параграф 3.1 посвящен выбору аспектного отношения токамака, не ограничиваясь только компактными системами. Оптимальная величина аспектного отношения не является абсолютной и она зависит от многих параметров и назначения установки. Разные авторы определяют оптимальное значение для поджига термоядерной реакции А=3,8 или А=2,8 в зависимости от конструкции индуктора и центрального проводника тороидальных катушек [13], а в качестве токамака - объёмного источника нейтронов А=4 или А=2 [14,15].

В случае материаловедческого токамака выбор величины А=2 обусловлен соображениями надежности и стремлением избежать как технических трудностей эксплуатации индуктора так и желанием воспользоваться хорошо отработанными методами работы с обычными токамаками при сохранении компактности и относительно низкой стоимости установки. Некоторое увеличение А по сравнению с действующими сферическими токамаками позволит решить проблему ввода тока надежными индукционными методами.

Параграф 3.2 посвящен конструктивным особенностям и выбору плазмофизических параметров КТМ. В вакуумной камере КТМ размещается подвижное диверторное устройство специальной конструкции, которое позволяет заменять приемные пластины без развакуумирования камеры. Достигается это путем перемещения диверторного стола в экваториальную плоскость токамака, где через специальный транспортный шлюз можно будет проводить выемку испытанных элементов дивертора и загрузку новых.

Из-за специальной конструкции диверторного узла вытянутость вакуумной камеры составляет 3 - 3,5. Обмотки индуктора охлаждаются водой, проходящей внутри медной шины. Значительный запас потока магнитного поля ~ 2,5 Вс позволит поддерживать плазменный ток 0,75 МА в течение 5 сек. Максимальная плотность мощности в диверторе КТМ составит б - 12 МВт/м2. В ИТЭР аналогичная величина изменяется от 10 до 20 МВт/м2. Так что материаловедческие исследования на КТМ будут проводиться в условиях близких к условиям в ИТЭР. Физическое проектирование КТМ направлено на обеспечение выполнения этой основной задачи. Основные цели физического проектирования, т.е какие работы можно будет проводить на КТМ заключаются в:

- демонстрации устойчивого стационарного разряда, определении рабочих пределов по плотности плазмы, |3, Т, Ры и др.;

- достижении параметров пограничной плазмы, близких к достигаемым в ИТЭР;

- получении сильно вытянутых по вертикали лимитерных и диверторных конфигураций плазмы с большим потоком энергии на приемные устройства.

Низкое аспектное отношение позволяет ограничиться небольшими размерами установки: малый радиус а = 0.43 м, большой радиус Я = 0.86 м, вытянутость камеры по вертикали ~ 3, вытянутость сечения плазменного шнура к = 1.7.

Учитывая, что запас магнитного потока составляет 2,5 Вс, можно организовать несколько режимов работы установки. Омический режим -ток ~ 1 МА и короткий импульс тока ~ 1с. Можно снизить значение тока до 0.75 МА, но увеличить длительность импульса тока до 4 - 5 с. Этого можно достичь при использовании ВЧ-нагрева ионов (Рдоп ~ 5 МВт). Наконец, можно еще снизить ток до 0.3 МА, но увеличить длительность токового импульса до 10 сек (Рдоп ~ 5-1 МВт). Низкое аспектное отношение позволит использовать невысокое тороидальное магнитное поле Вг без снижения устойчивости плазмы. Для Вт = 1 Т при 1р = 0.75 МА запас устойчивости д составит ~ 6. Такая величина Вт вполне достижима при приемлемом уровне энергетики установки.

Из требования подобия условиям в ИТЭР, условий экранирования плазмы от примесей со стенок, пределов Гринвальда и Борраса и критерия появления убегающих электронов (критерий Разумовой) получаем ограничения на среднюю концентрацию плазмы пе и на значение концентрации в районе Х-точки пх в единицах Ю20 м'3:

0.25 4-0.5 < Пе < 1.5; пх 5 0.28 Поскольку обычно пх/пс ~ 0.5 - 0.7, то указанные ограничения на концентрацию плазмы приводят к значению Пе = 0.5 • Ю20 м"3.

Температура ионов и электронов плазменного шнура рассчитывалась по скейлингу Т-11 с учетом поглощенного плазмой ВЧ излучения

дополнительного нагрева мощностью 5 МВт. Это даёт максимальную температуру электронов до 5 кэВ, а ионов - до 1.5 - 3 кэВ.

Параметры системы обмоток полоидального поля (токи и местоположение) подбирались таким образом, чтобы создать диверторную конфигурацию магнитного поля, максимально заполнить вакуумную камеру горячей плазмой, обеспечить устойчивость шнура по отношению к вертикальным смещениям, а также возможность управлять параметрами воздействия плазменных потоков на диверторные пластины. Близость сепаратриссы к стенкам камеры определялась исходя из требования, чтобы на верхнюю часть камеры не попадали конвективные потоки тепла из плазменного шнура.

В параграфе 3.3 представлен анализ пограничной плазмы в токамаке КТМ. Знание параметров скрэп-слоя (SOL) необходимо для вычисления тепловых нагрузок как на диверторные пластины, так и на первую стенку. Экспериментально установлено, что доля энергии, попадающей на стенки камеры, составляет 30-40% от мощности, вкладываемой в плазменный шнур. Этот же интервал значений энергии, поступающей на первую стенку, выбран и для токамака КТМ. Толщина скрэп-слоя определяется выносом вдоль магнитного поля в дивертор частиц и тепла конвективными потоками плазмы, а также диффузией и электронной теплопроводностью. Толщина скрэп-слоя может быть оценена из выражений [16]:

\=JDJJVt, \~JdjFTD¡¡,

где L-расстояние вдоль силовых линий до пластин дивертора, и Ат-характерные толщины спада плотности и электронной температуры в скрэп-слое. Поскольку Xei>Dх, то характерные размеры потока тепла в основном определяются толщиной спада плотности А,. Оценки по этим формулам близки к экспериментальным величинам и дают значения для толщины скрэп-слоя 0,5 - 4 см. Для параметров КТМ эти формулы дают значение скрэп-слоя 1,5-3,0 см. Поскольку эти формулы зависят от локальных параметров токамаков, которые изначально неизвестны, были разработаны скейлинги для определения толщин скрэп-слоя [17], которые представляют собой феноменологические выражения для расчета толщины скрэп-слоя в L и Н-режимах работы токамаков в зависимости от мощности дополнительного нагрева.

При оценке толщины скрэп-слоя учитывалось также соотношение мощности потоков энергии, поступающей на внешнюю и внутреннюю приемную пластину дивертора. В среднем поток на внешнюю часть приемной пластины в 2-4 раза превышает поток на внутреннюю часть дивертора. Что касается сферических токамаков, то в них наблюдается тенденция к увеличению этого отношения. Для определенности было

принято, что в КТМ поток тепла в окрестности внешней точки взаимодействия составляет ~80% от потока в дивертор.

В главе проведена оценка мощности дополнительного нагрева, при котором в токамаке КТМ происходит переход из L в Н режим. Показано, что она не превышает 0,62 МВт. Следовательно, в стандартных условиях работы КТМ при дополнительном нагреве 5 МВт токамак должен работать в Н-режиме. При мощности дополнительного нагрева <0,6 МВт КТМ будет работать в L-режиме.

Анализ данных по пограничной плазме токамаков с большим и малым аспектным отношением показывает, что толщина скрэп-слоя уменьшается с уменьшением аспектного отношения. Для КТМ с А=2 разумно выбрать, как обычно поступают в таких случаях, среднее значение \ =[х"-'(КТМ) + Хя(МА8Т)]/2= (3+0.3)/2 * 1.7 см. Здесь Я,""1, определена с

помощью скейлинга [17], a Xq(MAST) взято из эксперимента [22]. При такой величине толщины SOL, удовлетворяются все требования проекта: А=2, внешний SOL с запасом в 1.3 см отодвинут от первой стенки и внутренний SOL не «наезжает» на внутреннюю часть первой стенки.

В параграфе 3.4 проведен расчет потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины в КТМ.

Средняя температура вакуумной камеры определяется величиной средней мощности, вкладываемой в токамак, Р=Рт/Т (т-длительность разряда, Т-пауза между импульсами) и геометрией вакуумной камеры. Показано, что за счет естественной конвекции и теплового излучения среднюю температуру вакуумной камеры при работе в частотном режиме можно описать уравнением баланса тепла: P=eaT4S+ у(Т-Т0), где е -коэффициент «серости», S -площадь поверхности вакуумной камеры, у -коэффициент охлаждения за счет естественной конвекции и Т0 -температура окружающей среды. Из этого выражения, при е=0,8, средняя температура будет достигать ~80°С. Однако температура камеры будет неоднородной, так как охлаждать поверхность вакуумной камеры, граничащей с индуктором, затруднительно. Если не учитывать нагрев защитных элементов вакуумной камеры, то за время импульса ее температура временно поднимается на ~30°С над средним уровнем. Учет тепловой защиты камеры существенно понизит эту величину.

Плотности потоков тепла и частиц на диверторные пластины зависят прежде всего от структуры магнитного поля вблизи этих пластин и от угла между линиями магнитного поля и поверхностью приемных пластин. Численные расчеты [23] структуры магнитного поля при различных значениях q и, следовательно, при различных значениях плазменного тока показали уменьшение величины расширения магнитной трубки fflux с увеличением q:

I II III

1Р. МА 0.75 0.6 0.5

Qedie 6.3 8.2 10.3

fflux 5-6 4-5 3-4

Lsol, м 9-23 10-34 13-40

см 13 z7 3J0

W 'МВт/м' 4.4 4.7 5.6

1f ^ см 0.97 1.2 1.4

W' МВт/м' 104 10.6 iz1

Для Ip = 0,5 МА учет расширения магнитной трубки (~3) и уширения потока тепла и частиц ниже Х-точки за счет диффузии и теплопроводности дает в зависимости от вида скейлинга скрэп-слоя среднюю интенсивность потока тепла W от 5,6 до 12,1 МВт/м2. Эта величина нагрузки соответствует нагрузкам в диверторе ИТЭР. При больших значениях плазменного тока (0.75 МА) q«6.3, уширение магнитной трубки увеличивается до 5, при этом интенсивность падает до «4,4 - 10,4 МВт/м2.

Учет ELM приводит к модуляции потоков тепла в диверторный объём. Если скважность этого процесса ((xv)"1, где т-длительность ELM, v-частота) велика, то это приводит к кратковременному, но сильному увеличению интенсивности потока тепла на диверторные пластины. Энергия низкочастотных ELM (v~10 Гц) содержит 3-7% от запасенной энергии плазменного шнура [18]. При этом интенсивность тепловыделения в диверторе возрастает примерно в 20 раз - до 150-300 МВт/м2. Более высокочастотные ELM переносят меньшую энергию и не представляются опасными.

В параграфе 3.5 представлен анализ основных процессов на диверторных пластинах КТМ, определяющих конструкцию диверторного устройства.

Обычно диверторные пластины изготавливают двухслойными, стойкими к большим тепловым потокам и имеющими высокую теплопроводность. Поскольку режим работы КТМ импульсно-периодический, то роль подложки сводится к отбору тепла от верхнего слоя во время импульса и медленному сбросу тепла на стенки вакуумной камеры во время паузы между импульсами.

Проведена оценка температуры приемных пластин, установившейся за много импульсов, исходя из среднего баланса тепла. Полученное за импульс разряда тепло быстро распределяется по приемной пластине (так что ее температура становится однородной), а затем излучается по закону Стефана-Больцмана. Для КТМ средняя температура приемных пластин составила 640К.

Приведены также результаты численных расчетов флуктуации температуры во время разряда. Рассмотрены случаи, когда материал верхней пластины, толщиной 1 см из различных материалов припаян к медной подложке толщиной 3,5 см. Результаты расчетов показали, что для

15

графита температура поверхности достигает 1012К, а температура спая 843К, для вольфрама соответственно 1056К и 726К.

Рассмотрено влияние ELM на работу дивертора КТМ, когда интенсивность теплового потока возрастает в 20-30 раз по сравнению со средней. В силу малости длительности импульса ELM толщина прогрева очень мала, 5 « 2^кг / (ср) «60 мкм и флуктуация температуры определяется формулой:

Для графита 5Т«100°, для вольфрама - 5Т«150°. Большая флуктуация температуры вольфрамового покрытия обусловлена его более низкой теплопроводностью. Таким образом для КТМ роль ELM не столь существенна.

Оценка тепловых нагрузок, возникающих при срыве, при длительности этой неустойчивости ~100 мкс и запасе энергии КТМ ~0,15 МДж дает W=3-5-6 ГВт/м2 (~50 Дж/см2). В этих условиях температура графита повысится до ~3000К, при этом скорость испарения составит 103 нм/с и во время срыва испарится 0,1 нм. Испарить пластину из графита толщиной 1 см можно за 4-105 е., для токамака КТМ это составляет 100 тыс. выстрелов, что приемлемо с точки зрения работоспособности конструкции.

Численное моделирование низкочастотных ELM для условий ИТЭР показывает, что количество паров примесей, генерирующихся при таком воздействии, неприемлемо для работы токамака. Экспериментально моделировать эти процессы можно на КТМ в режиме срыва, так как интенсивности при низкочастотных ELM в ИТЭР <10 ГВт/м2, что близко к интенсивностям в КТМ при срыве. Что касается случая с вольфрамовой пластиной, то ее температура при срыве достигает >4000К, что выше температуры плавления.

Рассмотрены вопросы эрозии пластин под воздействием корпускулярного потока и в результате химических реакций. Последнему процессу подвержены перспективные углеграфитные материалы. Несмотря на этот недостаток, в проекте ИТЭР из этих материалов предполагается изготовить приемные диверторные пластины поскольку эти материалы не плавятся и не изменяют форму пластин даже при большой тепловой нагрузке.

Рассмотрены также термоупругие - термопластичные деформации материалов, определяющие конструкцию диверторного узла.

Токамак КТМ предназначен для материаловедческих исследований, и возможность управления потоками плазмы в КТМ является весьма важным требованием. Этому вопросу посвящен параграф 3.6.

В КТМ необходимо иметь возможность изменять в широком диапазоне как мощность, так и интенсивность потоков тепла и частиц на приемные пластины. Это можно осуществить путём вариации мощности

дополнительного нагрева, газонапуском, вариацией углов наклона силовых линий магнитного поля к поверхности приемных пластин, инициированием перехода режима работы дивертора в так называемый режим отрыва плазмы от поверхности и, наконец, можно плавно изменять расстояние между X-точкой и пластинами дивертора, за счет перемещения последнего по высоте, что допускается конструкцией КТМ.

Показано, что изменяя мощность дополнительного нагрева от 5 МВт до 0,6 МВт можно изменить интенсивность облучения от 12 МВт/м2 до 3 МВт/м2.

Изменить наклон силовых линий к поверхности приемной пластины можно как с помощью изменения наклона пластин по отношению к экваториальной плоскости, так и за счет изменения геометрии магнитного поля в диверторном узле, для чего в КТМ предусмотрена специальная обмотка.

При перемещении дивертора по вертикали можно существенно изменять как угол наклона силовых линий к поверхности дивертора, так и ширину магнитной трубки и, соответственно, коэффициент расширения магнитного потока.

Изменять режим работы дивертора, переходя к режиму отрыва плазмы, можно путем напуска инертного газа, либо с помощью пеллет-инжекции. При переходе к режиму отрыва плазмы от поверхности, во-первых, уменьшается доля энергии, попадающая в дивертор (~2 раза) и увеличивается ширина потока на приемной пластине, так что пиковая интенсивность уменьшается в 4-5 раз.

В токамаке КТМ предусмотрены различные возможности для управления параметрами плазмы в диверторном узле. Это позволяет проводить детальные исследования физико-химических процессов, определяющих воздействие горячей плазмы на материалы дивертора в условиях, моделирующих условия работы токамака ИТЭР и будущих токамаков-реакгоров.

Таким образом:

- выбор величины аспектного отношения равного 2 позволяет спроектировать надежно работающий токамак небольших размеров с высокими параметрами горячей плазмы;

- конструкция КТМ и его параметры плазмы позволяют моделировать плазменные нагрузки в диверторный узел ИТЭР и будущих токамаков;

- режим работы токамака и конструкция дивертора обеспечат приемлемый температурный режим и долговечность работы диверторного узла;

- режим работы токамака и конструкция диверторного устройства обеспечат управление потоками плазмы на приемные пластины, что позволит проводить материаловедческие работы в широком диапазоне параметров.

Глава IV посвящена разработке концепции объемного источника нейтронов на базе токамака с А = 2 для трансмутации минорных актинидов.

17

В параграфе 4.1 изложены основные требования к объемному источнику нейтронов (ОИН) для трансмутации.

Основным требованием, предъявляемым к такому источнику, является величина потока нейтронов на бланкет и интегральная мощность или интегральный поток нейтронов. Эти параметры определяют мощность, затрачиваемую на работу источника.

Целесообразно проектировать экономичную и компактную установку, которая в тоже время могла бы обеспечивать снижение радиоактивности отработанного топлива от существенного количества (~10) реакторов типа ВВЭР-1000.

Сформулированы основные требования и базовые положения разработки ОИН:

-компактность и дешевизна установки; -необходимость обеспечения работы в стационарном режиме; -реализация Д-Т реакций в плазме за счет её нагрева и за счет взаимодействия с пучком атомов дейтерия;

-выбор теплых обмоток и обеспечение их стационарной эксплуатации; -разработка специального бланкета, обеспечивающего трансмутацию минорных актинидов с необходимой производительностью.

При определении параметров ОИН для трансмутации нет необходимости добиваться ни самоподдерживающейся реакции синтеза, ни общего положительного выхода энергии. Коэффициент усиления энергии по термоядерной плазме выбран 0 ~ 1,5.

Важнейшим фактором такой установки является параметр а - число делений в бланкете на один термоядерный нейтрон, который зависит от состава и структуры бланкета. Поскольку сечения реакций деления резко зависят от энергии нейтронов, то, подбирая соответствующий материал бланкета, можно управлять числом а.

В таблице 1 [19] представлено суммарное число делений в бланкете на один термоядерный нейтрон в зависимости от типа теплоносителя.

Таблица 1

Интегральные характеристики бланкета _

Параметр Вариант 1 (РЬ) Вариант 2 (Ы) Вариант 3 (Н20)

Зона 2 2.55 1.87 0.66

ЗонаЗ 6.84 5.17 1.23

Сумма 9.40 7.04 1.89

Интегральные характеристики при нейтронной нагрузке на бланкет 45 МВт"

Тепловая мощность делений 6000 4470 1200

Количество поддерживаемых реакторов ВВЭР-1000 54 41 11

* 45 МВт можно рассматривать как типичную величину мощности нейтронного потока в бланкет при плотности мощности - 0,45 МВт/м2 и площади бланкета ~ 100 м2.

Условная расчетная схема бланкета и состав расчетных зон представлены на рис.1 [19].

Зона 1 50% -сталь, 50% -теплоноситель Зона 2 15%-сталь, 50% -теплоноситель, 35%-МА ЗонаЗ 15%-сталь, 40% -теплоноситель, 45% - МА Зона 4 75% - сталь, 25% - вода

плазма

^ 1.5 см 5 см ч ^ 15 см ^ ^ 50 см

Рис. 1

Зная величину а, из условия, что масса выгоревших актинидов должна быть равна произведению числа обслуживаемых реакторов на массу наработанных актинидов составлено уравнение баланса. Поток нейтронов на единицу площади бланкета

¿п/А-У

? = —> (1)

где ¿л/сй - число Д-Т реакций в токамаке в единице объема, V - объем плазмы, 5 - площадь бланкета. Во всем бланкете в одну секунду будет трансмутироваться следующее количество актинидов - даМБ, где М - масса атома актинида (Аш). Умножим это на число секунд в году и приравняем массе нарабатываемых актинидов за год Ир««- 43, ГДе Ырсак число обслуживаемых реакторов. В итоге получим выражение для малого радиуса токамака:

\\гя1кк,АаШр1{оУт)\0'' \ где к, - доля нейтронов попадающих в бланкет, пр - плотность плазмы, а -сечение Д-Т реакции при Т, ~ ЮкэВ, Ут - тепловая скорость ионов, А -аспектное отношение, к - коэффициент удлинения сечения шнура по вертикали. Когда теплоносителем является вода, для ^сак=10, к = 0,8, А = 2, < а Ут> = 10*22м3/с и типичного значения плотности плазмы токамака пр = 102Ом"\ оценка (2) дает г = 1,3 м.

Большой радиус токамака Я = гА. Из (2) следует, что Я ~ А2'3. Отсюда объем токамака ОИН V = 2лгг2Як не зависит от аспектного отношения А. Таким образом, эту величину можно выбирать исходя из оптимальной конфигурации токамака.

Подставляя в (1), г = 1,3м получим удельную нейтронную нагрузку q ~ 0,ЗМВт/м2.

Кроме требований к токамаку имеются еще несколько проблем в разработке ОИН. Это прежде всего защита электромагнитной системы (ЭМС) от потока нейтронов и теплые катушки.

Использование теплых катушек существенно упрощает защиту ЭМС от нейтронного потока, но, не решает проблему полностью. Поэтому за бланкетом необходимо размещать внутреннюю защиту, которая определяет размер ЭМС и величины токов в тороидальных и полоидальных катушках. В таблице 2 представлены уровни облучения катушек для разной толщины защиты при флюенсе нейтронов на первой стенке 6 МВт-лет/м2 и уровне нейтронной нагрузки 1 МВт/м2.

_Таблица 2

Толщина радиационной защиты М 0,05 0,2 0,7

Флюенс быстрых нейтронов за защитой М" 810" 6-Ю24 5-10^

Максимальное объемное радиационное тепловыделение в катушках Вт/см-* 10 1,2 0,02

Обзор литературы показывает, что использование медных катушек для ЭМС ОИН при толщине защиты ~ 20-70 см вполне приемлемо. Поскольку радиационные повреждения медных сплавов обусловлены ядерными реакциями, которые имеют большие сечения для тепловых нейтронов, то если нет возможности разместить защиту толщиной более 20см, то ее не стоит размещать вовсе. Это соображение прежде всего относится к конструкции проводников в центральной колонне тороида. Планируется, что центральный стержень тороидальных катушек можно периодически заменять или заменять и отжигать. В качестве электроизоляции целесообразно остановиться на наиболее простом варианте: стеклоленты и полиимиды. Это предполагает толщину радиационной защиты более 70см. (таблица 2).

В параграфе 4.2 дано описание концепции, сценариев ввода и поддержания тока в ОИН ШБТ-Т.

Некоторые параметры проектов объёмных нейтронных источников на основе токамаков приведены в таблице 3. Как видно из таблицы величина фактора улучшения удержания Нт колеблется в общем от 1,5 до 2,7. Для проработки российского проекта нейтронного источника выбрана весьма умеренная величина Нт = 1.4.

При проектировании ОИН .ГШТ-Т были приняты следующие соображения: при больших к (> 1,7 - 1,8) надёжно получить однонулевую конфигурацию затруднительно; значение нормализованной бета плазмы разумно ограничить на уровне ~ 2,5 - 3; индуктор представляется необходимым, по крайней мере для начальной стадии формирования и подъёма тока плазмы.

Таблица 3

КНР 1998 КНР 1998 США 1998 США 1998 Велико-брит. США

Нейтронная нагрузка Р„, МВт/м2 1.02 0.5 1 4 1.5 0.23

Аспектное отношение А 1.4 1.4 1.4 1.4 1.6 1.6

Большой радиус тора R, м 1.4 1.4 1.1 1.1 0.7 2.37

Вытянутость сечения плазмы к 1.85 1.85 3 3 2.3 3.1

Запас устойчивости на границе плазмы q 5.5 7.5 9 9 3 3.1

Нормализованная бета плазмы 0N 6 5.5 4 7.6 2.6 5.04

Ток плазмы Ip, MA 9.2 7 10 10 10.3 12

Тороидальное поле на оси плазмы Bt, Тл 2.5 2.5 2.1 2.1 2.94 1.54

Доля бутстреп-тока fes 0.72 0.81 0.5 0.9 0.3- 0.95

Мощность дополнит, нагрева Faux, МВт 28 19 40 70 46 47

Фактор термоядерного усиления Q 3.6 2.6 1.65 3.7 0.8 1.65

Степень улучшения удержания по отнош. к скейлингу 1РВ(у,1)* 2.2 2.7 1.5 1.7 1.1 1.7

Основные физические и технические параметры ОИН Л1БТ-Т приведены в таблице 4.

Расчеты [20] показали, что, значительную часть плазменного тока (>1/3) можно ввести индуктивным способом. Лишь 1/3 всего расхода вольт -секунд Д*Р~5,5 Вс обеспечивается собственно центральным соленоидом. При этом можно обойтись без перемагничивания индуктора. Резистивные потери на этой стадии удается снизить до 1 Вс за счет включения допнагрева ~4 МВт. Например, за 1 с удается ввести ток 2,5 МА. Его дальнейший рост осуществлялся неиндукционным способом посредством возбуждения тока пучками нейтральных атомов дейтерия и бутстреп-тока. Энергия нейтралов первого пучка Е,0 варьируется в диапазоне (140+200) кэВ, энергия второго - Е2° выбиралась равной 500 кэВ.

Для дейтонов с энергией 500 кэВ глубина проникновения быстрых нейтралов в плазму X составляет 1,1 м при плотности 1,34 • 1020 м~3 и 1,7 м при плотности 0,89 • Ю20м"3. Таким образом, при меньшей средней

* Результат нашей реконструкции

плотности плазмы поток нейтралов, достигших центральной области плазмы, выше, что приводит также к увеличению эффективности Current Drive.

_ _ Таблица 4

R, м 2

А 2

к 95 1,7

nD: пт 0,3 : 0,7

Я95 6

Гп, МВт/м2 0,4

Ht,|PB98(y,l) 1,4

Plus (total), МВТ 56

Pfus (Ь>, МВт 34

Pdnve(aux,CD)> МВт 40

Ebeam, КэВ 140

Pfus (b/Pdiive -0,85

Q 1,4

в„т 3,9

Ip, MA 5,3

Ip.min (a conf)» MA 4,5

Icd, MA 2,4

lbs, MA 2,9

fb. 0,55

ycd, A/Bt 0,06

te, s » 0,6

Pn 2,8

Pp 0,9

n«, 1020 m-3 1,2

tw(iyn«(0) —

T, кэВ 6

Численные расчеты показывают [21], что полностью неиндуктивный режим поддержания тока fBS + fcD = 1 в JUST-T может быть достигнут. При этом ток плазмы поднимается до 6,1 - 7,5 МА, и доля бутстреп-тока fBs составляет 40+50 %. Больший бутстреп-ток характерен для режимов с большим градиентом плотности плазмы. Эффективность Current Drive yCD при этом составляет ~ (0,07-5-0,1) А/Вт.

Время выхода в стационарное состояние определялось скиновым временем в центре плазмы и достигало 30 мин. Коэффициент термоядерного усиления токамака Q = PfUS/Paux для требуемой нейтронной нагрузки составляет величину примерно 1,7 и имеет тенденцию к росту с увеличением мощности инжекции. Вклад Д-Т реакции на пучках Pfilsbeam^3fus составляет около 30 % и убывает с ростом подводимой мощности, что обусловлено ростом интенсивности термоядерных реакций в плазме. Эффективность генерации нейтронов на пучке Pn^/Paux составляет ~ 0,5, она растет с температурой и оказывается несколько выше для менее плотной плазмы.

Расчеты, проведенные для фиксированной суммарной мощности нейтральных пучков [21], свидетельствуют, что отношение P„bean>/Paux возрастает с увеличением доли высокоэнергетичной компоненты. При этом эффективность yCD также растет.

Величина ßN несколько превышает значение, соответствующее скейлингу: ßN = 4,4 • 1„ используемому для токамаков с большим аспектом,

когда 1, (внутренняя индуктивность плазменного шнура) изменяется в интервале ~ 0,7-И ,0. Тем не менее, удовлетворяется предел Р^Я95 < 0.7 - 0,8.

Доля быстрых частиц пучка в давлении плазмы Р/Рр не превышает 3 -10 %. Варьирование соотношения концентраций дейтерия и трития в плазме позволяет в определенных пределах регулировать выход нейтронов, а, следовательно, и нейтронную нагрузку. Нейтронная нагрузка рассчитывалась исходя из площади вакуумной камеры 150 м2.

Показано, что наиболее существенно Г„ возрастает с ростом фактора улучшения удержания Нт. Г„ также растет с ростом энергии нейтралов первого пучка (при сохранении общей мощности нейтральной инжекции). Та же величина, наоборот, падает при увеличении доли мощности первого пучка.

Выбранное значение удельного потока нейтронов Г„ = 0,42 МВт/м2 может реализоваться при различных комбинациях параметров установки.

Проведен анализ срывов в ОИН JUST-T. Процесс срыва можно разделить на две стадии: медленная стадия (длительность At ~ 150 мс), на которой происходит основное перемещение плазменного шнура по вертикали (ток плазмы примерно постоянен) и быстрая стадия (или тепловой срыв - Current Quench), на которой шнур плазмы уже слабо движется по вертикали, а ток плазмы падает до нуля. В камере наводятся гало-токи длительностью ДЦ ~ 1 мс.

Структура компактного токамака ОИН JUST-T

Число катушек 20

Гофрировка <2%

Поле на 1=2 м (Тл) 4

Число витков а катушке 14

Ток в катушке (кА) 140

Материал Си

Изоляция AIA,

2Ю,.

SiC

Рис. 2

На рис. 2 приведён вариант сечения токамака Л^Т-Т. Бланкет, содержащий минорные актиниды, располагается на наружном обводе, верхнем обводе и части нижнего обвода (исключая область, занятую дивертором). Центральный соленоид расположен за тороидальной обмоткой в зоне, допускающей его перемещение по вертикали. Витки обмоток равновесия также расположены за тороидальной обмоткой.

Расчеты напряженно-деформированного состояния с учетом гало-токов, проведенные с помощью программы А№У8, показали, что максимальная деформация камеры не превышает 2,5 мм, при толщине камеры 10 мм. Расчетная температура стенки камеры ~ 250 °С [21].

Распределение мощности между наружными и внутренними пластинами дивертора принято в отношении 3:1. В этом случае на наружных пластинах выделяется Роии «34 МВт мощности (см. таблицу 4). Большой радиус наружных пластин составляет К^е »2 м.

Величина тепловой нагрузки в диверторе при нормальном падении

2

Рё1У,е «Рош,е/2яК(11у,еА =45 МВт/м . При угле наклона пластин -15 - 20 ° ' 2 уровень нагрузок снижается до 10-15 МВт/м. Учёт излучения в

диверторной области дополнительно снижает эти величины нагрузок.

Приемные пластины дивертора могут выдерживать нагрузку ~ 10 МВт/м2.

Материал - вольфрам. Дивертор охлаждается водой, скорость воды 7 -

10 м/с, давление 4-5 МПа, температура 100 - 150 °С. Конструкция

диверторного устройства в ШБТ-Т принята та же, что и в ИТЭР и можно

использовать все разработки ИТЭР по этому узлу.

Параграф 4.3 посвящен анализу механизмов неиндукционного поддержания тока в ШБТ-Т.

Для получения нужных параметров токамака ЛЮТ-Т используется дополнительный нагрев с помощью пучков нейтральных атомов дейтерия мощностью 40-45 МВт (см. таблицу 4). Этот вид нагрева выбран еще и потому, что такие пучки могут генерировать большие величины плазменного тока. Использование атомарных пучков высоких энергий для генерации тока в центральной зоне плазменного шнура не только возможно, но и более эффективно. Эффективность генерации тока возрастает с 0,04 до 0,15 А/Вт при увеличении энергии атомов пучка со 120 до 600 кэВ.

В параграфе 4.4 представлена концепция бланкета ОИН ШБТ-Т.

Схематически бланкет Л1БТ-Т представлен на рис. 1. Толщина части бланкета, содержащего минорные актиниды (МА), составляет 20см.

Проведенные по нашей просьбе расчеты [19] показали, что в случае свинцового теплоносителя коэффициент увеличения энергии особенно высок (-100). Это приводит к большому удельному тепловыделению и очень большой общей мощности. При ц = 0,4 МВт/м2 тепловая мощность установки достигнет 6 ГВт. (см.таблицу 1) и возникает трудноразрешимая проблема отвода такой большой мощности со столь малого объема. Поэтому в нашем случае разумно ограничиться вариантом с водяным охлаждением. В этом случае тепловая мощность составит - 1ГВт. В тоже время, используя металлические теплоносители, можно существенно снизить требования к величине потока термоядерных нейтронов из токамака и, следовательно, снизить параметры токамака: размеры, ток, плотность плазмы, магнитное поле, энергопотребление ЭМС.

Результаты и выводы

В диссертации получены следующие результаты: -проведен анализ нового перспективного направления исследований по управляемому термоядерному синтезу с магнитным удержанием плазмы -компактные токамаки;

-обоснована физическая концепция токамака с А = 2 для материаловедческих исследований по программе разработки материалов для токамаков-реакторов;

-для трансмутации минорных актинидов предложена концепция объемного нейтронного источника на базе токамака с А = 2.

На основании исследований, изложенных в диссертации, можно сделать следующие выводы:

-результаты отечественных и зарубежных исследований и накопленный опыт проектирования серии токамаков с мальм аспектным отношением в России являются основанием для реализации этого направления;

-выбор величины аспектного отношения А=2 позволяет спроектировать надежно работающий токамак небольших размеров с высокими параметрами горячей плазмы;

-подвижная конструкция диверторного устройства и возможность управления потоками плазмы на приемные пластины КТМ позволяет существенно расширить объем материаловедческих исследований в интересах токамаков-реакторов и проводить их в широком диапазоне параметров;

-на основе использования токамака с умеренным аспектным отношением для объемного источника нейтронов имеется возможность сочетать положительные стороны компактных и традиционных токамаков;

-разработка этой концепции показала возможность создания компактной, недорогой, стационарной установки с необходимым для эффективной трансмутации потоком нейтронов;

-с помощью токамака с А = 2 возможно решать важнейшую проблему атомной энергетики - проблему утилизации долгоживущих высокоактивных отходов.

Основные публикации по теме диссертации.

1. E.A.Azizov, O.I.Buzhinskij, E.P.Velikhov, G.G.GIadush, ... N.A.Obysov, et al. The development of low aspect ratio tokamaks in Russia. Fusion Engineering and Design, 70,45-56 (2004).

2. Азизов Э.А., Баркалов А.Д., Гладуш Г.Г..... Обысов Н.А. и др.

«Управление потоками плазмы в диверторную область и флуктуация температуры приемных пластин токамака КТМ», сборник трудов, вып. 2, Троицк, ОНТИ ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 2003, стр. 25-29.

3. E.A.Azizov, O.I.Buzhinskij, E.P.Velikhov, G.G.GIadush, V. A. Glukhikh,... N. A. Obysov, et al. The KTM Tokamak and Studies of Construction Materials for Thermonuclear Reactors, 18th IAEA Fusion Energy Conference (FTP2/02), Sorrento, Italy (2000).

4. E.A. Azizov, A.D. Barkalov, G.G. Gladush, ... N.A.Obysov, et al. Control of the plasma fluxes into the divertor region of the tokamak KTM, 19th IAEA Fusion Energy Conference (FT/P2-12), Lyon, France (2002).

5. Азизов Э. А., Докука В. H., Кован И. A. ... Обысов Н.А. и др. О возможности использования сферических токамаков с аспектным отношением А = 2 в качестве объемного источника нейтронов для выжигания минорных актинидов. Доклад на Совещании по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации актинидов. 21— 23 марта 2001, Сан-Диего, США.

6. Е. A. Azizov, О. I. Buzhinskij, ... N. A. Obysov, et al. KTM Design and regimes of operation, IAEA TCM on Research, Using Small Fusion Devices, San-Paulo, Brazil, (2001).

7. E.A.Azizov, V.N.Dokuka, G.G.GIadush, ... N.A.Obysov, et al. The VNS concept on the base of tokamak JUST-T for transmutation of minor actinides, Plasma Devices and Operations, 11, No.4 (2003)

8. Э.А.Азизов, Г.Г.Гладуш, B.H.Докука, ... Н.А.Обысов и др. Исследование объёмного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов на базе сферических токамаков с аспектным отношением А=2. Сборник трудов ОФТР ТРИНИТИ, Троицк (2003)

9. E.A. Azizov, V.N. Dokuka, R.R. Khayrutdinov, N.A.Obysov. Stationary Compact VNS Tokamak for Transmutation, 20th IAEA Fusion Energy Conference (FT/P7-2), Vilamoura, Portugal (2004).

СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Nuclear Fusion, Vol.39,No.l2(1999),(ITER Physics Basis)

2. C. Llewellin Smith. The Fast Track to Fusion Power, 20th Fusion Energy Conf. (FPM/2), Vilamoura, Portugal, 2004

3. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Москва, ЦНИИатоминформ, 2002

4. Е.О.Адамов, Б.А.Габараев, И.Х.Ганеев и др. Параметры ЯТЦ и трансмутация минорных актинидов из ОЯТ тепловых реакторов при развитии ядерной энергетики России в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». Москва, ГУЛ НИКИЭТ, 2002

5. Л.А.Арцимович, В.Д.Шафранов. Токамак с некруглым поперечным сечением. Атомная физика и физика плазмы. Наука, М. 1978

6. Peng Y-K. М. Strickier D.J. // Nuclear Fusion. 1986. Vol.26

7. Sykes A. et al // Plasma Phys. Control. Fusion. 1997, vol. 39

8. В.А.Беляков, В.А.Дивавин, Н.Я.Дворкин и др. Проект сферического токамака Глобус-М. Препринт ФТИ-РАН №1629. СП, 1994

9. A.W.Morris, RJ.Akers, J.W.Connor et al.//Plasma. Phys. Control. Fusion (1999) Vol.41, Supplement 12В, В 191-B207

10.E.A.Azizov, E.P.Velikhov, B.B.Kadomtsev et al., Proceedings of XII IAEA Conf. on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Nice, France, 1988

11.'Viukash and Joint team TRINITI, Kurchatov Inst., Efremov Inst., Ioffe Inst., SE "Severny Zavod", Proceedings of Inst, workshop on Spherical Torus. Vol.II Culham Science and Eng.Centre, 4-6 Dec. 1996

12.E.A.Azizov, O.I.Buzhinskij, E.P.Velikhov, G.G.Gladush, ... N.A.Obysov, et al. Fusion Engineering and Design, 70,45-56, 2004

13.S.C.Jardin, C.E.Kessel, D.Meade et al., Fusion Science and Technology, 43, 161,2003

14.А.М.Астапкович, В.А.Глухих, А.Б.Минеев и др. Нейтронные источники на основе токамака с большой долей бутстреп-тока. Препринт НИИЭФА П0919, М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1993

15.С.Wong Systems Study on Impact of Aspect Ratio on Power Reactor and Testing Reactor Designs, KTM meeting, Kazakhstan, 10-12 May, 2001

16.P.C.Stangeby, G.M.McCracken, Nuclear Fusion, Vol.30,No.7(1990),p.l225

17.A.Loarte, S.Bosch, A.Chankin et al., Multi-machine scaling of the divertor peak heat flux and width for L-mode and H-mode discharges, J. of Nucl. Mater.,v.266-269( 1999), p.587-589

18.Nuclear Fusion, Vol.39,No.l2(1999),(ITERPhysics Basis), p.2391-2469

19.Лопаткин A.B. Доклад на Совещании по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации актинидов. 21—23 марта 2001, Сан-Диего, США.

20.Khayrutdinov R. R., Lukash V. Е., J. Сотр. Physics, 109,193, (1993)

27

21.E.A.Azizov, V.N.Dokuka, G.G.Gladush, ... N.A.Obysov, et al. The VNS concept on the base of tokamak JUST-T for transmutation of minor actinides, Plasma Devices and Operations, 11, No.4 (2003)

22.MAST Web-site, Plasma configuration in MAST, December, 2002 23-Азизов Э.А., Баркалов А.Д., Гладуш Г.Г..... Обысов Н.А. и др.

«Управление потоками плазмы в диверторную область и флуктуация температуры приемных пластин токамака КТМ», сборник трудов, вып. 2, Троицк, ОНТИ ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 2003, стр. 25-29

i

) «

f

i

Подписано в печать 17.05.2005. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 1,75 Тираж 80. Заказ 33

Отпечатано в РНЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова

РНБ Русский фонд

2006-4 11834

ítO76 f

Введение.

Глава I. Методы переработки отработанного ядерного топлива и задачи выбора перспективных материалов, контактирующих с высокотемпературной плазмой (обзор).

§1.1 Переработка отработанного ядерного топлива - одна из ключевых проблем развития ядерной энергетики и роль УТС с магнитным удержанием плазмы в ее решении.

§1.2 Разработка и выбор материалов элементов первой стенки и приемных пластин дивертора адекватных условиям работы в ИТЭР и будущих термоядерных реакторов — актуальная задача термоядерного материаловедения.

Глава II. Развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в России.

§2.1 Преимущества и проблемы токамаков с малым аспектным отношением А.

§2.2 Состояние исследований на современных токамаках с малым аспектным отношением А.

§2.3 Развитие концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.

§2.4 Проекты сферических токамаков реакторного масштаба.

Глава III. Компактный токамак КТМ с А=2 — стенд для материаловедческих исследований.

§3.1 Выбор аспектного отношения в токамаке.

§3.2 Плазмофизические параметры КТМ.

§3.3 Анализ пограничной плазмы (СОЛ) в токамаке КТМ.

§3.4 Расчет потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины.

§3.5 Основные процессы на диверторных пластинах, определяющие конструкцию диверторного устройства.

§3.6 Управление потоками плазмы в диверторную область токамака. и

Глава IV Разработка концепции объемного источника нейтронов (ОИН) на базе токамака с А=2 для трансмутации минорных актинидов.

§4.1 Основные требования к ОИН для трансмутации и базовые положения.

§4.2 Сценарий работы ОИН.

§4.3 Выбор методов дополнительного нагрева и стационарного поддержания тока.

§4.4 Концепция бланкета для трансмутации минорных актинидов.

Результаты и выводы.

Актуальность темы исследования. Современное состояние термоядерных исследований в мире, имеющих своей целью создание научно-технических и технологических основ термоядерной энергетики в обозримом будущем, все более определенно ставит перед термоядерным сообществом задачи, которые не возможно решить на действующих установках токамак, в том числе создании источника термоядерных нейтронов. Проект ИТЭР на пути создания основ термоядерной энергетики рассматривается как главный и необходимый шаг. Вместе с тем ИТЭР, призванный решить проблемы создания стационарной термоядерной плазмы и поддержания её горения, не решает вопросов выбора кандидатных материалов первой стенки, элементов конструкции и дивертора будущего термоядерного реактора [122]. В этом контексте источник термоядерных нейтронов для проведения материаловедческих исследований представляется абсолютно необходимым шагом, дополняющим проект ИТЭР [2]. В ходе шестисторонних межправительственных переговоров по подготовке соглашения о создании международной организации для совместной реализации проекта ИТЭР стороны пришли к согласию о «широком подходе», где наряду с сооружением собственно установки ИТЭР обсуждается также сооружение источника термоядерных нейтронов как специального материаловедческого стенда.

Ещё одной острой проблемой, привлекающей пристальное внимание общественности, является утилизация облученного ядерного топлива (ОЯТ) и захоронение ядерных отходов. Основная часть ОЯТ, извлекаемого из энергетических реакторов, отправляется на длительное хранение. На переработку идет лишь небольшая его доля. Это связано с перспективой использования переработанного ОЯТ в быстрых реакторах нового поколения, создание которых планируется осуществить к середине 21 века [3,5]. Однако в силу негативного отношения части экологов к ядерной энергетике, которое сильно влияет на общественное мнение, особенно в Европе, возможность планируемого интенсивного развития быстрых реакторов представляется достаточно проблематичной. В настоящее же время проблема утилизации облученного ядерного топлива является важнейшей для всего комплекса ядерной энергетики, что, в общем, определяет её перспективы. Одним из способов решения этой проблемы является трансмутация - перевод наиболее интенсивных и долгоживущих радиоактивных элементов в короткоживущие под действием интенсивного нейтронного облучения. К таким элементам прежде всего относятся минорные актиниды Аш, Ир, Сш, время жизни которых более 10000 лет. Эти элементы, как и многие трансурановые элементы, делятся при воздействии на них потока термоядерных нейтронов. Поэтому возможность их трансмутации путем деления в бланкете термоядерного реактора, служащего источником нейтронов, представляется перспективной и актуальной.

Таким образом, проблема создания компактного, относительно недорогого и надежно работающего источника термоядерных нейтронов как для проведения материаловедческих исследований, так и для трансмутации минорных актинидов весьма назрела. Известно, что стоимость термоядерной установки при прочих равных условиях пропорциональна объёму магнитного поля, а следовательно её размеру. Поэтому целесообразно провести анализ токамака — ОИН с малым аспектным отношением и естественной вытянутостью.

Интерес к токамакам с малым аспектным отношением возник после публикации статьи [62] о преимуществах систем с вытянутой конфигурацией плазменного шнура. В этих системах коэффициент запаса устойчивости q существенно увеличивается с ростом вытянутости сечения плазмы к: я ~ к . Это позволяет, например, увеличить ток плазмы, не снижая устойчивости плазмы по отношению к винтовым возмущениям. С уменьшением аспектного отношения вытянутость растет естественно без специальных магнитных обмоток [63]. Практическое развитие направления токамаков с малым аспектным отношением получило после того, как были сформулированы их основные достоинства, такие как естественная вытянутость по вертикали сечения плазменного шнура, возможность достижения большей величины тороидальной бета Рг=Р/(Вт78я), потенциальное улучшение удержания плазмы и др. [63]. За последние несколько лет на ряде сферических токамаков эти предсказания в значительной мере нашли своё качественное экспериментальное подтверждение. На токамаке START величина Рт достигала 40%, что в 8 -10 раз превышает рт на обычных токамаках [26].

В определенном смысле развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в принципе должно было бы повторить длительную эволюцию традиционных токамаков. Но вследствие меньшей стоимости и значительного прогресса физики и техники токамаков, а также исследований по управляемому термоядерному синтезу в целом, эта эволюция может занять существенно меньшее время. Конечной целью должен быть ответ на вопрос о возможности создания компактного токамака-реактора низкоаспектной конфигурации в том числе и в качестве ОИН для материаловедения и трансмутации.

Цель работы. Целью диссертационной работы является проведение системного анализа концепции компактного токамака с А=2 как объёмного источника нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенда для материал оведческих исследований.

Научная новизна. Научная новизна работы заключается в том, что впервые проведен анализ объёмного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов и для материаловедческих исследований на основе токамака с промежуточным аспектным отношением, проанализированы и сопоставлены базы экспериментальных данных, полученные как на классических, так и на сферических токамаках. Впервые сделана попытка оптимизации геометрической конфигурации и плазменных параметров ОИН исходя из задач термоядерного материаловедения и трансмутации.

Научная и практическая ценность. Результаты работы могут быть использованы для того, чтобы расширить сферу применения термоядерных установок, обеспечить широкий спектр исследований в области термоядерного материаловедения, обеспечивающий вместе с проектом ИТЭР полноту научных и технологических знаний, необходимых для сооружения первого демонстрационного термоядерного реактора.

Результаты работы могут быть использованы в определении оптимальных сценариев развития атомной энергетики и оптимальных сценариев развития ядерного топливного цикла, в решении проблем утилизации ОЯТ и экологического оздоровления.

Кроме того, в случае реализации, в нашей стране будет создана термоядерная установка, которая займет вполне определенное место в мировой термоядерной программе и аналогов которой нет, а также будет решена задача привлечения молодых ученых и инженеров в исследования по управляемому термоядерному синтезу и подготовки специалистов для будущей работы на ИТЭР.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Результаты анализа развития концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.

2. Выбор аспектного отношения и плазмофизических параметров токамака для исследований по термоядерному материаловедению.

3. Результаты анализа пограничной плазмы (СОЛ) и расчетов потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины в токамаке КТМ.

4. Методы управления потоками плазмы в диверторную область токамака КТМ.

5. Концепция и базовые положения объёмного нейтронного источника на базе токамака (ОИН) для трансмутации минорных актинидов.

6. Выбор методов дополнительного нагрева, стационарного поддержания тока и сценариев работы ОИН для трансмутации минорных актинидов.

7. Результаты анализа концепции бланкета ОИН для трансмутации минорных актинидов.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, двусторонних и многосторонних рабочих встречах, заседаниях технических комитетов МАГАТЭ: 17 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Япония, Иокогама, 1998),

18 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Италия, Сорренто, 2000), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации (США, Сан-Диего, 2001), ТК МАГАТЭ по сферическим торам (Бразилия, Сан Пауло, 2001), 19 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Франция, Лион, 2002), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации (Россия, Москва, МНТЦ, 2002),

30 Конференция Европейского физического общества по управляемому термоядерному синтезу и физике плазмы (Россия, Санкт-Петербург, 2003) Международный семинар по трансмутации (Россия, Троицк, 2004), 20 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Португалия, Виламора, 2004).

Результаты диссертации изложены в 7 докладах на российских и международных конференциях, 5 статьях и 3 препринтах.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Объём диссертации составляет 130 страниц, содержит 31 рисунок и 12 таблиц. Список цитируемой литературы включает 136 наименований.

В заключение сформулируем основные выводы к данной главе. В рамках современного перспективного направления термоядерных исследований с магнитным удержанием - сферические токамаки, предложена концепция объемного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов с умеренным аспектным отношением. В этой концепции сочетаются положительные свойства сферических и традиционных токамаков: высокие значения удельных характеристик в малом объеме, возможность индукционного ввода существенной части тока в токамаке, возможность использовать базы данных традиционных токамаков. В итоге показана принципиальная физическая и техническая возможности решения важной проблемы атомной энергетики -переработки ядерных отходов.

Результаты и выводы.

В диссертации получены следующие результаты:

-проведен анализ нового перспективного направления исследований по управляемому термоядерному синтезу с магнитным удержанием плазмы — компактные токамаки;

-обоснована физическая концепция токамака с А = 2 для материаловедческих исследований по программе поиска материалов для токамаков-реакторов;

-для трансмутации минорных актинидов предложена концепция объемного нейтронного источника на базе токамака с А = 2. На основании исследований, изложенных в диссертации, можно сделать следующие выводы:

-результаты отечественных и зарубежных исследований и накопленный опыт проектирования серии токамаков с малым аспектным отношением в России являются основанием для реализации этого направления;

-выбор величины аспектного отношения А=2 позволяет спроектировать надежно работающий токамак небольших размеров с высокими параметрами горячей плазмы;

-подвижная конструкция диверторного устройства и возможность управления потоками плазмы на приемные пластины КТМ позволяет существенно расширить объем материаловедческих исследований в интересах токамаков-реакторов и проводить их в широком диапазоне параметров;

-на основе использования токамака с умеренным аспектным отношением для объемного источника нейтронов имеется возможность сочетать положительные стороны компактных и традиционных токамаков;

-разработка этой концепции показала возможность создания компактной, недорогой, стационарной установки с необходимым потоком нейтронов;

-с помощью токамака с А = 2 возможно решать важнейшую проблему атомной энергетики — проблему утилизации долгоживущих высокоактивных отходов.

1. Белая книга атомной энергетики, под ред. Е.О.Адамова, Москва, 2001

2. С. Llewellin Smith. The Fast Track to Fusion Power, 20th Fusion Energy Conf. (FPM/2), Vilamoura, Portugal, 2004

3. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Москва, ЦНИИатоминформ, 2002

4. И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин, В.В.Орлов. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и ВВЭР-1000. Атомная энергия. Т.91, вып. 5, 2001

5. Б.А.Габараев, И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин и др. Радиационные характеристики топлива и отходов в U-Pu и Th-U топливных циклах. Атомная энергия. Т.90, вып. 6, 2001

6. Е.О.Адамов, И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин и др. Радиационно-эквивалентный подход к обращению с радиоактивными' отходами. Препринт ИБРАЭ РАН, 2002

7. И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин, В.В.Орлов. Гомогенная и гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора БРЕСТ. Атомная энергия. Т.89, вып. 5, 2000

8. K.Fujimura et al. Enhancement of Transmutation Characteristics of the Minor Actinide Burning Fast Reactor Core Concept. J. of Nuclear Science .and Technology, v.38, No.10, p.879-886, 2001

9. T.Sanda. Fast Reactor Core Concept for Minor Actinide Transmutation using Hydride Fuel Target. Ibid., v.37, No.4, p.335-343, 2000

10. Опытный термоядерный реактор (OTP). Отчет ИАЭ им. И.В.Курчатова, инв. 40/5024 от 24.12.81

11. T.A.Parish, J.W.Davidson. Reduction in the toxicity of fission product wastes through transmutation with deuterium-tritium fusion neutrons. Nucl. Technol., 47, 1980

12. IFMIF CDA team, International Fusion Material Irradiation Facility, Conceptual Design Activity, ENEA Frascati Report, RT/ERG 96/11, December 1996

13. Rubbia C. et al. A Tentative Programme Towards a Full Scale Energy Amplifier GERN/LHT/96-II (EET) 1996

14. Shvedov O.V. et al. Weapon plutonium in accelerator driven power system. Joint US-RF plutonium deposition study, September, 1996

15. В.В.Мирнов, Д.Д.Рютов. Газо-динамическая ловушка, Вопросы атомной науки и техники, серия «Термоядерный синтез», 21 (1980) 57

16. В.В.Мирнов, В.П.Нагорный, Д.Д.Рютов. Газодинамическая ловушка с двухкомпонентной плазмой. Препринт ИЯФ СО АН СССР, № 84-40, Новосибирск 1984.

17. Е.Р. Kruglyakov, Trans. Fusion Technol. 35 (IT) (1999) 20-29

18. P.A. Bagryansky et al Gas dynamic drape as high power 14 MeV neutron Fusion engineering and design, 70, 2004

19. M.Peng, E.T.Cheng "Magnetic Fusion Driven Transmutation and Power Production in Fusion Reactors", Fusion Technology, 30, 1654 (1996)

20. E.Azizov, V.Altovsky, A.Borisov et al. The Technological Aspects of Volumetric Neutron Source on the Basis of Tokamak. Proceedings of 7th International Conference on Fusion Reactor Materials, Obninsk, Russia, 1995

21. D.Robinson, R.Akers, S.Alfrey et al. Fusion Technology Applications of the . Spherical Tokamak, 17th Fusion Energy Conf. (F1-CN-69/FT1/2),1. Yokohama, Japan, 1998

22. Dai-Kai Sreatal Operating Scenario of LAR-VNS Proc. Int. Workshop on Spherical Torus VNS, Oct. 1997

23. Najmabadi, F. et al The Aries ST Study Proc. Int. Workshop on Spherical Torus VNS, Oct. 1997

24. M.Peng, J.Hicks. Engineering feasibility of tight aspect ratio Tokamak (spherical torus) reactors, Proceedings of the 16th SOFT, London, UK, 1990

25. A.Sykes et al. Plasma Physics and Controlled Fusion, 39, 1997, p. 247.

26. Э.Азизов, Н.Дворкин и др. Сферический токамак JUST, препринт П0941, Москва, 1995

27. E.T.Cheng, et al. Actinide transmutation with small tokamak fusion reactors, Proceedings of the International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, Versailles, France, 1995

28. M.Peng, E.Cheng. Magnetic fusion driven transmutation of nuclear waste (FTW), J. Fusion Energy, 12, 1993

29. E.Cheng, R.Cerbone. Prospect of nuclear waste transmutation and power production in fusion reactors, Fusion Technology, 30, 19963 l.P.R. Thomas et al, Phys. Rev. Letters, 80, 1998

30. Kadama Y. et al., Plasma Physics and Controlled Fusion,.44, A 279, 2002

31. Т.Е. Шаталов Анализ оптимальных сценариев сжигания MA в термоядерном реакторе двойного назначения, Доклад на международном семинаре по трансмутации, Троицк, 2004

32. L.J. Qiu, Z. Guo et al. Compact Tokamak Transmutation reactor, 16 IAEA Fusion Energ. Conf., Montreal, Canada (1996)

33. J. Huang, К. Feng et. al, Fusion Science and Technology, 42, July, 2002

34. C.Wong, System Assessment of Transmutation Tokamak. US-RF Workshop on Blanket and Fusion Concepts for Transmutation, Moscow, 2002

35. R. Miller et al. Stable Bootstrap-current Drive Equilibrium for Low Aspect Ratio Tokamak, Proc. Workshop on Theory of Fusion Plasmas, Varenna, August, 1996

36. С. Wong, J. Wesley et al. Toroidal Reactor designs as function of aspect ratio. 18th IAEA Fusion Energy Conf. Sorrento, October, 2000

37. E.A.Azizov, E.P.Velikhov, V.S. Shkolnik et al. Proc. Int. Workshop on Spherical Torus St.Petersburg, Sept, 1997

38. Y.Gohar. Fusion Transmutation Options and Issues. US-RF Workshop on Blanket and Fusion Concepts for Transmutation, Moscow, 2002

39. А.В.Лопаткин и др. Доклад на Международном семинаре по трансмутации, Троицк, 2004

40. Л.А.Арцимович. Управляемые термоядерные реакции. М.ГИФ.М.Л., 1961

41. С.В.Мирнов. Физические процессы в плазме токамака. М.Энергоатомиздат, 1983

42. И.В.Мазуль. Диссертация на соискание ученой степени д.т.н. НИИЭФА, С.- Петербург, 2003

43. Ulrickson М. The JET Team and the TFTR Team. J. Nucl. Mater. V. 176177, p.44, 1990

44. R. Reichle, D.D. Summer et al., Nucl.Mater, V. 176-177, p. 375, 1990

45. H. Würz, S. Pestchanyi, B. Bazylev et al. J. of Nucl. Materials, 290-293, 1138-1143,2001

46. H. Bolt, A. Miyhara, T. Kuroda et al. Fusion Eng. and design, 9, 33-38, 1989

47. G. Federici, C. Skinner, J. Brooks et al. Plasmamateal interaction in Current tokamak and teir implication for next-step Fusion Reactor. PPPL-3531, IPP-9/128, Jannaiy, 2001

48. W. Eckstein, G. Garcia-Rosales, J. Roth, W. Ottenberg. Sputtering Data. Preprint Max-Plank-Institute, IPP-9/82, Garching, 1993

49. S.L. Allen et al. Radiative diver for on DIIID, 17th Fusion Energy Conf., Yokohama, 1998

50. Е.П. Велихов, В.Д. Рютов, H.C. Чеверев. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез. М.1994.

51. В.Сафронов, Н.Архипов, В.Бахтин и др. Вопросы атомной науки и техники. № 5, с.27 (2002) Украина.

52. I.E. Garkusha, A.N. Bandura, O.V. Byrka et.al. Ibid с.ЗО/

53. M.A. Agafonov, et al., Plasma Phys. Control Fusion, 38, (12A) A93 (1996).

54. V.M. Kozhevin, V.N. Litunovsky, B.V. Ljublin et al., Fus.Eng.Des. 28, 157 (1995)

55. S.V. Mirnov, V.N. Dem'yanenko, E.V. Murav'ev, J. Nucl. Mater. 196-198, 45-49(1992).

56. L.G. Golubchikov, V.A. Evtikhin, I.E. Lyublinski et al. J.Nucl. Mater., 233237, 667-672(1996).

57. V.B. Lazarev, E.A. Azizov, A.G. Alekseev et al. 30th EPS Conf. on Contr. Fus and Plasma Phys. S.Petersburg. 7-11 July, 2003 EC A V. 27A P3.162.

58. Linke et al., Nucl. Mater. 176-177, 856 (1990).610.1. Buzhinskij, Y.M. Semenets. Fusion Technology. 31,1-13 (1997).

59. Л.А.Арцимович, В.Д.Шафранов. Токамак с некруглым поперечным сечением. Атомная физика и физика плазмы. Наука, М. 1978

60. Peng Y-K. М. Strickler D.J. // Nuclear Fusion. 1986. Vol.26, p. 769.

61. Robinson D.C. // Fusion Energy and Plasma Physics. World Scientific Press, 1987, p. 601

62. Sykes A. et al // Plasma Phys. Control. Fusion. 1997, vol. 39, p. 247

63. A.W. Morris, R.J.Akers, J.W.Connor et al.//Plasma. Phys. Control. Fusion (1999) Vol.41, Supplement 12В, В 191-B207.

64. M.G.Bell, et al., Physics Results from the National Spherical Torus Experiment, PPPL-3459, June 2000

65. В.А.Беляков, В.А.Дивавин, НЛ.Дворкин и др. Проект сферического токамака Глобус-М. Препринт ФТИ-РАН №1629. СП, 1994. 36с.

66. В.К.Гусев, В.Е.Голант, Е.З.Гусаков и др. Журнал технической физики, 1999, т.69, вып.9, стр. 58-62.

67. Е.A.Azizov et al., The Tokamak TSP-AST Concept, 21 SOFT, Madrid, Spain, September 2000.

68. E.A.Azizov, E.P.Velikhov, B.B.Kadomtsev et al., Proceedings of XII IAEA Conf. on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Nice, France, 1988.

69. ENEA Frascatti, Nuclear Fusion Division, 1998 Progress Report.

70. V.Lukash and Joint team TRINITI, Kurchatov Inst., Efremov Inst., Ioffe Inst., SE "Severny Zavod", Proceedings of Inst, workshop on Spherical Torus. Vol.11 Culham Science and Eng.Centre, 4-6 Dec. 1996.125

71. E.A.Azizov, N.Ya.Dvorkin, O.G.Filatov et al., JUST: Joint Upgrated Spherical Tokamak, Inst, workshop on Spherical Torus, 16-20 Oct. 1995, St-Petersburg, Russia.

72. E.A.Azizov, Yu.S.Cherepnin, V.N.Dokuka, et al., Proceedings of the 21st Symposium on Fusion Technology, Madrid, Spain, 11-15 September 2000.

73. T.C.Hender. Tight Aspect Ratio Tokamak Neutron Source. Proceedings of Inst, workshop on Spherical Torus. Vol.11 Culham Science and Eng.Centre, 4-6 Dec. 1996.

74. E.A.Azizov, G.G.Gladush, V.N.Dokuka et al. 17 EPS Conf. Controlled Fusion and Plasma Physics, Amsterdam, 25-29 June, 1990.

75. ITER Phys., ITER Doc. Ser., vol.21, IAEA, Vienna, 1991, p.236.

76. M.Peng. Int. workshop on Spherical Torus, 16-20 Oct. 1995, St-Petersburg, Russia.

77. C.J.Lasner et al., Scaling and Profiles of Heat Flux During Partial Detachment in DIII-D, Proc. 13th Int. Conf. on Plasma Surface Interaction, San-Diego, USA, 1998.

78. D.C.Robinson. Int. Workshop "Tokamak Concept Improvement", Varenna, Italy, Aug. 29- Sept.3, 1994

79. E.A.Azizov, Yu.P.Arefiev, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al., Plasma Devices and Operations, v.l 1, No.4 (2003).

80. T.J.Donal. Problems of Atomic Science and Technology, No.4, p.34 (2002), Ukraine.

81. E.A.Azizov, O.I.Buzhinskij, E.P.Velikhov, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al. Fusion Engineering and Design, 70, 45-56 (2004).

82. А.М.Астапкович, В.А.Глухих, А.Б.Минеев и др. Нейтронные источники на основе токамака с большой долей бутстреп-тока. Препринт НИИЭФА П0919, М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1993.

83. S.CJardin, C.E.Kessel, D.Meade et al., Fusion Science and Technology, 43, 161 (2003).

84. C.Wong Systems Study on Impact of Aspect Ratio on Power Reactor and Testing Reactor Designs, KTM meeting, Kazakhstan, 10-12 May, 2001.126

85. Nuclear Fusion, Vol.39,No.l2(1999),(ITER Physics Basis), p.2391-2469.

86. R.Maingi, P.Mioduszewski, S.Kaye, M.Peng et al., Estimates of Scrape-off Layer and Divertor Parameters in NSTX, 1996 ST Workshop, p. 1024, Abingdon,U.K.

87. Bongju Lee, D.Hill, K.H.Im, L.Sevier, Jung-Hoon Han, B.J.Braams, Fusion Technology, v.37, Mar.,2000,p. 110.

88. P.C.Stangeby, G.M.McCracken, Nuclear Fusion, Vol.30,No.7(1990),p.l225.

89. A.Loarte, S.Bosch, A.Chankin et al., Multi-machine scaling of the divertor peak heat flux and width for L-mode and H-mode discharges, J. of Nucl. Mater.,v.266-269(l999), p.587-589.

90. A.W.Mooris, R.J.Akers, J.W.Coonor et al., The role of the spherical tokamak in clarifying tokamak physics, Plasma Phys. Control. Fusion, v.41(1999), B191-B207.

91. S.Kaye and the ITER Joint Central Team and Home Teams, Projection of ITER Performance Using the Multi-Machine L- and H-mode Databases, 15th Int. Conf. on Plasma Phys. and Control. Nucl. Fusion Research, IAEA-CN-60/E-P-3, Seville, 1994.

92. ITER Confinement Database and Modeling Expert Group (presented by T.Takizuka),1997 Fusion Energy (Proc. 16th Int. Conf., Montreal, Canada, 1996), v.2 (Vienna, IAEA), p.795.

93. M.Keilhacker and the JET Team, Fusion physics progress on the Joint European Torus (JET), Plasma Phys. Control. Fusion, v.41(1999), B1-B23.

94. D.J.Campbell, Physics and goals of RTO/RC-ITER, Plasma Phys. Control. Fusion, v.41(1999), B381-B394.

95. Котельников Р.Б., Башлыков C.H., Галиакбаров З.Г. и др. Особо тугоплавкие элементы и соединения, "Металлургия", 1968, 376 с.

96. Н.И.Архипов, В.П.Бахтин, С.Г.Васенин и др.,Физ. Плазмы, т.25(1999).№3, с.263.

97. H.Wurz, S.Pestchanyi, ITER workshop on Material Effects of Disruptions, Troitsk, Russia, Febr.14-16, 2000.

98. C.P.C.Wong et al., J. Nucl. Mater., 196-198(1992), p.871.127

99. E.A.Azizov, V.N.Dokuka, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al. The VNS concept on the base of tokamak JUST-T for transmutation of minor actinides, Plasma Devices and Operations, 11, No.4 (2003).

100. R.D.Monk et al., Recent results from divertor and SOL at JET, 17th IAEA Fusion Energy Conference, Yokohama, Japan (1998).

101. M.Peng, Current Trends in International Fusion Research: A Review, Washington, D.C., USA, March, 24-28, 2003.

102. S.F.Paul, R.Maingi and the Boundary Physics ET, Heat Flux and Radiated Power in the NSTX Divertor, NSTX Results&Theory Review, PPPL, Princeton, USA, Sept., 9-11, 2002.

103. A.Kirk, J-W.Ahn, D.Coster et al., Analysis of SOL Behaviour in MAST Using an Advanced Onion-Skin Solver (OSM2), EPS (2001).

104. MAST Web-site, Plasma configuration in MAST, December, 2002.

105. Азизов Э.А., Баркалов А.Д., Гладуш Г.Г., . Обысов H.A. и др. «Управление потоками плазмы в диверторную область и флуктуация температуры приемных пластин токамака КТМ», сборник трудов, вып. 2, Троицк, ОНТИ ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 2003, стр. 25-29.

106. A.P.Martinelli et al., Deuterium trapping and impurity collection on JET belt limiter, J. Nucl. Mater., 196-198, p. 729-734 (1992).

107. C.G.Lowry et al., Results of JET operation with continues carbon and beryllium X-point target plates, J. Nucl. Mater., 196-198, p. 735-738 (1992).

108. E.A.Azizov, A.D. Barkalov, G.G. Gladush, . N.A.Obysov, et al. Control of the plasma fluxes into the divertor region of the tokamak KTM, 19th IAEA Fusion Energy Conference (FT/P2-12), Lyon, France (2002).

109. Abdou M. et al. Phase I Report of the IE A Study on High Volume Plasma-Based Neutron Source (HPVNS), 1994, UCLA-FNT-94,UCLA-ENG-95—111.

110. Астапкович A.M., Глухих, В. А., Минеев А. Б. и др. Нейтронные источники на основе токамака с большой долей бутстреп-тока. Препринт НИИЭФА П-0919, М., ЦНИИАТОМИФОРМ, 1993.

111. Mineev A.B., Analysis of the Tokamak Neutron Source (VNS) design and range of its parameters, Fusion Engineering and Design, 27, 307—315, (1995).

112. Stacey W. M., Mandrekas J., Hoffman E. A.et al. Fusion Science and Technology. 41, March 2002, p 116.

113. Qiu L. J., Wu Y. C., Xiao B. J.et al. A Low Aspect Ratio Tokamak Transmutation System, Proc. 17th IAEA Fusion Energy Conference, Yokohama, Japan, 19—24 Oct. 1998, IAEA-Fl-CN-69/FTP/06(R).

114. Peng Y.-K. M., Reiersen W., Kaye S. M.et al., Nuclear Fusion, 40, p. 583, 2000.

115. Robinson D. C., Akers R., Allfrey S. J.et al. Fusion Technology Applications of the Spherical Tokamak, IAEA-F1-CN-69/FT1/12.

116. ITER Physics Basis, Nuclear Fusion, v. 39, № 12, 1999.

117. Peng M., An Update of ST-VNS Based on New NSTX Results, THE U.S. RUSSIA BILATERAL EXCHANGE 1.2: BLANKET AND FUSION CONCEPT FOR THE TRANSMUTATION OF ACTINIDES, June 24—27,2002, ISTC, Moscow, R.F.

118. Khayrutdinov R. R., Lukash V. E., J. Comp. Physics, 109, 193, (1993).

119. Mandrekas J., «Physics Models and User's Guide for the Neutral Beam Module of the Super Code GTFR-102», Fusion Research Center Georgia Institute of Technology, Atlanta, 1992.

120. Janev R. K., Boley C. D., and Post D. E., «Penetration of Energetic Neutral Beams into Fusion Plasmas», Nucl. Fusion, 29,2125, (1989).

121. Callen J. D., Colchin R. J., Fowler R. H., McAless D. G., Rome J. A., «Neutral Beam Injection into Tokamaks», Fifth Int. Conf. On Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, report IAEA-CN-33/A 16—3, Tokyo, 1974.

122. Филатов B.B., Мазуль И.В. Критерий выбора материалов для ЭМС нейтронного источника. Препринт НИИЭФА, 2002.

123. Kawamura Н. Techn. Meeting on Irr. Testing of In-Vessel Structural Materials. Garching, Joint work Site December 12-16, 1994

124. Gorynin I.V., Glukhikh V.I., Rybin V.V. Plasma devices and operation, 3, p.1-22, 1994.

125. Kurigama I., Hayakawa N., Nakaso Y. et al,. IEEE Trans. Electr. Insul. V. El-13, p.p. 113-118, 1978.

126. Данилов И. Бланкет для трансмутации минорных актинидов и плутония. Доклад на Совещании по бланкетам и концепциям реакторов синтеза для трансмутации актинидов, 21-23 марта 2001, Сан-Диего, США.

127. E.A.Azizov, V.N.Dokuka, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al. The VNS concept on the base of tokamak JUST-T for transmutation of minor actinides, Plasma Devices and Operations, 11, No.4 (2003)

128. Э.А.Азизов, Г.Г.Гладуш, В.Н.Докука, . Н.А.Обысов и др. Исследование объёмного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов на базе сферических токамаков с аспектнымотношением А=2. Сборник трудов ОФТР ТРИНИТИ, Троицк (2003)

129. Лукаш В.Э., Хайрутдинов P.P. Физика плазмы, 22, стр.99 (1996).136. JT-60U