Расчётные, проектные и технологические разработки термоядерных установок и реакторов типа токамак тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.13 ВАК РФ

/

Российский научный центр «Курчатовский институт»

ФИЛАТОВ Олег Геннадиевич

РАСЧЕТНЫЕ, ПРОЕКТНЫЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ РАЗРАБОТКИ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК И РЕАКТОРОВ ТИПА ТОКАМАК

Специальность 01.04.13 - электрофизика, электрофизические установки

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук в виде научного доклада

3476

На правах рукописи УДК 621.039

Москва —2009

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Научно - исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д.В.Ефремова», г. Санкт-Петербург.

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук, профессор Кейлин Виктор Евгеньевич

Российский научный центр «Курчатовский институт»

доктор физико-математических наук, профессор Коврижных Лев Михайлович Учреждение российской академии наук Институт общей физики им. A.M. Прохорова РАН

доктор физико-математических наук, профессор Овсянников Дмитрий Александрович Федеральное государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Санкт-петербургский государственный университет» (СПБГУ),

Ведущая организация; Государственный научный центр Российской Федерации

Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований

Защита диссертации состоится "_"_2009 г. в _часов на заседании

Диссертационного совега Д 520.009.02 при Российском научном центре "Курчатовский Институт" по адресу: 123182, Москва, площадь ак. Курчатова, д. 1

С диссертацией в виде научного доклада можно ознакомиться в библиотеке РНЦ "Курчатовский институт"

Диссертация в виде научного доклада разослана "_"_2009 г.

Ученый секретарь диссертационного совета к.ф.-м.н.

А,В. Демура

' /л ни п ri /Л 54 g

ИБЛИОТШКА

5 0 0 9

" 1 ^^w.swj

Содержание

Общая характеристика работы

Основное содержание работы

1. Расчетные методы

1.1 Синтез системы полоидального поля токамаков

1.2 Моделирование переходных электромагнитных процессов в элементах токамаков

1.3 Синтез и расчет магнитных систем электрофизических устройств

2. Проекты

2.1 Экспериментальные установки типа токамак

2.2 Нейтронные источники на основе токамаков

2.3 Экспериментальные реакторы-токамаки

3. НИОКР

3.1 Магнитная технология

3.2 Первая стенка и дивертор

Заключение

Список работ, опубликованных по теме диссертации

Общая характеристика работы. Актуальность темы диссертации.

Исследования и разработки в области управляемого термоядерного синтеза (УТС) ведутся в мире более 50 лет. Интерес к этим работам диктуется практической неисчерпаемостью запасов топлива для термоядерной энергетики, потенциальной безопасностью и экологичностыо термоядерных реакторов (ТЯР).

С конца 60-х годов прошлого столетия доминирующей стала отечественная концепция установок с магнитным удержанием плазмы типа Токамак, которая сегодня рассматривается в качестве основы для первых ТЯР.

Все установки, созданные в мире до сих пор, предназначались в основном для физических исследований и накопления соответствующей базы данных. Однако для оценки масштабов технических проблем, которые следует решить до строительства энергетических ТЯР, уже в 70-х годах были выполнены достаточно подробные концептуальные проработки проектов таких ТЯР и электростанций на их основе. К иим относится, например, серия разработок Висконсинского университета CEIA (проекты UWMAK), а также Принстонский проект РРР (Princeton Power Plant). Из отечественных разработок можно упомянуть ОПТЯЭС (Опытно-Промышленная Термоядерная Электростанция) и ГТРТ (Гибридный Термоядерный Реактор-Токамак), Одним из результатов этих проработок является осознание необходимости создания реакторов промежуточного поколения — экспериментальных и демонстрационных.

Основными задачами экспериментальных реакторов являются достижения реакторных параметров плазмы, длительное термоядерное горение (с возможностью достижения зажигания и стационарного режима) и испытания инженерных систем реактора в интегрированном виде. Как результат будет создана физическая и инженерная база данных для демонстрационного реактора ДЕМО.

В 80-х годах в СССР разрабатывался проект опытного термоядерного реактора OTP, в США — FED, в Европе - NET, в Японии - FER. Проекты этих реакторов оказались очень близкими по целям и задачам, размерам, ряду технических предложений и стоимости. Следует отметить также, что в этот период начались достаточно серьезные технологические НИОКР по ключевым системам ТЯР. Общность интересов и стремление сиизить затраты для каждой из сторон привели, по инициативе СССР, к объединению усилий сначала в рамках проекта ИНТОР, а затем, в 1988г., по проекту ИТЭР, который разрабатывали специалисты из России, Японии, стран Евратома и США. В результате в 2001г. впервые был разработай детальный технический проект экспериментального ТЯР и осуществлен цикл уникальных НИОКР в его обоснование. В ноябре 2006г. подписано

межправительственное Соглашение о строительстве ИТЭР, к которому присоединились КНР, Индия и Южная Корея.

ИТЭР является экспериментальным реактором и не предназначен для генерации коммерческой электроэнергии. Эту роль должен выполнить демонстрационный энергетический реактор ДЕМО, проработки которого, на разном уровне, ведутся в ряде стран, в том числе в России. В качестве специфического для ДЕМО НИОКР в ИТЭР предполагается испытать прототипы энергетических тритийвоспроизводящих модулей бланкета (тест-модули). Особняком стоит задача разработки и испытаний малоактивируемых конструкционных материалов, для чего потребуются специальные установки - нейтронные источники.

Необходимо отметить, что, не смотря на переход к этапу строительства ТЯР, по-прежнему актуальна задача поддержания экспериментальных физических установок, проектирования и создания новых. Для России весьма актуально создание национальной установки среднего класса, каковой мог бы быть проект Т-15М.

В настоящее время наиболее актуальными являются проблемы, связанные с практической реализацией экспериментальных ТЯР и сконцентрированные вокруг проекта ИТЭР. В силу сложности геометрии реакторов-токамаков, взаимосвязи протекающих в них процессов актуальной является разработка и совершенствование расчетных методик и вычислительных программ, необходимых для численного моделирования инженерных систем ТЯР (моделирование магнитной системы, переходных электромагнитных процессов, тепловых процессов и т.п.). Актуальной является задача создания специализированных установок для поддержки экспериментальной программы ИТЭР (в том числе нейтронных источников). К наиболее актуальным следует отнести проблемы разработки конструкций, технологий изготовления, создания стендовой базы и проведения НИОКР по электромагнитной системе (энергоемкая система), дивертору и первой стенке (энергонапряженные системы).

Целями диссертационной работы являлись:

1. Разработка расчетных методик и вычислительных программ, необходимых для численного моделирования и проектирования реакторов-токамаков.

2. Разработка проектов специализированных токамаков, в том числе нейтронных источников, и экспериментальных ТЯР.

3. Разработка технологий изготовления сверхпроводящих магнитных систем реакторов-токамаков, создание специализированной стендовой базы и проведение цикла НИОКР.

4. Разработка технологий создания дивертора и первой стенки экспериментальных ТЯР, проведение цикла НИОКР на специальных стендах.

Научная новизна и практическая ценность

1. Разработан комплекс расчетных методик и вычислительных программ для численного моделирования энергоемких и энергонапряженных систем реакторов-токамаков.

2. Выполнены проектные проработки реакторов (OTP, ИТЭР) и экспериментальных специализированных установок (Т-10С, Т-15М, КТМ, VNS).

3. Разработаны конструкции и технологии изготовления сильноточных сверхпроводящих кабелей, созданы технологические линии их изготовления.

4. Создана стендовая база для исследования свойств отдельных проводов и кабелей.

5. Предложена и реализована программа создания и испытания Катушки-Вставки из Проводника Тороидальной Обмотки (КВПТО) для ИТЭР.

6. Создана экспериментальная база и отработаны технологии изготовления элементов дивертора и первой стенки ИТЭР.

Связь с государственными планами НИОКР: Диссертационная работа выполнена в соответствии с планом научно-технических работ, проводимых в Федеральном унитарном государственном предприятии «НИИ электрофизической аппаратуры им.Д.В.Ефремова», в соответствии с Координационным планом по Государственной научно-технической программе "УТС и плазменные процессы", а также в соответствии с Федеральной целевой программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР" на 2002-2005 гг. (Постановление Правительства РФ № 604 от 21.08.2001), Федеральной целевой научно-технической программой "Международный

термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1999-2001 гг, (Постановление Правительства РФ № 1417 от 01.12.1998) и Федеральной целевой программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1996-1998 гг. (Постановление Правительства РФ № 1119 от 19.09.1996).

Достоверность.

Результаты работ использованы и внедрены в проект международного токамака ИТЭР, как экспериментально подтверждающие заложенные в него принципы построения конструкции и новые технологии сверхпроводящей ЭМС ИТЭР.

Проект Модельной катушки-вставки с проводником тороидальной обмотки (КВПТО) ИТЭР реализован как часть программы НИОКР в обоснование проектирования ИТЭР, в ходе выполнения которого получили экспериментальную проверку принципы построения конструкции и новые технологии.

Проведённый цикл НИОКР для обоснования основных технологических операций по изготовлению систем первой стенки и дивертора также экспериментально подтвердил сформулированные в диссертационной работе положения.

Достоверность результатов математического моделирования подтверждается путём сопоставления результатов, полученных автором, с аналитическими решениями, результатами расчётов с использованием других программ для установок Т-10С, Т-15, ТСП, GLOBUS-M, VNS, КТМ, OTP, ИНТОР, ИТЭР, данными, полученными в ходе экспериментов, в том числе, и специально организованных, в частности на установке GLOBUS-M.

Апробация работы и публикации Основные результаты работы докладывались на Всесоюзных, Всероссийских и международных конференциях по инженерным проблемам термоядерных реакторов ИПТР - 2, 4, 5, б, 7 (Ленинград, Санкт-Петербург 1981, 1988, 1990, 1997, 2002гг.); 2-м Советско-Американском семинаре «Синтез -Деление» (Москва, 1977г.); 4-м заседании Технического Комитета МАГАТЭ и Совещании по проектам технологии термоядерных реакторов (Ялта, 1986г,); 1-м и 4-м Симпозиумах по технологии ядерного синтеза (Токио, 1988г., 1997г.); Американских симпозиумах по термоядерной инженерии (12 IEEE/NPSS, Моитерей, 1987г., 17 ШЕЕ/NPSS, Сан-Диего, 1997г.); международных совещаниях по проблемам математического моделирования, программированию и математическим методам решения физических задач (Дубна, 1983, 2002гг.); 13-й и 15-й международных конференциях по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (Вашингтон, 1990г., Севилья, 1994г.); 17-й конференции МАГАТЭ по термоядерной энергии (Йокогама, 1998г.); международных конференциях по магнитной технологии МТ (МТ-12, 1991г., СССР; МТ-15,1997г., КНР; МТ-16, 1999г., США; МТ-17, 2000г., Швейцария; МТ-18, 2003г., Япония); многочисленных международных совещаниях по проекту ИТЭР (1989-2001 гг., ФРГ, США, Япония), представлены в ведущих отечественных и зарубежных журналах:

Журнал технической физики, Журнал вычислительной математики и математической физики, Физика плазмы, Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», Nuclear Fusion, Plasma Devices and Operations, NUCLEAR INSTRUMENTS &. METHODS IN PHYSICS RESEARCH Section A, Fusion Engineering and Design, IEEE Transactions on Magnetics, IEEE Transactions on Applied Superconductivity, Cryogenics, NUCLEONIKA, Гироскопия и навигация, Авиакосмическое приборостроение, Гос. реестр изобретений РФ, Москва, Реестр программ для ЭВМ, Москва, ' ПРОГРАММЫ ДЛЯ ЭВМ БАЗЫ ДАННЫХ ТОПОЛОГИИ ИНТЕГРАЛЬНЫХ МИКРОСХЕМ Официальный бюллетень российского агентства по патентам и товарным знакам ФИПС МОСКВА, Электроника (Наука, Технология, Бизнес).

Основные результаты опубликованы в 106 работах и одной монографии.

Основное содержание работы 1. Расчетные методы 1.1 Синтез системы полоидального поля токамаков [1-10, 22,30, 48-60, 68,70,71]

Задача синтеза системы полоидального поля токамаков может быть сформулирована как определение зависимости токов и напряжений в катушках от времени, обеспечивающих требуемый сценарий развития разряда. Знание этих зависимостей служит основой для проектирования всей магнитной системы и системы электропитания. _

Перед началом разряда полоидальная магнитная система запасает магнитный поток , причем в заданной области S внутри камеры поперечное поле рассеяния В1 должно быть меньше или равно Втах. Необходимо определить оптимальное распределение токов в катушках I = {lk}, к=1, 2, ...N (рис.1.1.1), удовлетворяющее этому условию. Для этого удобно использовать метод регуляризации А.Н.Тихонова, согласно которому в качестве решения выбирается вектор I, минимизирующий функционал

Fa[l] = \A-I-Bf + a\lf, а>0. (1.1.1)

Здесь Aw В- матрица и вектор с элементами:

Л® К,Л = {га{гт,2т\гк!гк) ),

Координаты (r„,,zm) е S, т = 1,2, ... Ms являются узлами прямоугольной сетки в S,

V- полоидальный магнитный поток, % - функция потока единичного кольцевого тока.

В идеальном случае, при отсутствии в S полей рассеяния, в (1.1.2) следует положить:

bm = !F,w=const. Реально:

Ья=¥ы+6я, (1.1.3)

где дт определяется полем рассеяния в узле сетки с номером т. Максимально допустимое значение 8„, равно

8 = тах\5т\ЛяЩВшах\, (1.1.4)

где r0=mm(r„i)', h=min(Ar,Az)\ Ar, .dz - размеры ячейки сетки в S. Оптимальное решение определяется как вектор с минимумом |/||, который минимизирует функционал (1.1.1) с параметром регуляризации а, при котором выполняется условие:

\\л-1а-в\=г-м$-5. (1,1,5)

Если область ¿"квадратная с ребром L и с числом узлов сетки Мs = , то

Отсюда видно, что при не слишком малых Ns ■ 8 « const(Ns), т.е. класс допустимых решений (1.1.5) фактически определяется только положением и размерами области S и величиной ВШ1Х.

По мере развития разряда в токамаке необходимо обеспечивать удержание в равновесии плазменного шнура заданной геометрической формы. Уравнение мгд-равновесия удобно использовать в интегральном виде:

\\^{г,2\г'„^ГУ^М + ^Мг,,*)!, . (1.1.7)

м

Здесь ]1р (У, г) - задаваемое модельное распределение плотности тока плазмы по магнитным

поверхностям ^сог^. Требуется найти величины токов в катушках / = {/,}, обеспечивающих необходимую форму граничного плазменного контура I (рис. 1.1.1), на котором: Щ = и = 0 при >Р<, Ч>1 Ф 0 при (Р> Ч',.

Эта задача также может быть решена путем минимизации функционала (1.1.1), в котором матрица А и вектор В имеют компоненты:

АаШ^Л,

С гг / \ \ 1 ' (1Л"8)

где ^ = {О'2/} 6 ^ - набор дискретных точек на I. Если матрица.^ и вектор Во точно соответствуют требуемому контуру / и распределению тока плазмы, то допустимое уклонение от них можно задать с помощью некоторых чисел 8 и /г, для которых Ц.5 - 50|| <8, ||у4 — Л0|| < А . Решение будет иметь минимальную норму ||/||, если параметр а выбран так, что:

1А-1а-В\ = 2{Ь-%\+б) (1.1.9)

Такое решение обладает также свойством устойчивости к малым изменениям исходных данных, т.е. матрицы А и вектора В, Эти малые изменения могут быть вызваны отклонениями расчетной и требуемой форм плазмы, а также отклонениями расчётного распределения тока плазмы Ур от реального.

На практике удобно полагать й = 8 = £||2?||, где е - малое число. При расчетах для

проектов ОТР, ИНТОР и ИТЭР было показано, что удовлетворительное совпадение расчетной границы плазмы с требуемым контуром получается при 5-10"4 <, а < 10'3. С уменьшением е это совпадение улучшается, при этом а уменьшается, а токи Щ увеличиваются, Для функции типа ](р(Ч/,г}{] Чуг при фиксированном е и изменении у в пределах 1.5 < у £ 2.0 сумма

£

изменяется на ~2%. При прочих равных условиях метод наименьших квадратов (сс= 0) дает величину X ~в 2 раза больше (х изменяется на ~15%).

По мере развития разряда меняются форма плазменного шнура, распределение тока плазмы, происходят омические потери магнитного потока. Поэтому, исходя из начального распределения токов в катушках, необходимо осуществлять их пересчет в соответствии с развитием плазменного шнура для обеспечения равновесия в каждый момент времени. При этом должен выполняться баланс вольт-секунд

ФЛО + Ф^-А?,. (1.1.10)

Здесь Ч^пс1 ~ затраты магнитного потока внешних систем, расходуемого на омический нагрев плазмы. Магнитный поток тока плазмы Ч/р1 выражается через полный ток плазмы 1Р1 и коэффициент

самоиндукции ЬР{. Потокосцепление токов полоидальной системы с плазмой Р, определяется коэффициентами взаимной индуктивности их катушек с плазменным шпуром.

При использовании в токамаке ферромагнитных элементов дополнительно применен метод граничных интегральных уравнений для учета токов намагничивания, Для этого удобна модель с кусочно-постоянным распределением линейной плотности токов намагничивания, порожденных как

токами в катушках, так и токами плазмы, вдоль границ подобластей с однородной намагниченностью.

Изложенные методики реализованы в комплексе вычислительных программ CSCOMP-TOPOL-POLO. С их помощью вычисляются токи и напряжения в катушках полоидальной системы, а также механические нагрузки на электромагнитную систему в целом. Результаты расчетов являются основой для проектирования электромагнитной системы токамака, а также системы ее электропитания. Расчеты проводились для проектов Т-15, Т-10С, Т-15М, OTP, ИНТОР, ИТЭР, КТМ и других. Примеры результатов расчетов приведены на рис. 1.1.2-1.1.4.

1.2 Моделирование переходных электромагнитных процессов в элементах токамаков [13-18,24,

25,32-35, 37]

Для токамаков характерны квазистационарный режим работы, наличие срывов тока плазмы, использование системы обратных связей в управлении формой и положением плазмы. Это приводит к возникновению вихревых токов в элементах конструкции, которые оказывают существенное влияние на пондеромоторные силы и тепловые нагрузки, а также распределения магнитных полей.

Вихревые токи в основном протекают по таким элементам оболочечного типа как вакуумная камера, тепловая защита, корпуса катушек, толщина которых пренебрежимо мала по сравнению с габаритами. Кроме того, как правило, время диффузии магнитного поля через проводящую оболочку толщиной А с проводимостью а =1/р много меньше характерного времени анализируемого процесса М, т.е. ^^¡¡^«Аг. Поэтому вполне применим подход тонких оболочек с поверхностными токами. В этом случае задача формулируется лишь относительно одной неизвестной - нормальной к

оболочке компоненте векторного электрического потенциала Р = Рпёп (ёп - орт нормали к

оболочке), определяемого соотношением ] ■ к — V х Р, где у - плотность вихревого тока на оболочке.

Для односвязной оболочки 5, находящейся во внешнем меняющемся поле с индукцией Вт, уравнение относительно Р„ может быть записано в виде:

.BlL J^MxgJxf-r')

4 яЫ* |F-?f

dt

(1.2.1)

Однозначно определенный (с точностью до константы) потенциал Р может быть введен только для односвязных поверхностей. В общем случае многосвязных и ветвящихся поверхностей для сведения их к односвязным подобластям вводятся условные разрезы и условные непроводящие поверхности. На линиях стыковки условных непроводящих поверхностей с проводящими элементами конструкции компонента Р„ испытывает скачок. В частности, для тороидальных оболочек вводятся две условные непроводящие поверхности, связанные с двумя типами токовых контуров, не стягиваемые в точку путем их непрерывной деформации по поверхности тора. В результате возникают две линии стыковки условных поверхностей с поверхностью тора, на которых Р„ испытывает скачок. Одна линия замыкается по большому обходу тора и скачок Р„ на ней равен полному тороидальному (транспортному) току, Другая линия замыкается вокруг малого обхода тора и скачок Р„ на ней соответствует полному полоидальному току.

В случае ветвления поверхности т.е. когда на некотором контуре С стыкуются более двух листов поверхности 5, следует наложить условие, соответствующее дифференциальному первому закону Кирхгофа:

дс

= 0, (1.2.2)

Л,с

где суммирование ведется по всем листам X, стыкующимся вдоль контура С;

ес - единичный вектор, направленный вдоль С, ет - единичный вектор, направленный вдоль листа X из С.

Йнтегро-дифференциальное уравнение (1.2.1) путем дискретизации сводится к системе обыкновенных дифференциальных уравнений, в матричных обозначениях имеющей вид:

J

\

dP,

d<$,

(1.2.3)

dt

Решение (1.2.3) позволяет найти распределение Р„, что позволяет, в свою очередь, рассчитать эволюцию вихревых токов в проводящих оболочках магнитных полей, пондеромоторных сил, тепловыделений и других параметров.

Изложенный подход составил методологическую основу комплекса программ TYPHOON. С его помощью выполнен анализ вакуумных камер ТСП, КТМ, SELENA, GLOBUS-M, Т-15М, TEXTOR, реактора ИТЭР. Для ИТЭР, кроме камеры, выполнены расчеты бланкета, дивертора, портовых заглушек, тепловой защиты, порт-лимитера, криогенного насоса, корпусов катушек тороидального поля, Примеры результатов приведены на рис.1.2.1-1.2.4.

1,3 Синтез и расчет магнитных систем электрофизических устройств [11,12,19-23,26-29,31,36,38-47]

При проектировании магнитных систем электрофизических устройств необходимо решать задачу синтеза систем, которая по существу является обратной задачей магнитостатики. В этом случае необходимо определить параметры магнитной системы, обеспечивающей создание в рабочей области магнитного поля требуемой величины и конфигурации. Под параметрами магнитной системы понимается количество и положение катушек, величины токов в них, форма магнитопровода и полюсов (в случае применения ферромагнетика) и т.д. В принципе, решение таких задач неоднозначно. Кроме того, для дискретного набора катушек может не существовать решения, при котором требуемое поле создается точно. Чаще всего такие задачи решаются методом подбора количества катушек и их положения с последовательным решением прямых задач. Это в большинстве случаев оправдано в силу практических соображений и конструктивных ограничений. Однако, используя метод регуляризации, можно существенно облегчить поиск оптимального решения.

Пусть z - совокупность элементов синтезируемой магнитной системы, определяющая ее заданные выходные параметры (токи в катушках, параметры магнитопровода или полюсов и т,д), й - требуемое распределение магнитного поля в интересующей области, А - оператор (матрица) прямой задачи (аналог матрицы А из раздела 1.1). Поскольку точное решение может не существовать, можно ввести допустимую погрешность 8: |Az — й|| <, 5. Кроме того, можно ввести ограничение на искомые параметры ||z||<c?, которое может быть связано с техническими ограничениями. Тогда оптимальным будет решение, при котором минимизируется функционал типа (1.1.1) при выполнении условий

\\z\\ = d, \\AS~ü\=5. (1.3.1)

Поскольку z является функцией параметра регуляризации а, то (1.3.1) дает связь a, d и 5. Задавая один из этих параметров, можно найти два остальных. Таким образом, а может играть роль параметра, управляющего процессом синтеза, задаваясь которым можно получить серию решений z(a), с различной степенью точности реализующих заданную функцию м.

Для решения практических задач с относительно небольшим числом параметров синтезируемой системы п (до нескольких десятков) задача сводится к решению системы алгебраических уравнений

п

£

i=i

akjzj+aakzk =bk, k=J,...n.

(1.3.2)

Здесь zj, akJ - компоненты вектора Z и матрицы A, bk - известная функция и и akj, сок - весовые коэффициенты, позволяющие выделить некоторые параметры магнитной системы.

Изложенный подход требует решения прямых задач с достаточно высокой точностью для

вычисления матрицы А и разработки специализированного алгоритма и программного обеспечения для решения задач синтеза.

Для реализации методов моделирования прямых задач разработаны комплексы программ КОМРОТ и KLONDIKE (для учета ферромагнетика). Прямые задачи решаются с помощью использования метода модифицированного скалярного потенциала <р такого, что

# = V{Z> + P, (1.3.3)

где Н - вектор напряженности магнитного поля, Р - векторный электрический потенциал, удовлетворяющий условию

VxP = ], (1.3,4)

где 7 - известный вектор плотности тока. Тогда потенциал <р определяется как решение уравнения V-S = 0=f = . (1.3.5)

С помощью комплекса программ КОМРОТ можно также решать задачи реконструкции магнитного поля по данным магнитных измерений на границе исследуемой области, расчета распределения электрического потенциала, совместные электромагнитные и тепловые задачи.

Комплекс программ использовался для моделирования магнитных систем установок KSTAR (Ю.Корея), W7X (Германия), ИТЭР, в том числе для анализа полей рассеяния, гофрировки, полей ошибок и синтеза корректирующих систем. Кроме того, он применялся для расчета циклотронов, спектрометров, вентильных двигателей, систем позиционирования. Некоторые примеры моделирования приведены на рис.1.3.1-1.3.7.

:........V

......л

Рис. 1,1,1: К расчёту полоидальной магнитной системы (на примере ИТЭР).

Рис. 1,1.2 Распределение полоидальиого магнитного поля рассеяния к момеюу пробоя в ИТЭР. Область пробоя имеет вид круга.

10 11 12 13

[, МА

|у\ / р!азта

К}1

14- с5зС~ """

РР6

ч , - _ _ — _«ои_ _ _ _ 7- \ • у

^Г»---.........................................,

л ч-*......°?л ....т..........х- •/<•.

V ....................................ыа.....' ^

* ЛСГ...... РР5

Т

.031 и \CS1L

сэги

г^ ~ - •

-._С82[_ .•/' '--„"•"'Л'

400

Рис. 1.1.3 Равновесная плазменная конфигурация _па плато разряда в ИТЭР,_

Рис. 1,1,4: Зависимость токов в катушках ИТЭР от времени._

Рис. 1.2.1: Вакуумная камера установки ИТЭР. Рис. 1.2.2: Характерное распределение

Распределение вихревых токов, вихревых токов по тепловой защите

обусловленных изменением тороидального вакуумной камеры установки ИТЭР при

тока плазмы при быстром неуправляемом срыве тока плазмы, уходе плазмы по вертикали вверх. Распределение токов приведено для момента времени, соответствующего концу токового

срыва,__

.......... ( ( 1 ^ДМмИш ' ЖМГЕ-Св ■ "Г.1 ■■• |•■ • 1",1 ш с%<е<б а»«1.-"!) :: с:. .............

Рис. 1.2.3: Диверторная кассета установки ИГЭР. Распределение вихревых токов, обусловленных изменением тороидального тока плазмы при быстром неуправляемом уходе плазмы по вертикали вниз. Распределение токов приведено для момента времени, соответствующего концу токового срыва. Рис. 1.2.4: Характерное распределение энергии ' тепловых потерь, выделяющихся в корпусах катушек тороидального магнитного поля установки ИТЭР при срыве тока плазмы.

. I

Рис. 1.3.1 Общий вид расчетной модели магнитной системы циклотрона ДЦ-72. (ОИЯИ г.Дубна, институт метрологии г.Братислава, Словакия).

Рис.1.3.2 Расчетное поле в медианной плоскости магнитной системы циклотрона ДЦ-72.

Рис. 1.3.4 Поле в секторе магнитной системы циклотрона ДЦ-72.

Рис. 1.3.3 Поле в вертикальном сечении магнитной системы

Рис.1.3.5 Поле в диске магнитной системы циклотрона ДЦ-72.

■ ^.."'"¿^уРЧИННнНт

Лч--

Рис. 1.3.6: Общий вид трехмерной модели двигателя.

Рис. 1,3.7: Плотность потока магнитного поля в центральном сечении двигателя,

2. Проекты

Изложенные в главе 1 методы расчетов и развитые на их основе вычислительные программы применялись при разработке большого числа предложений и проектов экспериментальных установок, игнайторов, нейтронных источников и реакторов на основе токамака.

2.1 Экспериментальные установки [11,12,53, 58-60, 67-71]

Непременным атрибутом реактора-токамака является дивертор. В России, к сожалению, кроме специфического токамака с малым аспектньш отношением ГЛОБУС-М, нет токамаков с дивертором. Однако велись проработки проектов диверторных токамаков, например, Т-20 А, ТБ-0, ТД, ИФТ, а также проектов реконструкции действующих установок и комплексов. К последним относятся проекты Т-10 С и Т-15 М.

В проекте Т-10 С предполагалось использовать инфраструктуру Т-10 и магнитопровод токамака с заменой магнитной системы и камеры. Вертикальное сечение Т-10 С показано на

рис.2.1.1, основные параметры:

Большой радиус плазмы 1.64 м Малый радиус плазмы:

• лимитерная плазма 0.3 м

• диверторная плазма 0.28 м Вытянутость (0.95) 1.6 Вытянутость (по сепаратриссе) 1.8-2 Тороидальное поле на оси 3.5 Тл Ток плазмы (в диверторной конфигурации при q¡=2.5) 0.6 МА Длительность плато импульса > 1с

Режим дивертора однонулевой, двухнулевой.

Реализация проекта Т-10 С позволила бы заменить морально и физически устаревшую установку на токамак класса АЭБЕХ.

| Развитие работ по проекту ИТЭР ещё раз подтвердило острую необходимость в национальном

диверторном токамаке. Более того, в поддержку самого проекта ИТЭР было бы целесообразно иметь токамак, в котором плазменный шнур по безразмерным параметрам и полоидальная система подобны ИТЭР. Это позволило бы, в частности, тестировать алгоритмы управления формой шнура, а также коды-симуляторы для ИТЭР. Указанным требованиям удовлетворяет проект Т-15 М. Общий вид Т-15 М показан на рис. 2.1.2, основные параметры (в сравнении с ИТЭР) приведены в табл. 2.1.1.

Здесь приведены данные двух основных конфигураций плазмы, которые можно было бы реализовать в Т-15 М. Вариант (Г) геометрически подобен ИТЭР, вариант (II) с уменьшенной треугольностыо плазмы и увеличенным расстоянием до диверторных пластин расширяет диапазон плазменных конфигураций и вариантов дивертора. Стоимость токамака Т-15 М меньше 10% стоимости всего комплекса Т-15, а реализация этого проекта была бы весьма полезна для национальных программ и увеличила бы вклад России в ИТЭР. Таблица 2.1.1____

ИТЭР Т-15 М а) Т-15 М (И)

Ток плазмы 1„, МА 15 1.7 1.7

Аспсктное отношение А 3.1 3.1 3.1

Большой радиус тора Ло, м 6.2 1.55 1.55

Малый радиус плазмы а, м 2 0.5 0.5

Вытянутость сечения к^/к, 1.7/1.85 1.7/1.85 1.7/1.85

Треугольиость 5вд/8х 0.35/0.5 0.35/0.5 0.22/0.5

Тороидальное поле на оси плазмы ВцКо, Тл 5.3 2.5 2.5

Длительность плато тока плазмы Дрыми, с 400 2-3 2-3

В настоящее время практически все действующие, проектируемые и сооружаемые токамаки в той или иной степени ориентированы на поддержку проекта ИТЭР. К таковым относится и Казахстанский Материаловедческий токамак - КТМ, общий вид которого и основные параметры представлены на рис. 2.1.3. Помимо плазмофизических исследований на КТМ будет проводится большой цикл инженерно-физических работ, среди которых можно отметить исследования различных материалов диверторных пластин (в том числе капиллярно-пористых Li-структур и других вариантов жидкометаллических устройств), испытания различных способов организации теплового контакта пластин с тепло отводящей и механической структурой диверторного устройства, исследования различных конструкций систем охлаждения, изучение методов снижения локальных тепловых нагрузок на приёмные пластины (например, путём быстрого изменения положения Х-точки в горизонтальном и вертикальном направлениях или изменением треугольности) и др.

Для ИТЭР, в частности, необходимо определиться с материалом облицовки вертикальных мишеней дивертора - графит или вольфрам - при переходе на работу с тритием. Для ДЕМО могут оказаться привлекательными жидкометаллические мишени. КТМ специально спроектирован таким образом, чтобы иметь возможность сравнительно просто и быстро менять мишенные устройства, а при необходимости - и всю камеру.

В КТМ катушки обмотки тороидального поля (ОТП) разъёмные, катушки полоидального поля расположены внутри ОТП. В нижней части камеры расположен вращающийся диверторный стол, на котором через специальное шлюзовое устройство крепятся диверторные пластины. Наличие шлюзового устройства позволяет выполнять эту операцию без развакуумирования камеры. На рис. 2.1.4 приведена фотография изготовленного приёмного диверторного устройства. На рис. 2.1.5 общий вид вакуумной камеры, на рис, 2.1.6 - вид электромагнитной системы в сборе.

Количество и положение катушек полоидального поля позволяет менять положение Х-точки сепаратриссы, что иллюстрируется на рис. 2.1.7. Вместе с изменением конфигурации пластины это позволяет регулировать нагрузки на дивертор в широком диапазоне.

Токамак изготовлен, прошёл основные технические испытания и находится в г.Куратове Республики Казахстан,

Рис. 2,1.1: Установка Т-10 С. Вертикальное сечение.

Рис. 2.1.2 Установка Т-15 М.

Т«ян1

^ Оку вад-уяио! «пум"]

Основные параметры

Большой р.чдиус ПЛ-ЛМЫ 0,0 м

Гадиу"- плазмы м

Аспектнос' с'гпоал-иио А

Удлинение плз.мм Ксг, 1,7

Тороидальной- МЛГНИ IIIОС' иГиК' и,| (К.И Ц1г 1 Т/1

Тон платы тОкА

ДЛИТЕЛЬНОСТЬ 10цЛ <1 -• !> с

Мощность ВЧ-нзгр-?ид - МВ1

Мощное»! ЮН Л о ИОН |1<!фу.'.1(Н (фИОМ!П'||' /1И111,|'<Г(Ц.1Н1'К.'

пллошнь! ,'-?0МЧ|/м'

Мощность потоков плазмы регулируется;

• расстоянием от х-точки сепаратрисы до диверторных пластин;

• углом наклона диверторных пластин к оси токамака;

• свипированием х-точки сепаратрисы при помощи дополнительной лолоидальной обмотки,

Рис. 2.1.3 Общий вид и основные параметры КТМ.

Рис. 2.1.4: Приёмно-диверторное устройство, Рис. 2.1.5: Вакуумная камера и система

имеющее 32 кассеты, плакированные вакуумной откачки,

графитом (установлены 3 кассеты).

Рис. 2,1,6: Электромагнитная система КТМ в процессе изготовления.

а) б) в)

Рис. 2.1.7: Равновесные конфигурации плазменного шнура в токамаке КТМ для трёх положений X -точки: а - см, б -х=76 см, в - х=81 см

2.2 Нейтронные источники на основе токамаков [54, 61-65, 67]

ИТЭР должен обеспечивать основную физическую и инженерную базу данных, необходимую для перехода к ДЕМО. Однако в силу малости нейтронпого фшоенса на первой стенке (< 0.5 МВт-лет/м2) ИТЭР не сможет обеспечить решение материаловедческих проблем ДЕМО. Для их решения необходимо иметь специализированный источник нейтронов.

На настоящее время в мировом сообществе предпочтение отдаётся ускорительному проекту IFM1F с использованием реакции d-Li (ток пучка дейтонов 250 мА, энергия - 40Мэв). К достоинствам IFMIF можно отнести то, что облучению подвергаются только исследуемые образцы, а не сама установка. К недостаткам можно отнести малость размеров тестируемых образцов. ( -200 см2 при потоке 1 МВт/м2 и 50 см2 при 3 МВт/м2). Кроме того, в IFMIF спектр нейтронов будет широким (0-40Мэв) с достаточно большой долей высокоэнергетичных нейтронов (>15 Мэв), что отличается от условий ДЕМО.

Определённые преимущества мог бы сулить подход, развиваемый в ИЯФ СО РАН на основе газодинамических ловушек (ГДЛ), Так, в проекте ГДЛ-3 М поток термоядерных нейтронов мог бы достигать значений около 2 МВт/м2 при размере облучаемой площади до 1 м . Работы в этом направлении, однако, не имеют необходимой финансовой поддержки.

Таким образом, в ИТЭР можно провести только функциональные испытания тритийвоспроизводящих модулей бланкета ДЕМО, а на IFMIF - испытания малых образцов материалов. Вместе с тем остаётся ряд вопросов, для решения которых, возможно потребуются дополнительные усилия. Изучение этих вопросов проводилось совместно с Калифорнийским университетом (г. Лос-Анджелес), Окриджской и Ливерморской национальными лабораториями США.

Для демонстрации коммерческой привлекательности УТС ДЕМО должен удовлетворять , следующим требованиям: стационарный режим работы, нагрузки на стенку 2-3 МВт/м2, ' самообеспечение топливом, тепловой к.п.д. >30%, коэффициент использования реактора >60% (коэффициент использования станции > 50%). Как показывает анализ, последнее условие выполнимо при коэффициенте использования бланкетной системы около 98 %. ,

Оценка возможности достижения столь высокого значения затруднена из-за отсутствия статистики отказов бланкетов. Поэтому для расчёта среднего времени между отказами (mean lifetime between failure - MTBF) в бланкете использовались данные по парогенераторам и реакторам деления. Получилось, что MTBF для бланкетов может составить 0.01-0.2 года. Вместе с тем, для достижения требуемого коэффициента использования ДЕМО MTBF всего бланкета должно быть в диапазоне 1-10 лет.

Гарантировать столь высокую надёжность бланкетной системы, не имея реальных статистических данных, крайне затруднительно, а набирать требуемую статистику на самом реакторе ДЕМО весьма

дорого и рискованно. Решить эту проблему можно было бы с помощью нейтронного источника со следующими параметрами:

Нейтронная нагрузка на первую стенку, МВт/м2 1-2

Режим горения плазмы стационарный

Минимальное время непрерывной работы, недели 1-2 Флюенс нейтронов на испытательном модуле, МВт-лет/м2

Стадия I: отбор концепций 0.3

Стадия И: подтверждение выбранных концепций 1-3

Стадия III: проверка надёжности концепций 4-6

Полная облучаемая площадь для испытаний, м2 >10

Перечисленным требованиям мог бы удовлетворять объемный источник нейтронов (VNS) на основе токамака. Для оценки возможности создания такого VNS был выполнен сравнительный параметрический анализ различных вариантов, основные результаты которого приведены в таблице 2.2.1. Из нее видно, что вариант 1 по своим размерам ненамного меньше ИТЭР. В варианте 2 потребляется слишком большая электрическая мощность. Следует также отметить, что приемлемьм был бы источник нейтронов стоимостью <25% от стоимости ИТЭР. Всем перечисленным требованиям мог бы удовлетворять VNS с малым аспектным отношением (вариант 3), по существу -вариант сферического токамака.

Для оценки технической осуществимости VNS на основе токамака было рассмотрено несколько проектов, общие параметры одного из них - ST-VNS (сферический токамак - объемный источник нейтронов) - приведены в таблице 2.2.2, общий вид сечения показан на рис. 2.2.1 Существенным недостатком таких источников является практически полное отсутствие радиационной защиты центральной части. Поэтому в ST-VNS главное внимание уделено проблеме замены облучаемых элементов: тороидальная система состоит из центрального поста, замыкание тока осуществляется через проводящую оболочку (колокол). Тогда центральный пост весом 80т убирается вниз, а диверторные кассеты - вверх.

В ST-VNS можно испытывать одновременно до 10 модулей бланкета с облучаемой площадью ~1м2 каждый, что может позволить сравнительно быстро набрать необходимую для DEMO статистику. Отметим, что нейтронные источники на основе токамака могут рассматриваться в качестве переработчиков облученного топлива ядерных реакторов, а тшоке переработчиков топлива.

Таблица 2.2.1 Варианты У^: 1-сверхпроводящая магнитная система;2,3-нормальная магнитная система соответственно со стандартным и малым аспектным отношением А

ИТЭР VNS

1 2 3

Средняя нагрузка на стенку, МВг/м2 0,57 1 1-2 1-2

Толщина внутренней защиты,м 0,8 0,72 0,23 0,03

Большой радиус плазмы,м 6,2 4,6 1,5-1,6 0,79-0,81

Малый радиус плазмы,м 2,0 1,05 0,6 0,6

Аспсктное отношение 3,1 4,4 2,5-2,7 1,3-1,35

Ток плазмы, МА 15 6,4 6-7,1 9,4-10,4

Тороидальное поле поле на оси, Тл 5,3 7,7 4,3-5,5 2-2,4

Вводимая в плазму мощность, МВт 73 140 30-46 19-29

Термоядерная мощность, МВт 500 360 82-172 32-65

Потребляемая мощность,МВт 112 330 540-700 130-180

Площадь первой стенки, м1 680 290 66-70 26

Таблица 2.2.2. Основные параметры вТЛПЧв

Средняя нагрузка на стенку,МВт/м2

Большой радиус плазмы,м 1>07

Малый радиус плазмы,м 0.765

Вытянутость сечения плазмы 3,0 Треугольность

Ток плазмы,МА ^,2

Тороидальное поле на оси,Тл 2,55

Термоядерная мощность,МИт 151

Вводимая мощность (ИЦР), МВт 45,5

2.3 Экспериментальные реакторы [6,10,48-52,55,56,66,69,75]

Первым детально проработанным проектом ТЯР в России был ОТР - Опытный Термоядерный Реактор со следующими основньми параметрами:

Большой радиус, £„ 6,3 м

Малый радиус, л„ 1,5 м

Вытянутость плазмы(0.95), к 1,5

Ток плазмы, /„ 8,0 МА

Средняя электронная плотность 1,7 • Ю20 м"3

Средняя температура плазмы 8,0кэВ

Тороидальное магнитное поле, В0/В„ш 5,8 /11,6 Тл

Рит 2,7 %

Запас устойчивости, 2Д

Длительность горения/скважность 600с/0,9

ЭЦР мощность, 15с 10 МВт

ИЦР мощность, Юс 50 МВт

НИ мощность, 600с 30 МВт

ИГР мощность, 600с 10 МВт

Максимальпая/средняя нейтронная пагрузка на стенку, Р„ 1,2 / 0,8 МВт/м2

Коэффициент воспроизводства трития 1,05

Термоядерная мощность 500 МВт

Нейтронный флюенс 5 МВт-лет/м2

Число импульсов 3-Ю5

Для достижения флюенса 5 МВт-лет/м2 требовалось сжечь примерно 140 кг трития. Поэтому в OTP предполагалась наработка трития с коэффициентом воспроизводства 1.05, коэффициент-использования OTP на конечной стадии работы должен был быть около 50%. В качестве тритийвоспроизводящего материала в бланкете предполагалось использовать эвтектику Ы^РЬвз с охлаждением водой. Для изучения производства ядерного топлива и электричества предусматривались испытания гибридных экспериментальных модулей двух типов - с охлаждением водой и жидким металлом - эвтектикой Pb45Bis5. Ядерное топливо UO2 размещалось в специальном вертикальном канале. Предполагалась демонстрация выработки небольшой электрической мощности - 10+30 МВт.

Если по основным геометрическим размерам OTP близок к ИТЭР, то по конечным целям он гораздо ближе к ДЕМО, чем ИТЭР. Поэтому большое внимание уделялось вопросам обслуживаемости реактора, особенно его ядерно-физической части.

На рис. 2.3.1(а, бив) показан общий вид решстора. Следует отметить, что в проекте OTP впервые был предложен принцип кассетной структуры дивертора, позволивший кардинально улучшить обслуживаемость и ремонтопригодность дивертора. С этой же целью, в ущерб оптимальности расположения катушек обмотки полоидального поля, внешние катушки большого диаметра расположены так, чтобы можно было целиком вынимать секторы бланкета и дивертора.. Кроме того, увеличенный радиус нижней наружней катушки позволял заменять её без снятия других катушек. С учётом возможности ремонта или замены нижних катушек в подвальном помещении достигалась полная ремонтоспособность всех катушек ОПП без сколько-нибудь существенной разборки реактора.

Необходимо также отметить, что при разработке проекта OTP впервые были начаты НИОКР по основным системам реактора.

Опыт, накопленный во время работы над OTP, дозволил России принять полноправное участие в проекте ИТЭР, который прошел следующие основные стадии: 1986 г. - начало переговоров по ИТЭР по инициативе СССР;

1988-1990 гг. - разработка концептуального (эскизного) проекта ИТЭР, участники: СССР, Евратом, США, Япония;

1992-1998 гг. - разработка инженерного (технического) проекта ИТЭР с большим радиусом плазмы

8.1 м и стоимостью около 8 млрд. долларов США в ценах 1989 г., проведение цикла НИОКР по ключевым проблемам и системам реактора, участники: Россия, Евратом, США, Япония;

1999-2001 гг. - разработка инженерного (технического) проекта ИТЭР с большим радиусом плазмы

6.2 м и сниженной в 2 раза стоимостью, проведение крупномасштабного НИОКР, участники: Россия, Евратом, Япония;

2002-2005 гг. - доработка инженерного проекта ИТЭР и завершение НИОКР в его обоснование, проведение переговоров о строительстве ИТЭР;

2006 г. - подписание межправительственного Соглашение о строительстве ИТЭР во Франции

(Кадараш), участники Соглашения: Евратом, Россия, США, Япония, КНР, Индия, Южная Корея;

2007 г. - создание международной организации ИТЭР, начало реализации проекта.

Миссией ИТЭР определена демонстрация научной и технологической осуществимости термоядерной энергетики. Задачами ИТЭР являются:

• достижение длительного горения плазмы в индуктивных разрядах с Q>10, не исключая возможности управляемого горения;

• демонстрация стационарной работы в неиндуктивных режимах с Q > 5;

• демонстрация доступности существенных термоядерных технологий в интегрированном виде;

• испытание компонентов будущих реакторов;

• испытание тритийвоспроизводящих модулей при нейтронной нагрузке на первую стенку > 0,5 МВт/м2 и флюэнсс > 0,3 МВт'лет/м2.

ИТЭР является последним крупным шагом перед ДЕМО. Его общий вид и основные параметры приведены на рис. 2.3.2. Россия принимала участие в расчетах и проектировании большинства основных систем реактора - электромагнитной системы, системы электропитания, вакуумной камеры, тепловой защиты, бланкета и первой стенки, дивертора и других. Некоторые примеры результатов расчетов приведены в главе 1, на рис. 2.3.3-рис. 2.3.6 показаны основные составные части реактора.

Долевой вклад стран-участниц в разработку проекта и НИОКР показан на рис. 2.3.7. Общий зачтенный вклад к полной стоимости разработки проекта ИТЭР составил: Европа - 34%, Япония -32%, Россия - 17%, США - 17%

Учитывая сложное положение с финансированием работ в 90-е годы, этот результат является выдающимся достижением российских участников проекта. В частности, благодаря этому Россия является полноправным участником сооружения ИТЭР и будет поставлять ряд ключевых элементов и систем реактора, перечисленных в таблице 2.3.1 (общий вклад составит около 10% от стоимости проекта).

в

Рис. 2.3.1 Общий вид основного узла ОТР-ЭМС с разрядной камерой и бланкетом: а-разрез плоскости катушки ОТП, б - разрез по сектору бланкета, в - вид в плане.

' 1 '-»едч.

-

Полная термоядерная мощность, МВт 500 (700)

Отношение термоядерной мощности к гЮ мощности дополнительного нагрева, О

Средняя нейтронная нагрузка на стонку, 0,57 (о,б) МВт/м2

Время горения плазмы в индуктивном ¿400 режиме работы, сек

Большой радиус плазмы, м 6,2

Малый радиус плазмы, м 2,0

Ток плазмы, МА 15 (17)

Вертикальная вытянутость плазмы • 1,7 /1,85 отношение вертикального размера к горизонтальному (верх/низ)

Треугольность плазмы (верх/низ) 0,33 / 0,49

Тороидальное магнитное поле на оси, Т 5,3

Объем плазмы, м3 837

Площадь поверхности плазмы, м1 678

Мощность дополнительного нагрева, МВт 73

Рис. 2.3.2 - Общий вид и основные параметры ИТЭР.

18 катушек ОТП

31 токоподвод

9 пар корректирующих катушек Центральный соленоид

Рис. 2.3.3 - Магнитная система ИТЭР.

Рис. 2.3.5 - Бланкет ИТЭР. (Базовый проект защитного бланкета 2001г.).

Цемгралычёш сборка (Вольфрам)

(Углиродиый коллмшит □■(')

Рис. 2.3.6 - Приёмное диверторное устройство ИТЭР (кассета дипертора).

Проект

НИОКР

Европа 30%

Россия 24%

Россия 14%

Япония 28%

Европа 36%

Япония 34%

Полная стоимость проекта и НИОКР-около 2 млрд. долларов США Рис. 2.3.7 - Долевой вклад стран-участниц в разработку проекта и НИОКР (июль 2001г.).

Таблица 2.3.1 Вклад РФ в сооружение ИТЭР.

Заказы на изготовление Вклад РФ в процентах

Магнитная технология Проводник для катушек ГР 20 % Мзвп Производство кабеля из ЫЬцЭп и №ЬТ1, изготовление катушки РР1 магнитной системы

Проводник для катушек РР 18 % №Т1

Катушка РР 1 100%

Вакуумная камера Верхние патрубки 24% Изготовление компонент вакуумной камеры

Бланкет Сборки первой стенки и вланкета 20% Производство облицовки, изготовление модулей защитного бланкета и его систем механического крепления

Защитный бланкет

Мех,опоры для зящ. модулей бланкета 100 %

Дивертор Приемное диеертор. Устройство (дом/лайнер) 100% Производство облицовки, элементов конструкции мишеней и проведение испытаний

Теплое, испытания 100%

Система электропита нип Коммутирующая о ппаратура 100% Изготовление коммутирующих аппаратов для системы питания и защиты сверхпроводящих магнитов

Дополнитель ный нагрев Гиротроны 31% Изготовление СВЧ генераторов (гиротронов)

Диагностика 13.5% Изготовление и поставка 6 диагностических систем для измерения параметров плазмы

3. НИОКР

Разработка проектов крупных установок, как правило, невозможна без проведения цикла НИОКР в обоснование технических решений. Для ИТЭР страны-участники выполнили около 600 задач НИОКР. Российские организации проводили НИОКР в основном по направлениям, перечисленным в таблице 2.3.1.

Общие затраты на НИОКР составили 660 кША (1 кША= 1 М$ в ценах 1989г.), 75.8% из них потрачено на так называемые семь больших основных проектов ИТЭР (рис. 3.1.1).

Большинство задач НИОКР было успешно завершено, причём крупные задачи решались совместными усилиями. Это позволило также продемонстрировать техническую и организационную возможность создавать системы ИТЭР в международной кооперации.

Одним из удачных примеров такого сотрудничества является проект Ь-З, в ходе выполнения которого две японские фирмы изготовили два полусектора вакуумной камеры в натуральную величину, Ижорский завод по проекту НИИЭФА изготовил патрубок, все элементы были сварены с помощью американской аппаратуры дистанционной сварки, контроль качества швов осуществлялся российской системой ультразвукового контроля (рис. 3.1.2).

К несомненным достижениям следует отнести российские НИОКР в области магнитной технологии, первой стенки и дивертора.

3.1 Магнитная технология [57, 58, 66, 69,72-76, 78, 79, 81 -83, 86-91, 94-99,102]

Магнитная система энергетического термоядерного реактора-токамака должна быть сверхпроводящей. Она является самой дорогостоящей системой реактора - в ИТЭР её стоимость достигает 28% общей стоимости комплекса. В силу исключительной сложности процедуры разборки реактора для ремонта или замены катушек, особенно после начала работы с тритием, магнитная система должна работать по существу безаварийно весь срок службы реактора. Поэтому к надёжности магнитной системы предъявляются особые требования, и отработка технологии изготовления сверхпроводящих катушек требует проведения большого цикла НИОКР.

Габариты магнитной системы реактора-токамака таковы, что практически невозможно проводить полномасштабные испытания катушек тороидального поля, как это делалось, например, для Т-15 и Тоге-Эирга. Поэтому при составлении программы НИОКР для магнитных систем реакторов масштаба ИТЭР следует сформулировать необходимые и достаточные требования к программе. Необходимыми условиями являются идентичность (или близость) технологических процессов и воздействий на намоточный проводник при изготовлении модельных и натуральных катушек. Воздействия на модельные катушки при испытаниях должны соответствовать условиям работы натуральных катушек, что можно считать достаточными условиями. Габаритные же размеры модельных катушек определяются в основном экономическими соображениями.

По программе НИОКР ИТЭР было принято решение изготовить макет катушки центрального соленоида, состоящего из внешнего и внутреннего модулей (Япония и США, соответственно). Этот макет по существу представляет из себя полномасштабный сегмент или одну шестую часть центрального соленоида ИТЭР (рис. 3.1.3). Он был успешно испытан на специально созданном стенде в ТАЕМ - при токе в проводнике 46 кА достигнуто максимальное поле 13 Тл, , запасённая энергия 640 МДж при 13 Тл выводилась с постоянной времени 6 сек (в ИТЭР это время 1 составляет 11 сек). Кроме того, были проведены расширенные испытания однослойной катушки-вставки из проводника центрального соленоида (рис. 3.1.3, Япония) - 10 000 циклов для моделирования работы ИТЭР 0+40 кА в опорном поле 13 Тл, создаваемом макетом центрального ^ соленоида.

Модельная катушка тороидального поля была изготовлена в Европе по программе Ь-2. В ней использован проводник, аналогичный проводнику ИТЭР, поперечное сечение модельной катушки сравнимо с сечением катушки ИТЭР, но габаритный размер примерно в три раза меньше. Выбор размеров определялся габаритами криостата в Карлсруэ, где проводились испытания и было достигнуто магнитное поле 9.7 Тл при токе 80 кА (в ИТЭР должно быть 11.8 Тл на катушках тороидального поля при токе 68 кА). Достигнутые параметры достаточно далеки от параметров ИТЭР, и по существу в Ь-З демонстрировалась технологическая возможность изготовления

тороидальной катушки с укладкой термообработанного и изолированного кабеля из ИЪ^Эн в спиральные канавки радиальных пластин с последующей пропиткой компаундом и размещением в корпусе.

Из-за недостаточности результатов программы Ь-2 было предложено изготовить однослойную катушку-вставку из проводника тороидальной обмотки (КВПТО) для испытания в опорном поле макета центрального соленоида. Эту работу выполняла Россия.

Габаритные размеры ОТП реакторов существенно больше, чем например ОТП Т-15. Кроме того, существенно больше значения основных параметров ОТП (см. Таблицу 3.1.1).

Таблица 3.1.1____ _

Класс установки Токамаки со сверхпроводящими ОТП, масштаба Т-15 OTP, ИНТОР, ИТЭР

Номинальный рабочий ток обмоточных кабелей, 10 4-15 кА 40 - 70 кА

Максимальное проектное электрическое напряжение в обмотках, Ут 0.5 -1.0 кВ 5 -15 кВ

Магнитное поле на катушках 6-9 Тл 12-13 Тл

Запасённая энергия магнитного поля ~ 700 МДж > 40 ГДж

Из этого следует необходимость разработки новых специальных конструкций кабелей для магнитных систем реакторов. На рис. 3.1.4 показан один из вариантов конструкции кабели для OTP в сравнени с кабелем Т-15. Для изготовления подобного рода кабелей в НИИЭФА была создана производственно-технологическая линия с продольной лазерной сваркой элементов оболочки (рис. 3.1.5).

Необходимо отметить, что подобные конструкции рассматривались и для проектов FED, FER и NET. Для испытаний образцов кабелей в НИИЭФА был создана экспериментальная база. В качестве примера на рис. 3.1.6 показана установка ЛИС-12, позволяющая исследовать токонесущую способность полномасштабных коротких образцов во внешнем поперечном поле до 12 Тл и токах в образцах до 100 кА. На рис. 3.1.7 показана схема стенда высоковольтных испытаний образцов электроизоляции и макетов обмоток при температуре жидкого гелия под механической нагрузкой до 100 тонн, создаваемой электромагнитным прессом, при напряжении до 100 кВ.

При переходе к проекту ИТЭР были проанализированы результаты НИОКР по национальным проектам OTP, FED, FER и NET. Было отмечено, что в кабелях монолитного типа (рис, 3.1.5(a)) слишком большие вихревые потери и недостаточно эффективное охлаждение. В кабелях со сниженными потерши (рис. 3.1.4(a) и рис. 3.1.5(6)) низкая средняя конструктивная плотность тока. Рассматривавшиеся технологии продольной сварки элементов оболочки давали угрозу повреждения стрендов, кроме того, создавался риск, связанный со слишком большой длиной сварных швов. Наконец, в конструкциях катушек OTP с такими кабелями накапливались значительные механические нагрузки на электрическую изоляцию. Поэтому для катушек магнитной системы ИТЭР были выбраны конструкции проводников, поперечное сечение которых показано на рис. 3.1.8.

Выше было отмечено, что России предстояло изготавливать КВПТО. Эту задачу совместными усилиями решали НИИЭФА, ВНИИНМ и ВНИИКП. Прежде всего, необходимо было разработать и освоить технологию изготовления проводника ОТП. NbîSn стренды в необходимом количестве (0.5 тонны) были изготовлены во ВНИИНМ. Во ВНИИКП осуществлялось плетение кабеля и заключение его в оболочку. Для осуществления этой операции была создана специальная линия (рис.3.1.9). На ней был установлен мировой рекорд - в оболочку длиной около 1 км был затянут кабель, скрученный из медной проволоки, и осуществлено его компактирование. Это позволило доказать возможность изготовления проводников ОТП ИТЭР требуемой длины.

Из NbjSn - стрендов был изготовлен проводник длиной около 100 м, из которого в НИИЭФА была изготовлена КВПТО. Технологический процесс её изготовления показан на рис. 3.1.10 и

рис. 3.1.11. Для термообработки спирали КВПТО в НИИЭФА при участии ВНИИНМ была спроектирована и изготовлена уникальная вакуумная электропечь, показанная на рис. 3.1.12. В ней при вакууме (10"6 - 5-10"7) Topp поддерживалась температура на спирали с точностью +0.2°С по длине спирали, и стабильность температуры во времени составила < 2°С. Временной график термообработки показан на рис. 3.1.13.

На рис. 3.1.14 показано размещение российской КВПТО в модельной катушке центрального соленоида (МКЦС), в проектировании которой НИИЭФА также принимал участие. На рис. 3.1.15 и рис. 3.1.16 показаны результаты тепловых расчётов.

При испытаниях КВПТО проектная рабочая точка - ток 46 кА в поле 13 Тл - была достигнута с первой попытки без какой-либо тренировки катушки (рис. 3.1.17). В течение всей испытательной кампании КВПТО демонстрировала стабильную работу и постоянство характеристик. Переходные характеристики кабеля КВПТО не изменились после 10 ООО циклов нагрузки и нескольких переходов обмотки в нормальное состояние. Электрическое сопротивление контактных соединений КВПТО с токоподводящими шинами, моделирующих межсекционные контакты обмоток ИТЭР, оказалось рекордно низким - менее 1.3 нОм, что значительно ниже как измеренных ранее сопротивлений контактов КЦС (<1.8 нОм), так и разрешённых нормами ИТЭР (4.7 нОм).

Программа КВПТО была крупнейшим вкладом России в программу НИОКР ИТЭР.

Рис. 3.1.1 Семь больших основных проектов ИТЭР.

Рис. 3.1.2 Проект Ь-З.

Рис. 3.1.3 Проекты.

ОТР

40 кА; 12 Тл (№38п); 7Тл (N1)11)

а)

Т-15 4 - 6 кА; б - 9 Тл

б)

Рис. 3.1.4 Проводник ОТР (а) в сравнении с проводником для установки Т-15 (б). 1 - сверхпроводящие стренды; 2 - охлаждающие каналы; 3 - медные трубки; 4 - оболочки из нержавеющей стали; 5 - витковая электроизоляция

Рис. 3,1.5 Производственная линия НИИЭФА для заключения проводников в оболочку методом продольной лазерной сварки.

Рис. 3.1.6. Внешний вид установки ЛИС-12 без криостата (а) и сверхпроводящий трансформатор для питания образцов испытательным током до 80-100 кА (б).

при температуре жидкого гелия под механической нагрузкой до 100 тонн, создаваемой электромагнитным прессом, при напряжении до 100 кВ.

Проводник ОТП Проводник ЦС Проводник ОПП

1ЧЬ38щ 68 кА; 11,5 Тл 1ЧЬ38п; 46 кА; 13,5 Тл КЬИ; 40 кА; 6,5 Тл

•12,5____________53,8_________

38,2

012., Ш'

□

Базовые металлокомпозитные проводаГстренды)

ИЬ^п

1 сверхпроводящие и медные стренды; 2 центральная спираль; 3 обкрутка стальной лен'гой; 4 оболочка кабеля; 5 изоляция

ЖП

Рис. 3.1.8 Обмоточные сверхпроводники ИТЭР.

_?/ 10/ и/ 12/ 13/ 14/

X р_п 0 □

21/20

1. отдающий барабан б. калибровочные ролики 11. рольганг

2. кабель 7. захват труб 12. возвратный ролик

3. направляющие ролики 8. измеритель натяжения 13. стальной трос

4. опора 9. опора 14. динамометр

5. покровные ролики 10. гусеничная тяга 15. лебедка

• V.1Л >

/ I- ■! ^--»ладяигзгт] Швявйв

ч . » г'"--.-- *Лг £ •■

Раскрутка кабеля с барабана (начало процесса заключения кабеля в оболочку)

Рис. 3.1.9 Производственная линия ОАО "ВНИИКП" для заключения проводников ИТЭР в оболочку длиной до 1 км.

Рис. 3.1.10. Намотка спирали КВПТО на производственной площадке ВНИИКП.

Ш15

Термообработка в

вакуумной электропечи для получения соединения изололяции МЬэвп

Персукладка в силовой каркас

Пропитка эпоксидным

компаундом и окончательная сборка

¿м. -

V

Рис. 3.1.11 Термообработка, наложение изоляции, переукладка и окончательная сборка КВПТО на производственной площадке НИИЭФА.

Рис. 3.1.12 Вакуумная электропечь для термообработки спирали КВПТО, спроектированная и изготовленная в НИИЭФА при участии ВНИИНМ.

График нагрева спирали

О 40 80 120 160 200 240 2S0 320 360 400 440 480 520 560 Текущее время, час.

Рис. 3.1.13 Регламент термообработки КВПТО и пульт управления вакуумной электропечью.

¡

Рис. 3.1.14 Модельная катушка центрального соленоида (МКЦС) ИТЭР, разработанная США, Японией и Россией и установленная на международном стенде ИТЭР в Японском институте Атомной Энергии (1АЕЫ)

Рис. 3.1:15 Термогидравлическая схема системы охлаждения модельной катушки центрального соленоида (МКЦС) и вставки проводника центрального соленоида для ИТЕР, использованная для верификации кода УШСЕЫТА на самом комплексном из экспериментов, в котором обмотка запитывалась серией трапецивидных токовых импульсов с нарастающей амплитудой от 30 кА до 46 кА (Протоколы от 23.05.2000, •ГАЕШ, Япония).

!Ш «КЮ ЫХЮ ИХ» |«|1Г 12-1СГ Т1ПЮ (8 ее) ' Ьшег Мо<1п1е 1п1с( * Гипог Мш1п1в Ои||«[

20«) 4 ООО 6ГОИ !000 МО* |.М(Г "Пто (кс) ■ С5У ТС ТВ С81Б • С5У"ТС"ТВ"С81Х

Рисунок 3.1,16: Динамика изменения температуры во входном и выходном коллекторах внутреннего модуля МКЦС для серии токовых импульсов амплитудой от 30 кА до 46 кА.

0 ZOOO 4000 6000

TIME (s)

Рис. 3.1.17- Результаты первого испытания КВПТО на максимальные рабочие параметры.

3.2 Первая стенка и дивертор [57, 84, 86, 87, 94,101,103]

Обращенные к плазме элементы ТЯР, называемые «первой стенкой», должны работать в весьма напряженных условиях. Наиболее опасными, снижающими долговечность конструкции являются тепловые нагрузки, ионная эрозия и нейтронное облучение. Например, так называемая вертикальная мишень дивертора ИТЭР может подвергаться максимальной поверхностной нагрузке до 20 МВт/м2 не менее 300 циклов и -10 МВт/м не менее 3000 циклов. Менее нагружена, но не менее ответственна собственно первая стенка, которая в отличие от диверторной мишени практически незаменяема. Она испытывает 3>104 циклов при поверхностной нагрузке до 0.5 МВт/м2. Ряд других компонентов «первой стенки» (дом, лайнеры, лимитер, бафл) работают в «промежуточных» условиях.

Типичная конструкция компонентов «первой стенки» представляет из себя трехслойную композицию - стальная опора, теплоотводящая подложка (медь или медные сплавы), облицовка. В качестве облицовки могут применяться различные материалы в зависимости от компоненты «первой стенки». В ИТЭР собственно первая стенка (и лимитер) облицовывается бериллием, вертикальная мишень дивертора - углеродом (возможен и вольфрам), дом дивертора - вольфрамом. В таких трехслойных композициях исключительно важную роль играет ресурс конструкции, поскольку одним из наиболее вероятных повреждений является отслоение облицовки от теплоотводящей подложки.

В качестве основного инструмента имитации поверхностной тепловой нагрузки были выбраны электронные пучки (ФРГ, Франция, Япония, США, Россия). В НИИЭФА с этой целью был создан стенд ЦЕФЕЙ, общий вид которого показан на рис. 3.2.1

Поскольку длительные эксперименты на стенде ЦЕФЕЙ довольно дороги, для проведения некоторых ресурсных испытаний были созданы простые и дешевые имитаторы, основанные на простых электротехнических методах без пучка и вакуума - на принципе джоулева нагрева резистивной вставки, зажатой между двумя металлическими электродами, один (или оба) из которых представляют собой макет испытываемой диверторной мишени (рис,3.2.2). В качестве материала вставки использован графит.

Испытания при стационарных и квазистационарных (циклических) нагрузках позволяют определить ресурс конструкций. Однако в токамаках существуют переходные плазменные процессы, которые, ввиду кратковременности их протекания по сравнению с длительностью диффузии тепла, могут считаться ударными. В таблице 3.2.1 приведены основные параметры таких процессов.

Таблица 3.2.1. Параметры тепловых на1рузок на компоненты «первой стенки» при переходных

______^ ..-.............. ТЛ'Г'ЛП

Параметр Срывы тока плазмы Вертикал, смещения РЛЭЕ) Краевые моды (типы I ЕЬМ'в) Убегающие электроны

Плотность выносим, энергии, МДж/м2. (с учетом экранир.) 10-100 10 <60 ~1 -15

Длительность импульса, мсек 1-10 <300 1 -100

Частота повторения, Гц 2.5Х10"4 2.5х10'5 1-10 <2.5х10"4

Энергия частиц, кэВ 0.1-10 0.1-10 0.1-10 > 103

Для имитации таких воздействий возможно использование других установок, тагах как МК-2001ГО, ВИКА и ГОЛ-З-П (табл. 3.2.2)

Таблица 3.2.2. Основные параметры плазменных установок для имитации переходных тепловых процессов в токамаке

МК-200Ш ВИКА ГОЛ-З-П

Параметр (ТРИНИТИ) (НИИЭФА) (ИЯФ, Новосибирск)

Плазменный

Тип установки Магнитная ловушка ускоритель типа КСПУ Магнитная ловушка

Плотность

выносимои энергии, МДж/м2 <15 <30 2(10)

Продолжительность 0.04-0.05 0.1-0.4 0.01-0.02

импульса, мс

Энергия частиц, кэВ 1.5 (ионы) 0.15 (электроны) 0.1 (ионы) 800 (электроны) 1-3 (ионы)

Диаметр пучка, см 6.5 3.0 6.5

Магнитное поле, Т 2 (естеств.) 5 (искусст.) 0.5 (естеств.)

Как видно из сравнения табл. 3.2.1 и табл. 3.2.2, наиболее близкую имитацию срывов тока плазмы дает плазменный ускоритель ВИКА типа КСПУ, созданный в НИИЭФА (рис. 3.2.3). Источником мощных плазменных потоков является квазистационарный плазменный разряд в ускорителе с коаксиальными электродами. Установка оснащена системами, позволяющими прогревать образцы до 1500°С и облучать их плазменными потоками в присутствии магнитного поля с индукцией в несколько Тесла.

Для ТЯР характерно полное одновременное воздействие нескольких основных повреждающих факторов: тепла, нейтронов и корпускулярных потоков. Помимо прямого влияния каждого такого фактора на поведение, например, облицовки, имеет место также опосредованное их взаимодействие. Очевидно, что ресурс облицовки при одновременном воздействии нескольких факторов будет определен точнее, чем при воздействии каждой нагрузки в отдельности. С целью проведения подобного рода экспериментов были выбраны реакторы СМ-3 и РБТ-б в НИИАР (г.Димитровград).

Наибольшую сложность в таких экспериментах представляет' имитация высоких поверхностных нагрузок и их цикличности в стесненных условиях экспериментального канала (О = 60-70 мм, Ь = 350мм). Были выбраны и реализованы три возможности, представленные на рис. 3.2.4.

В 1-м эксперименте плоская толстая (10мм) танталовая пластинка размещалась в зазоре между двумя трубчатыми макетами дивертора (Ве-СиСйг композиции), повернутыми друг к другу. Между пластиной, нагретой ядерным излучением (у + п) до температуры 1950°С, и поверхностью макетов выдерживался зазор шириной 1 мм, и вся ампула наполнялась водородом при давлении ~ 103 Па, при этом удалось обеспечить поверхностную тепловую нагрузку 3.2 МВт/м2. Термоциклирование достигалось путем быстрого подъема и возврата в активную зону ампулы с макетом, размещенным на вертикальном подъемном устройстве.

Во 2-м эксперименте тепловая нагрузка создавалась путем нагрева толстой яйцевидной - плитки, которая прижималась через мягкую графитовую теплопроводащую прокладку к поверхности испытываемого макета (\У - СиСгёг - композиции). Ядерное (у + п ) тепло нагревало пластинку до 2000°С, а упругость прижима обеспечивалась пружинами, спрятанными с тыльной холодной стороны макета. Термоциклика, осуществлялась также как и в 1-м эксперименте. Поверхностная нагрузка достигала значений в диапазоне от 6 МВт/м2 до 8 МВт/м2 для различных частей сборки.

В 3-м эксперименте для достижения в тонком Та - нагревателе температуры 1300°С использовался омический нагрев, для чего в реакторный канал и герметичную ампулу вводились два электрода, обеспечивающие напряжение до 30 В и ток до 1000 А. Для передачи тепла от нагревателя к поверхности макета (Ве-СиСйг-БЗ композиции) использовались излучение и теплопроводность гелия (> 1000Па), находящегося в зазоре шириной около 1мм, В отличие от 1-ого и 2-ого экспериментов в данном случае для термоциклирования не применяется перемещение ампулы, а нагрев регулируется системой электропитания, расположенной у крышки реактора.

Полная программа разработки конструкции элементов «первой стенки» состоит в последовательности испытаний малых, средних и крупномасштабных макетов, затем прототипов и первых серийных изделий. Макетирование части, фрагмента конструкции дает возможность выделить какую-то одну, важную проблему и решить ее, не отвлекаясь на другие факторы. Решение сложных проблем на малых макетах позволяет снизить затраты на исследования на этапе, когда для поиска подхода приходится изучать множество вариантов,

Наименьшим элементом конструкции «первой стенки», как правило, является облицовочная плитка, характерные размеры которой для ИТЭР лежат в следующих пределах: толщина /г от 3 мм до 20 мм, площадь поверхности (ахЬ) от 25 (5x5) мм2 до 3025 (55x55) мм (рис. 3.2.5). Характерные размеры охлаждаемой подложки: толщина верхней части Я от 3 мм до 10 мм, ширина А от 10 мм до 56 мм, длина X от 0.5 м до 2.5 м. Для работ по оптимизации облицовки (геометрия плиток, материал, способ соединения с подложкой) были выбраны следующие размеры малого макета: минимальная длина от 15 мм -110 мм, минимальная ширина 15 мм -55 мм (в зависимости от размера плитки). Малые макеты, изготовленные в НИИЭФА для различных вариантов конструкций, представлены на рис. 3.2.6. Термомеханические испытания подобных макетов позволяют в полной мере обеспечить выбор материала облицовки, оптимальную геометрию плитки, а также выбрать и оптимизировать технологию соединения облицовки с подложкой. Средние макеты позволяют более точно учесть особенности конструкции с характерным размером, превышающим размеры облицовочной плитки. На рис. 3.2.7 показаны малый и среднемасштабный макеты стартового лимитера ИТЭР, изготовленные в НИКИЭТ и облицованные бериллием в НИИЭФА. Что касается крупномасштабных макетов, то при их изготовлении решаются главным образом вопросы переноса лабораторных технологий на полупромышленный масштаб и доводки конструкции и технологии в части применения к большим размерам. Малые макеты очень удобны для оптимизации геометрии облицовочных пластин, в частности характерных размеров плиток в плане, т.е. ширины или длины. Высота плитки выбирается максимально возможной с учетом ограничений на максимальную температуру поверхности, что обеспечивает наибольший эрозионный ресурс облицовки. Для таких компонентов как вертикальная мишень, этот ресурс совпадает с полным ресурсом конструкции, Таким образом, при фиксированной заданной толщине облицовки возникает задача оптимизации ее поперечного размера. От него зависят как условия работы собственно материала плитки, так и долговечность соединения плитки с подложкой, Можно показать, что с уменьшением поперечного размера облицовочной плитки снижаются рабочие термонапряжения в верхнем слое материала облицовки. В случае неправильно выбранных размеров плиток происходит их растрескивание и самофрагментация.

Эти соображения были учтены при изготовлении в НИИЭФА лимитеров для TEXTOR (Германия). В условиях высоких тепловых потоков (5-40 МВт/м2) поверхность облицовки нагревалась до >1500°С. В результате возникающих термонапряжений произошло растрескивание лимитеров (рис. 3.2.8 «а» и «б»). При изготовлении нового лимитера из вольфрама (рис. 3.2.8 «в») фрагментация облицовки была обеспечена заранее. В результате лимитер продемонстрировал превосходную термостойкость и не получил существенных повреждений.

Форма границы между облицовкой и охлаждаемой подложкой также подлежит оптимизации. На рис 3.2.9 представлены несколько схем и соответствующие макеты. Наилучшие результаты показал вариант «д», предложенный НИИЭФА, в котором плитки размещены на отдельных медных пьедесталах. В этом случае не происходит накопления/суммирования деформаций, поэтому все плитки, включая краевые, сохранили стройность рядов, что очень важно для конструкции вертикальной мишени.

На рис. 3.2.10 показаны сводные результаты успешных испытаний Be-Cu макетов. Для компонентов первой стенки с крупной бериллиевой облицовкой, проектное число циклов равно 3-Ю4. В соответствии с нормами проектирования, принятыми для наиболее ответственных узлов (вакуумная камера, трубопроводы), рекомендуемые запасы прочности составляют фактор 20 по числу циклов и фактор 2 по размаху деформаций. Очевидно, что достичь 6-10s циклов в имитационном эксперименте практически крайне затруднительно из-за высокой стоимости и продолжительности. Поэтому для демонстрации работоспособности были использованы тепловые нагрузки, а значит и возникающие напряжения, превышающие проектные в 2-3 раза. На рис. 3.2.10(а) видно, что данные успешных испытаний плиток из Ве размером 40x40x10 мм, полученные при 1.5 МВт/м2 и 1 МВт/м2, гарантируют безопасность работы первой стенки при номинальной тепловой нагрузке, равной 0.5 МВт/м2. Аналогичные испытания для мелкой облицовки лимитера показывают приемлемость размера плитки 5x5x5 мм (рис. 3.2.10 (б)).

На рис. 3.2.11 приведены данные тепловых испытаний малых макетов с W-облицовкой применительно к условиям вертикальной мишени, а также дома и баффла. Видно, что работоспособность этих элементов по отношению к термоциклике можно гарантировать.

Важными также являются результаты внутриреакторных испытаний макетов с облицовкой из Ве и W. На рис. 3.2.12 показан внешний вид одного из двух трубчатых макетов с Ве-облицовкой, подвергнутых испытаниям в реакторе в эксперименте № 1. Макеты в целом и все их составные части без заметных повреждений успешно выдержали 100 термоциклов при тепловой нагрузке 3.2 МВт/м2 при одновременном воздействии смешанного спектра нейтронов до дозы 0.15 сна (по Ве). Металлографический анализ шлифов поперечных разрезов макета (рис. 3.2.13) не обнаружил дефектов и изменений структуры паяного соединения Ве с CuCrZr, а также составляющих макет материалов.

На рис. 3.2.14 приведены основные параметры макетов с Ве- и W- облицовкой, подвергнутых испытаниям в эксперименте № 2. Здесь были использованы базовые технологии ИТЭР: пайка припоем СТЕМЕТ 1108 для соединения Be-CuCrZr; вакуумная наплавка меди для соединения W-Cu; вакуумная наплавка бронзы для соединения CuCrZr-SS.

Оба макета успешно выстояли 1000 термоциклов в условиях одновременного воздействия тепловой нагрузки 7.5 МВт/м2 и нейтронного облучения до дозы 0.15 сна (Ве).

Все оригинальные базовые технологии, разработанные в НИИЭФА для изготовления «первой стенки» ИТЭР, оказались работоспособными. Для демонстрации возможности перекоса разработанных в лаборатории технологий к полномасштабному промышленному производству были изготовлены крупные макеты вертикальной мишени и собственно первой стенки (рис. 3.2.15). Длина макета вертикальной мишени втрое короче оригинала (600 мм), первой стенки - вдвое, однако все особенности реальной конструкции в точности соблюдены. В результате испытаний макетов были получены следующие результаты:

- Be-облицовка макета первой стенки испытывала нагрузки 1 МВт/м2 (5000 циклов), затем 1.5 МВт/м2 (500 циклов) и успешно выдержала испытания. Поскольку нагрузка в 2-3 раза превышала проектную, это является хорошим запасом и доказательством работоспособности:

- бронзово-стальная подложка (СиСгёг-ЭЭ) без облицовки ( левая часть панели на рис. 3.2.15, а) выдержана режимы в 1000 циклов при 4 МВт/м2, 1000 циклов при б МВт/м2 и 2000 циклов при 8 МВт/м2;

- прямолинейная часть макета вертикальной мишени с '^облицовкой 10x1 Ох 10мм выдержала 1000 циклов при нагрузке 20 МВт/м2, что втрое превышает расчетный ресурс. Криволинейная часть с более дешевой крупной Ш-облицовкой 27x27x10 мм выдержала 1000 циклов при нагрузке 5 МВт/м2.

Помимо этого оба макета выдержали вакуумно-гидравлические испытания, в том числе при давлении воды 60 атм., что в 1.5 раза выше проектного значения,

Наконец, в рамках проекта Ь-5 был изготовлен полномасштабный макет лайнера диверторной кассеты, выполненный из стали 38-316 (опора и коллекторы) и бронзы СиСгёг (теплоотводящая панель, набранная из трубчатых элементов) (рис. 3.2.16). Главная цель этого проекта была интеграция в сложную сборку полномасштабной части диверторной кассеты, отдельные части которой были изготовлены в разных странах (рис. 3,2.1б(в)). Проведенные в Европе испытания международной сборки (контроль размеров, гидравлические испытания, термоциклика) продемонстрировали необходимый уровень качества и координации работ, подтвердив возможность создания столь сложных систем в международной кооперации. Среднемасштабный (длиной ~1 м) макет лайнера с V/- и Ве- облицовкой, который прошел успешные термоциклические испытания при нагрузках, вдвое превышающих, проектные, представлен на рис. 3.2,16(6).

Рис.3.2.1. Схема и внешний вид установки ЦЕФЕЙ и мишенного узла. Основные параметры: энергия электронов - 20-30 кэВ, ток пучка - <3 А, мощность пучка (макс.) - 60 (80) кВт, частота сканирования (строчная) пучка -1 кГц, диаметр пучка - 20 мм, макс, плотность мощности - 50 - 100 МВт/м2, размеры камеры: высота - 1800 мм, диаметр - 1500 мм, макс, размер растра - 500x500 мм

Токоподводы

К системе

Защитная камера

Макеты

(медный

сплав)

Охлаждение макетов

К системе электропитания

Резистивный нагреватель

еж

Рис. 3.2.2. Схема и внешний вид установки и макетов для имитации интенсивных тепловых потоков с помощью резистивной вставки. Реализована для стенда коррозионных испытаний в университете г.Леувен (Бельгия)с тепловой нагрузкой 10 МВт/м2 на площади 20x100 мм более 300 часов, и для стенда термогидравлических испытаний в лаборатории ENEA (Италия) с тепловой нагрузкой от 10 до 40 МВт/м2 на площади ~ б м2 (при 40 МВт/м2 до нескольких минут)

Рис. 3.2,3. Стенд ВИКА (слева) и макет «первой стенки» с У/ облицовкой (справа) после воздействия плазмы,

1-й эксперимент 1997

2-й эксперимент

2000-2001

,-*Т(Г7ЛШП>1С ЗЯфВНЫ

070 мм

3-й эксперимент 2003-2004

73*7S ми

- —Тешювьш экраны

^Плоский реэистивный нагреватель (тантал)

■Макет /KopnjE анпупы

Среда

Водород, Р=103 Па Гелий, Р=5хЮ' Па Гелий, P=3xl0s Па Нейтронный флюепс

«2.5x10го см"2 «2.5x10го см"2 »5x10й см-2 Способ теплопередачи от нагревателя па поверхность макета

Излучение, диссоциация Прямой тепловой контакт Теплопроводность гелиевого слоя, излучение водорода

Температура нагревателя

1950°С 2000-е (максимальная) 1300°С

CJ поверг,

3.2 МВт/м2 6-5-8,0 МВт/м2 0.5 МВт/м2

Количества тепловых циклов 100 1000 20 000

Температура охлаждающей воды

70°С_]£С_60°С__

Рис. 3.2.4. Вид и основные параметры экспериментальных сборок для внутриреакторных экспериментов.

% У/

#

Рис. 3.2.5. Фрагмент трубчатой конструкции «первой стенки».

Рис. 3.2.6. Варианты конструктивного исполнения малых макетов.

Рис. 3.2.7. Малый и средний макет стартового лимитера ИТЭР.

Рис 3.2.8 Графитовый (слева) и вольфрамовые грибковые лимитеры после испытаний на токамаке

TEXTOR

Рис. 3.2.9. Варианты геометрии границы между облицовочными плитками и охлаждаемой

подложкой.

а)

б)

Результаты испытаний шкетов па р в ей стенки (крупк>е пгм т к и )

А

"Т i

♦ Вв 40x40x1 О О В е 44x4 4x10 ABI 20x20x5

í в Б со а ж я ИТ ЭР

А"

100 1000 10000 Количест вотерициклоа

Реэультатыисгыгашй тетов пштера (млкие титки)

1

о ¡5 см S а

1 1 1 Be 6x5-10x10 10-ммтолщ дВе 10x10x7 Be 5x5xS (Цефй) Ве 5x5x5 (EBTS) Ве 5x5x5 кргаолин. жВе (5x5, 7x7,10x10) 5-ммтатц

Ь д L \ Требоважя ИТЭР .....

100

1000

Ктичестаотерммиклш

10000

100000

Рис. 3.2.10 Сводные результаты успешных испытаний Be-Cu макетов.

Результаты испытания мяпых WICu манатов

портикапиной мишони

Í 40

8 зг>

- I0>10il0(h)

i io>ioi10|H)

. IQ*l0it0|hl

■■J^r-

¡абования

ИТ-ЭР—

jiL

Результаты испытаний малых W/Cu макатав ДОМа и Баффл

S í £

б)

44<44l3(h) I 27x27itO{h) V 20I20I 10(П)

Требования ИТЭР

количество циклов

Рис, 3.2.11 Сводные результаты успешных испытаний \V-Cu макетов с мелкими (а) и крупными (б) облицовочными плитками.

4 сорта бериллия (ТГП-56, ТШГ-56, ДШГ-200, ТР-30) Рис. 3.2.12 Малый Be-Cu макет для внутриреакторных испытаний (экспер-т № 1),

Рис 3.2.13 Поперечный разрез Be-Cu макета после внутриреакторного термоциклирования.

a) Be-Cu б) W-Cu

Рис 3.2.14 Малые макеты Be-Cu и W-Cu для внутриреакторных испытаний.

а) б)

Рис. 3.2.15 Крупномасштабные макеты первой стенки (а) и вертикальной мишени (б) ИТЭР

Рис. 3.2.16 Макеты лайнеров дивертора ИТЭР: а- с фальш-облицовкой, б - с ^ и Ве облицовкой, в -

в сборе в кассету.

заключение

1. Предложены методы синтеза системы полоидального поля токамаков, моделирования переходных электромагнитных процессов в элементах токамаков, синтеза и расчёта магнитных систем различных электрофизических устройств. На юс основе разработана вычислительная технология комплексного моделирования электрофизических установок и оборудования. Созданные оригинальные программные комплексы зарегистрированы в Российском агентстве по патентам и товарным знакам. Они применялись для расчётов таких установок как Т-10С, Т-15, Т-15М, ТСП, GLOBUS-M, VNS, КТМ, OTP, ИНТОР, ИТЭР, циклотронов, вентильных электродвигателей.

2. Предложены проекты для модернизации экспериментального комплекса в Институте Ядерного Синтеза РНЦ «Курчатовский институт» Т-10С и Т-15М, разработан проект токамака КТМ для республики Казахстан (магнитная система, вакуумная камера, внутрикамерные элементы), предложены концепции объёмного источника нейтронов, выполнены проектные работы по реакторам OTP и ИТЭР.

3. Создана экспериментальная база и выполнен цикл уникальных НИОКР в обоснование проекта ИТЭР, отработаны основные технологические операции по изготовлению сверхпроводящих магнитных систем реакторов, первой стенки и дивертора. Проведённые работы служат основой российского вклада в разработку технического проекта ИТЭР. Они также являются основой российского вклада в изготовление штатного оборудования ИТЭР. Полученный опыт может быть использован для разработки проекта DEMO, объёмных нейтронных источников, создания новых экспериментальных установок в российских национальных интересах. Разработанные и предложенные подходы также используются при разработке других видов электротехнического и электрофизического оборудования, например, сверхпроводящих индуктивных накопителей энергии.

Основные материалы диссертации отражены в следующих публикациях;

1. Филатов O.P. Об интегральном методе расчета равновесия плазмы в токамаке// Журнал технич. физики, 1981,т.51,№б, стр.1289-1290.

2. Филатов О.Г. Расчет индуктора термоядерных установок типа токамак методом регуляризации// Журнал вычисл. математики и матем. физики, 1984, т.24, №2, стр.317-319.

3. Дойников Н.И., Филатов О.Г. Синтез системы равновесия плазмы в реакторе-токамаке при неточно известных исходных данных// Доклады 2-ой Всесоюзной конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, Ленинград, 23-25 июня 1981, стр, 17-22.

4. Филатов О.Г. К расчету системы равновесия плазмы реактора-токамака// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», 1984, вып.21, стр,34-38.

5. Дойников Н.И., Филатов O.P. Об обратной задаче теории мгд-равновесия плазмы в токамаке// В сб. «Программирование и математ. методы решения физических задач», Труды V Междунар. совещания по проблемам матем. моделирования, программированию и матем. методам решения физических задач, Дубна, ОИЯИ, 20-23 сентября 1983, стр.169-171.

6. Kosteiiko A.I., Monoszon N.A.....Filatov O.G. et al. PFC System Configuration// In. "Tokamak

Concept Innovations", Vienna, 1986, IAEA-TECDOC-373, pp,369-372.

7. Doinikov N.I., Filatov O.G., Sychevsky S.B. On tokamak poloidal field system computation// Proc. 12th Symp. on Fusion Engineering, Monterey, California, October 12-16 1987, vol.1, pp.373-376.

8. Филатов O.P. Задачи расчета систем формирования равновесных плазменных конфигураций в токамаке// Обзор ОБ-54, Ленинград, НИИЭФА, 1982,32с.

9. Филатов O.P. Синтез системы полоидального поля реактора-токамака// Автореф. дисс. канд. физ.-мат. наук, Ленинград, НИИЭФА, 1983,18 с.

10. Kostenko A.I., Litunovsky R.N., ... Filatov O.G. Optimization of tokamak operation scenario using non-inductive current drive for current ramp-up and current maintenance// Proc. 4th techn. committee meeting and workshop on fusion reactor design and technology (Yalta, 26 May - б June 1986), IAEA, Vienna, 1987, vol.2, pp.89-101.

П.Алексеев Ю.А., Грибов Ю.В., Кочетков Е.П., Филатов О.Г., Чуянов В.А. Исследование температурно-силового режима в элементах токамака с одновитковыми обмотками некруговой формы// В сб. «Численная реализация физико-механических задач прочности», Тез. докл. Всесоюзной конф., Горький, 1983, стр.5-6.

12. Крылов В.А., Филатов О.Г. и др. Анализ температурно-силового режима обмотки тороидального поля установки «Токамак с сильным полем»// Тез. докл. 4-ой Всесоюзной конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, Ленинград, 19-21 января 1988, с.8.

13. Alexeev A., Araoskov V., ... Filatov О. et al. Numerical Simulation of Transient Processes in ITER as 3D Coupled Problems// V Intern, congress on mathem. modeling, Dubna, Russia, 30 September -6 October 2002, Book of abstracts, vol.1, p. 129.

14. Alexeev A., Amoskov V.,... Filatov 0. et al. Cool-down simulations for the ITER// Ibid, p.130.

15. Amoskov V., Belyakov V.....Filatov 0. Real-time plasma boundary reconstruction including eddy

currents influence from external magnetic measurements in the GLOBUS-M tokamak// Ibid, p.135.

16. Амосков B.M., Белов A.B.....Филатов О.Г. Моделирование переходных электромагнитных

процессов для вакуумной камеры ИТЭР// Тез. докл. 7-ой междунар. конф. инженер, проблемам термояд, реакторов, С.-Петербург, 28-31 октября 2002, стр.32-33.

17. Белов А.В., Беляков В.А., ... Филатов О.Г. Комплекс программ TYPHOON для численного моделирования переходных электромагнитных процессов в тонких проводящих оболочках сложной геометрической формы, произвольно расположенных в пространстве// Там же, стр.48-49.

18. Амосков В.М., Белов А.В., ... Филатов О.Г., Шатиль Н.А. Численное моделирование переходных процессов в проводящих конструкциях опор центрального соленоида и корпусов катушек тороидального поля установки ИТЭР для расчета тепловыделений// Там же, стр.8990.

19. Амосков В.М., Белов А.В., ... Филатов О.Г. Численное моделирование пространственного поля рассеяния установки ИТЭР// Там же, стр.91-92.

20. Амосков В.М., Белов А.В.....Филатов О.Г. Комплекс программ KLONDIKE для численного

моделирования пространственных статических магнитных полей// Там же, стр.109-110.

21. Амосков В.М., Белов А.В., ... Филатов О.Г, Анализ ошибок магнитного поля и системы корректирующих катушек установки ИТЭР// Там же, стр. 113-114.

22. Жидков Е.П., Кухтин В.П., ... Филатов О.Г. Применение регуляризирующих алгоритмов для решения задач синтеза и оптимального проектирования магнитных систем ИТЭР// Там же, с.115.

23. Амосков В.М., Белов А.В., ... Филатов О.Г., Шатиль Н.А. Комплекс программ VINCENTA для термогидравлических расчетов криогенных систем// Там же, стр.128-129.

24. Белов А.В., Беляков В.А., ... Филатов О.Г. Параметрическое исследование неуправляемого смещения по вертикали и срыва тока плазмы в ИТЭР по коду "Plasma Quest"// Там же, стр.191-192.

25. Амосков В.М., Аржаев А.И., ... Филатов О.Г. Особенности численного моделирования нестационарных пространственных полей порт-лимитера установки ИТЭР// Там же, стр.227228.

26. Belov A., Filatov О., et al. Numerical Algorithm for Field Line Reconstruction from Vector Field Distribution// Plasma Devices and Operations, 2002, vol,10(4), pp.263-268.

27. Alexeev A., Arneman A., Filatov O. et al. On the calculation of concentrated loads at finite-element mesh nodes as equivalents of a given spatial distribution of volume force density// Ibid, pp.269-284.

28. Filatov O., Kuchinsky V. et al. Analytical calculation of magnetic flux using finite-element field reconstruction// Ibid, pp.285-289.

29. Belov A.V., Belyakova T.F., Filatov O.G. et al Program Package for the Accurate Three Dimensional (3D) Reconstruction of Magnetic Fields from the Boundary Measurements// Nucl. Instr. and Methods, Section A513, 2003, pp.448-464.

30. Амосков B.M., Беляков В.A.,... Филатов О.Г. Определение положения и формы плазменного шнура по данным внешних магнитных измерений для токамака GLOBUS-M в режиме реального времени// Физика плазмы, 2003, т.29, №12, стр.1-13.

31. Амосков В.М., Белов А.В., ... Филатов О.Г. Статистический анализ ожидаемых ошибок магнитного поля, возникающих от суперпозиции отклонений магнитных катушек ИТЭР// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», 2004, вып.2(28), стр.3-7.

32. Белов А.В., Беляков В.А., ... Филатов О.Г. Моделирование переходных электромагнитных процессов, вызванных срывами тока плазмы, в основных конструктивных элементах установки ИТЭР//Там же, стр.28-43.

33. Amoskov V., Belov А,, ... Filatov О. et al. Electromagnetic Study of the ITER Thermal Shield// Plasma Devices and Operations, 2004, vol.12, No.3, pp.217-228.

34. Amoskov V., Belov A., Filatov O. et al. Penetration of an oscillating magnetic field through the ITER double-walled vacuum vessel// Ibid, pp.229-236.

35. Amoskov V., Belov A., Belyakova Т., Filatov 0. et al. Analysis of Electromagnetic Loads on an ITER Divertor Cassette// Plasma Devices and Operations, 2004, vol.12, No.4, pp.271-284.

36. Amoskov V., Belov A., Belyakov V., Filatov O. et al. Fourier analysis of 3D error fields in Tokamaks// Ibid, pp.285-298.

37. Amoskov V., Belov A., ... Filatov O. et al. Simulations and analysis of eddy currents induced in the GLOBUS-M tokamak// Plasma Devices and Operations, 2005, vol.13, No.l, pp.25-38.

38. Amoskov V., Belov A.,... Filatov O. et al. Analysis and optimization of the impact of ferromagnetic inserts on the toroidal field ripple in the International Thermonuclear Experimental Reactor// Ibid, pp.45-55.

39. Amoskov V., Belov A., Belyakov V., Filatov O. et al. Statistical Analysis of Expected Error Fields in Tokamaks and Their Correction// Plasma Devices and Operations, 2005, vol.13, No.2, pp.87-103.

40. Артюх А.Г., Белов A.B., ... Филатов О.Г. и др. Комплекс программных средств для построения прецизионной пространственной карты магнитного поля по данным измерений его компонент на границе рассматриваемой области// ОИЯИ Р13-2002-194, Дубна, 2002, 30 с.

41. Амосков В.М., Беляков В.А., ... Филатов О.Г. и др. Аппаратно-программный комплекс для измерения характеристик магнитных материалов в широком диапазоне индукции// ОИЯИ Р13-2004-158, Дубна, 2004,20 с.

42. Gulbekian G.G., Sytchevsky S.E., Filatov O.G. et al. A method of the magnetic field formation in cyclotron DC-72// NUCLEONIKA 2003, 48(4), pp.207-210.

43. Belyakov V.A., Filatov O.G. et al. Computer Code "ORION" for Simulation of Heat and Mass Transfer in Materials Impacted by High Heat Fluxes// Plasma Devices and Operations, 2004, vol.12, No.l, pp.1-19.

44. Амосков B.M., Васильев B.H..... Филатов О.Г. и др. Прецизионный трехкомпоиеитный

магнитометр на генераторах э.д.с. Холла для измерения слабых магнитных полей// Гироскопия и навигация, 2000, №4(31), стр.56-57.

45. Константинов А.Б., Сычевский С.Е., ... Филатов О.Г. и др. Ряд прецизионных генераторов э.д.с. Холла// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», вып. 1(27), стр.9-14.

46. Амосков В.М., Ламзин Е.А.....Филатов О.Г. и др. Патент на изобретение №2197013 «Способ

и следящая система для определения положения и ориентации подвижного объекта»// Гос. реестр изобретений РФ, Москва, 20 января 2003.

47. Филатов О.Г., Солдатенков В.А. Электромагнитная система позиционирования для нашлемной системы целеуказания и индикации// Электроника (Наука, Технология, Бизнес), 5/2003(47), стр.62-67.

48. Моносзон Н.А., Некрылов Ю.Н., ... Филатов О.Г., Чураков Г.Ф. Электромагнитная система опытно-промышленного гибридного наработчика// В кн.: Труды II Советско-Американского семинара «Синтез-Деление», 14 марта-1 апреля 1977 г., Москва, Атомиздат, 1978, стр.135141.

49. Динабург Л.Б., Дойников Н.И.....Филатов О.Г. и др. Электромагнитная система ИНТОРа//

Тез. докл. 2-ой Всес. конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, Ленинград, 23-25 июня 1981, с.54.

50. Астапкович A.M., Кривченков Ю.М..... Филатов О.Г. и др. Предварительная инженерная

проработка опытного реактора-токамака с несверхпроводящими обмотками// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», 1985, вьш.4, стр.3-11.

51. Doinikov N.I., Monoszon N.A., Filatov O.G. Two-cycle tokamak-reactor// Tokamak Concept Innovations, Vienna, 1986, IAEA-TECDOC-373, pp.323-325.

52. Глухих В.А., Баранов Г.A., ... Филатов О.Г., Чураков Г.Ф. Конструкция и основные технические характеристики OTP// Тез. докл. 4-ой Всес. конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, Ленинград, 19-21 января 1988, с.5.

53. Бондарчук Э.Н., Китаев Б.А., ... Филатов О.Г. и др. Основные характеристики ЭМС и системы питания токамака Т-ЗМ// Там же, с. 10.

54. Астапкович A.M., Васильев В.И., ... Филатов О.Г., Чуянов В.А. Компактный токамак для исследования термоядерного горения// Там же, c.l 1.

55. Glukhikh V.A., Baranov G.A., ... Filatov O.G. et al. Design and main engineering characterictics of fusion test reactor (OTR)// Proc. of the 4th techn. committee meeting and workshop on fusion reactor design and technology (Yalta, 26 May- 6 June 1986), IAEA, Vienna, 1987, vol.1, pp.155-167.

56. Glukhikh V.A., Belyakov V.A.....Filatov O.G. et al. Test Fusion Reactor OTR-Concept and Major

Technical Features// Fusion Engineering and Design, 1989, vol.8, pp.51-58.

57. Komarek P., Baker C.C., Filatov O.G., Shimamoto S. Magnetic Confinement// Nuclear Fusion, 1990, vol.30, No.9,pp.l817-1862.

58. Kadomtsev B.B., Stavisskij B.A., ... Filatov O.G. Tokamak T-15: Status and Plans// Proc. 13th International Conf. on Plasma Phys. and Contr. Nuclear Fusion Research, Washington, DC, USA, 16 October 1990, vol.1, pp.699-708.

59. Бондарчук Э.Н., Васильев В.И., ... Филатов О.Г. и др. Электромагнитная система установки Т-10С// Тез. докл. 5-ой Всес. конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, Ленинград, 10-12 октября 1990, стр.54-55.

60. Андрианов О.Л., Астапкович А.М..... Филатов О.Г. и др. Экспериментальная термоядерная

установка Т-10С (реконструкция установки Т-10)// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», 1991, вып,2, стр.3-7.

61. Abdou М.А., Peng Y.M., ... Filatov O.G. et al. Requirements and Design Envelope for a Volumetric Neutron Source (VNS) Fusion Facility for Fusion Nuclear Technology Development// Proc. 15lh Intern. Conf. on Plasma Phys. and Contr. Nuclear Fusion Research, Seville, Spain, 26 September - 1 October 1994, rep. IAEA-CN-60/F-II-6 (Extended Synopses: IAEA-CN-60, F-2-13-6-l(R), p.279.

62. Filatov O.G., Filatov V.V. et al. Some aspects of volumetric neutron source based on tokamak with "warm" magnet system and inner radiation shield// Fusion Engineering and Design, 1996, vol.31, No.l, pp.69-82.

63. Azizov E.A., Dvorkin N.Ya., Filatov O.G. et al. HJST: Concept Development and Status//Plasma Devices and Operations, 1997, voi.5, No.2, pp.99-126.

64. Belyakov V.A., Divavin V.A., Filatov O.G. et al. The center post alternate design version for volumetric neutron source based on spherical torus// Fusion Engineering and Design, 1999, vol.45, No.3, pp.317-331.

65. Filatov O.G., Filatov V.V. et al. Toroidal field system for neutron source based on tokamak// Proc. 17th ШЕЕ/NPSS symposium on Fusion Engineering (SOFE 97), San-Diego, CA, USA, 6-10 October 1997, P-17.9.

66. Филатов О.Г. Завершение проекта ИТЭР// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», 2002, вып.1-2, стр.3-11.

67. Азизов Э.А., Арефьев Ю.П., ... Филатов О.Г. и др. Концепция объемного нейтронного источника на базе токамака HJST-T для трансмутации минорных актинидов// Тез. докл. 7-ой межд, конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, С.-Петербург, 28-31 октября 2002, стр.11-12.

68. Алексеев А.Б., Альхимович В.А., ... Филатов О.Г., Цаун С.В. Проект токамака Т-15М// Там же, стр. 15-16.

69. Беляков В.А,, Филатов О.Г. и др. Завершение технического проекта ИТЭР// Там же, стр. 13-14.

70. Азизов Э.А., Беляков В.А.,... Филатов О.Г. и др. Казахстанский токамак материаловедческий (КТМ)// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», 2005, вып.3(29), стр.13-18.

71. Азизов Э.А., Велихов Е.П.,... Филатов О.Г. и др. Казахстанский материаловедческий токамак КТМ и вопросы управляемого термоядерного синтеза// Изд. Национального ядерного центра РК, Алматы, 2006, 236 стр.

72. Orlov V.V., Shatalov G.E., Filatov O.G. et al. Plans for experimental support of the OTR project in nuclear technology//Fusion Engineering and Design, 1989, vol,8, p.91.

73. Альхимович В.А., Анашкин И.О., ... Филатов О.Г. и др. Результаты первых испытаний сверхпроводящей магнитной системы установки Токамак-15// Тез. докл. 5-ой Всес. конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, Ленинград, 10-12 октября 1990, с. 5.

74. Константинов Ю.А., Моносзон Н.А., ... Филатов О.Г. и др. Программа работ по созданию сверхпроводящих проводов для обмотки тороидального поля ИТЭР// Там же, стр.52-53.

75. Глухих В.А., Беляков В.А., ... Филатов О.Г. и др. Разработка в СССР электромагнитной системы (ЭМС) термоядерного реактора ИТЭР// Там же, стр.58-59.

76. Alkhimovich V.A., Anashkin I.O., ... Filatov O.G., Churakov G.F. The current capacity tests of the tokamak T-15 Nb3Sn toroidal coil assembly// IEEE Transactions on Magnetics, 1991, vol.27, No.2, pp.2057-2059.

77. Akopyan D.G., Batakov Y.P.....Filatov O.G. et al. Magnet energy storage// IEEE Transactions on

Magnetics, 1992, vol.28, No.l, pp.398-401.

78. Bondarchuk E.N., Ivkin V.G., ... Filatov O.G. et al. SMS-2 facility for ITER model toroidal field coils tests// Ibid, pp.593-596.

79. Akopyan D.G., Bondarchuk E.N., ... Filatov O.G. et al. Facility for electrical and mechanical tests at cryogenic temperature// Ibid, pp.613-615.

80. Karpuchov I.D., Klimenko E.Y.....Filatov O.G. et al. Superconducting magnet for L* detector//

Ibid, pp.701-704.

81. Filatov O.G., Kostenko A.I. Cryogenic materials aspects of the ITER superconducting magnet system// Cryogenics, 1992, vol.32, ICEC Supplement, pp.361-368.

82. Nikulin A.D., Shikov A.K., ... Filatov O.G. et al. Materials Science Problems in Manufacturing of Superconducting Wire for ITER Magnetic System Winding// Plasma Devices and Operations, 1994, vol.2, No.3-4,pp.231-238.

83. Filatov O., Belyakov V. et al. TF Conductor Insert Coil for Testing in the ITER Central Solenoid Model Coil// Proc. 15"1 Intern. Conf. on Magnet Technology, Beijing, China, 20-24 October 1997, Science Press, Beijing, China, vol.1, pp.397-400.

84. Беляков B.A., Мазуль И.В..... Филатов О.Г. и др. Разработка обращенных к плазме

энергонагруженных компонент ИТЭР в России// Тез. докл. 6-ой междунар. конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, С.-Петербург, 27-29 мая 1997, с. 104.

85. Belyakov V.A., Filatov O.G., Mazul I.V. Development of Plasma Facing Components for ITER at Efremov Institute// Proc. 17th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, October 1997, San-Diego, USA.

86. Filatov O.G., RF Home Team. Status of ITER R and D in the Russian Federation// Fusion Engineering and Design, 1998, vol.39-40, pp.55-66.

87. Filatov O.G., Belyakov V.A., Egorov S. et al. Activities on ITER Superconductors in Russia// Proc. of Pacific Rim Intern. Workshop on Appl. Superconductivity (RR.IWAS'97), KERI, Korea, July 1997, pp.27-40.

88. Sytnikov V.E., Taran A.V.....Filatov O.G., Egorov S.A. The long-length line for jacketing cable-inconduit conductors// Fusion Engineering and Design, 1999, vol.45, pp.209-216.

89. Glukhikh V., Filatov O. et al. Feasibility of SMES Devices Basing on the Development Technology of Superconducting Magnets for Tokamak Fusion Reactors// IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 2000, vol.10, No.l, p.771.

90. Glukhikh V.A., Filatov O.G. et al. Cryogenic Test Facility of the D.V. Efremov Institute// Ibid, pp.1564-1567.

91. Glukhikh V.A., Egorov S.A., Filatov O.G. et al. 30 kV, 40kA Cryogenic Current Leads and High Voltage Insulation Breaks for Helium Lines of Superconducting Magnets// Ibid,

92. Zhukovsky A., Schultz J., ... Filatov 0. et al. Charging Magnet for the Floating Coil of LDX// IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 2001, vol.11, No.l, pp.1873-1876.

93. Filatov 0., Belyakov V., Mazul I., Strebkov Yu. Development of Plasma Facing Components for ITER in Russia// Rep. On 17lh IAEA Fusion Energy Conference, IAEA-CN-69, Yokohama, Japan, October 1998, p. 196.

94. Filatov O.G., Egorov S.A. Development of the TF Conductor Insert Coil for Testing in the ITER Central Solenoid Model Coil// Ibid, p.62.

95. Cheverev N., Glukhikh V., Filatov 0. et al. ITER TF Conductor Insert Coil Manufacturing// IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 2002, vol.12, No.l, pp.548-553.

96. Abdoukhanov I., Belyakov V., ... Filatov O. et al. The Development of ITER TF Model Coil Heat Treatment Conditions// Ibid, pp.110597. Sytnikov V., Cheverev N., Egorov S., Filatov 0. et al. The production of the Superconducting

Conductor for the TFCU/ Ibid, pp.1207-1210.

98. Глухих В.А., Филатов О.Г. и др. Изготовление и результаты испытаний катушки-вставки с проводником тороидальной обмотки (КВПТО) ИТЭР// Тез. докл. 7-ой междунар. конф. по инженер, проблемам термояд, реакторов, С.-Петербург, 28-31 октября 2003, стр.98-100.

99. Martovetsky М., Minervini J., Filatov О. et al. Current Status and Future Technical Challenges for Tokamak Magnets// Proc. 18"' Intern. Conf. on Magnet Technology, Mariokality, Japan, 20-24 October 2003

100.Филатов О.Г., Мазуль И.В. Макетирование и испытание элементов «первой стенки» реактора ИТЭР// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», 2003, вып.2, стр.27 -48.

101.Филатов О.Г., Мазуль И.В. Экспериментальный комплекс НИИЭФА для имитации эксплуатационных факторов «первой стенки» реактора ИТЭР// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», 2003, вып.З, стр.3-31.

102.Чеверев Н.С., Глухих В.А., Филатов О.Г. и др. Изготовление и результаты испытаний катушки-вставки с проводником тороидальной обмотки (КВПТО) ИТЭР// Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», 2004, вып.2(28), стр.3-7

103. Филатов О.Г., Беляков В.А., Мазуль И.В. «Создание реактора ИТЭР - ключевой шаг на пути к термоядерной энергетике», Труды 8-ого международного форума ТЭК, С. Петербург, 8-10 апреля 2008, стр. 499-501.

104. Амосков В.М.....,Е.А. Ламзин, ... Филатов О.Г. и др. «Разработка прецизионных датчиков

физических величин на основе оптимизированных магнитных цепей», Авиакосмическое приборостроение, №5, 2004, с 7-12

105. Амосков В.М.,...,С.Е.Сычевский , ... Филатов О.Г. и др. «Определение положения и ориентации твёрдого тела по данным магнитных измерений», Там же,, №12, 2004, с 54-61

106. Амосков В.М.,...,С.Е.Сычевский , ... Филатов О.Г. и др. «Картографирование магнитного поля для системы позиционирования в области перемещения защитного шлема пилота», Там же,, №1,2005, с 36-42

Подписано в печать 15.07.2009. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 3,25 Тираж 77. Заказ 65

Отпечатано в РИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

Общая характеристика работы

Основное содержание работы

1. Расчетные методы

1.1 Синтез системы полоидального поля токамаков

1.2 Моделирование переходных электромагнитных процессов в элементах токамаков

1.3 Синтез и расчет магнитных систем электрофизических устройств

2. Проекты

2.1 Экспериментальные установки типа токамак

2.2 Нейтронные источники на основе токамаков

2.3 Экспериментальные реакторы-токамаки

3. НИОКР

3.1 Магнитная технология

3.2 Первая стенка и дивертор

Исследования и разработки в области управляемого термоядерного синтеза (УТС) ведутся в мире более 50 лет. Интерес к этим работам диктуется практической неисчерпаемостью запасов топлива для термоядерной энергетики, потенциальной безопасностью и экологично стью термоядерных реакторов (ТЯР).

С конца 60-х годов прошлого столетия доминирующей стала отечественная концепция установок с магнитным удержанием плазмы типа Токамак, которая сегодня рассматривается в качестве основы для первых ТЯР.

Все установки, созданные в мире до сих пор, предназначались в основном для физических исследований и накопления соответствующей базы данных. Однако для оценки масштабов технических проблем, которые следует решить до строительства энергетических ТЯР, уже в 70-х годах были выполнены достаточно подробные концептуальные проработки проектов таких ТЯР и электростанций на их основе. К ним относится, например, серия разработок Висконсинского университета США (проекты UWMAK), а также Принстонский проект РРР (Princeton Power'Plant). Из отечественных разработок можно упомянуть ОПТЯЭС (Опытно-Промышленная Термоядерная Электростанция) и ГТРТ (Гибридный Термоядерный Реактор-Токамак). Одним из результатов этих проработок является осознание необходимости создания реакторов промежуточного поколения -• экспериментальных и демонстрационных.

Основными задачами экспериментальных реакторов являются достижения реакторных параметров плазмы, длительное термоядерное горение (с возможностью достижения зажигания и стационарного режима) и испытания инженерных систем реактора в интегрированном виде. Как результат будет создана физическая и инженерная база данных для демонстрационного реактора ДЕМО.

В 80-х годах в СССР разрабатывался проект опытного термоядерного реактора OTP, в США -FED, в Европе — NET, в Японии - FER. Проекты этих реакторов оказались очень близкими по целям и задачам, размерам, ряду технических предложений и стоимости. Следует отметить также, что в этот период начались достаточно серьезные технологические НИОКР по ключевым системам ТЯР. Общность интересов и стремление снизить затраты для каждой из сторон привели, по инициативе СССР, к объединению усилий сначала в рамках проекта ИНТОР, а затем, в 1988г., по проекту ИТЭР, который разрабатывали специалисты из России, Японии, стран Евратома и США. В результате в 2001г. впервые был разработан детальный технический проект экспериментального ТЯР и осуществлен цикл уникальных НИОКР в его обоснование. В ноябре 2006г. подписано межправительственное Соглашение о строительстве ИТЭР, к которому присоединились КНР, Индия и Южная Корея.

ИТЭР является экспериментальным реактором и не предназначен для генерации коммерческой электроэнергии. Эту роль должен выполнить демонстрационный энергетический реактор ДЕМО, проработки которого, на разном уровне, ведутся в ряде стран, в том числе в России. В качестве специфического для ДЕМО НИОКР в ИТЭР предполагается испытать прототипы энергетических тритийвоспроизводящих модулей бланкета (тест-модули). Особняком стоит задача разработки и испытаний малоактивируемых конструкционных материалов, для чего потребуются специальные установки - нейтронные источники.

Необходимо отметить, что, не смотря на переход к этапу строительства ТЯР, по-прежнему актуальна задача поддержания экспериментальных физических установок, проектирования и создания новых. Для России весьма актуально создание национальной установки среднего класса, каковой мог бы быть проект Т-15М.

В настоящее время наиболее актуальными являются проблемы, связанные с практической реализацией экспериментальных ТЯР и сконцентрированные вокруг проекта ИТЭР. В силу сложности геометрии реакторов-токамаков, взаимосвязи протекающих в них процессов актуальной является разработка и совершенствование расчетных методик и вычислительных программ, необходимых для численного моделирования инженерных систем ТЯР (моделирование магнитной системы, переходных электромагнитных процессов, тепловых процессов и т.п.). Актуальной является задача создания специализированных установок для поддержки экспериментальной программы ИТЭР (в том числе нейтронных источников). К наиболее актуальным следует отнести проблемы разработки конструкций, технологий изготовления, создания стендовой базы и проведения НИОКР по электромагнитной системе (энергоемкая система), дивертору и первой стенке (энергонапряженные системы).

Целями диссертационной работы являлись:

1. Разработка расчетных методик и вычислительных программ, необходимых для численного моделирования и проектирования реакторов-токамаков.

2. Разработка проектов специализированных токамаков, в том числе нейтронных источников, w экспериментальных ТЯР.

3. Разработка технологий изготовления сверхпроводящих магнитных систем реакторов-токамаков, создание специализированной стендовой базы и проведение цикла НИОКР.

4. Разработка технологий создания дивертора и первой стенки экспериментальных ТЯР, проведение цикла НИОКР на специальных стендах.

Научная новизна и практическая ценность

1. Разработан комплекс расчетных методик и вычислительных программ для численного моделирования энергоемких и энергонапряженных систем реакторов-токамаков.

2. Выполнены проектные проработки реакторов (OTP, ИТЭР) и экспериментальных специализированных установок (Т-10С, Т-15М, КТМ, VNS).

3. Разработаны конструкции и технологии изготовления сильноточных сверхпроводящих кабелей, созданы технологические линии их изготовления.

4. Создана стендовая база для исследования свойств отдельных проводов и кабелей.

5. Предложена и реализована программа создания и испытания Катушки-Вставки из Проводника Тороидальной Обмотки (КВПТО) для ИТЭР.

6. Создана экспериментальная база и отработаны технологии изготовления элементов дивертора и первой стенки ИТЭР.

Связь с государственными планами НИОКР: Диссертационная работа выполнена в соответствии с планом научно-технических работ, проводимых в Федеральном унитарном государственном предприятии «НИИ электрофизической аппаратуры им.Д.В.Ефремова», в соответствии с Координационным планом по Государственной научно-технической программе "УТС и плазменные процессы", а также в соответствии с Федеральной целевой программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР" на 2002-2005 гг. (Постановление Правительства РФ № 604 от 21.08.2001), Федеральной целевой научно-технической программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1999-2001 гг. (Постановление Правительства РФ № 1417 от 01.12.1998) и Федеральной целевой программой "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1996-1998 гг. (Постановление Правительства РФ № 1119 от 19.09.1996).

Достоверность.

Результаты работ использованы и внедрены в проект международного токамака ИТЭР, как экспериментально подтверждающие заложенные в него принципы построения конструкции и новые технологии сверхпроводящей ЭМС ИТЭР.

Проект Модельной катушки-вставки с проводником тороидальной обмотки (КВПТО) ИТЭР реализован как часть программы НИОКР в обоснование проектирования ИТЭР, в ходе выполнения которого получили экспериментальную проверку принципы построения конструкции и новые технологии.

Проведённый цикл НИОКР для обоснования основных технологических операций по изготовлению систем первой стенки и дивертора также экспериментально подтвердил сформулированные в диссертационной работе положения.

Достоверность результатов математического моделирования подтверждается путём сопоставления результатов, полученных автором, с аналитическими решениями, результатами расчётов с использованием других программ для установок Т-10С, Т-15, ТСП, GLOBUS-M, VNS, КТМ, OTP, ИНТОР, ИТЭР, данными, полученными в ходе экспериментов, в том числе, и специально организованных, в частности на установке GLOBUS-M.

Апробация работы и публикации Основные результаты работы докладывались на Всесоюзных, Всероссийских и международных конференциях по инженерным проблемам термоядерных реакторов ИПТР — 2, 4, 5, 6, 7 (Ленинград, Санкт-Петербург 1981, 1988, 1990, 1997, 2002гг.); 2-м Советско-Американском семинаре «Синтез -Деление» (Москва, 1977г.); 4-м заседании Технического Комитета МАГАТЭ и Совещании по проектам технологии термоядерных реакторов (Ялта, 1986г.); 1-м и 4-м Симпозиумах по технологии ядерного синтеза (Токио, 1988г., 1997г.); Американских симпозиумах по термоядерной инженерии v (12 IEEE/NPSS, Монтерей, 1987г., 17 IEEE/NPSS, Сан-Диего, 1997г.); международных совещаниях по проблемам математического моделирования, программированию и математическим методам решения физических задач (Дубна, 1983, 2002гг.); 13-й и 15-й международных конференциях по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (Вашингтон, 1990г., Севилья, 1994г.); 17-й конференции МАГАТЭ по термоядерной энергии (Йокогама, 1998г.); международных конференциях по магнитной технологии МТ (МТ-12, 1991г., СССР; МТ-15, 1997г., КНР; МТ-16, 1999г., США; МТ-17, 2000г., Швейцария; МТ-18, 2003г., Япония); многочисленных международных совещаниях по проекту ИТЭР (1989-2001гг., ФРГ, США, Япония), представлены в ведущих отечественных и зарубежных журналах:

Журнал технической физики, Журнал вычислительной математики и математической физики, Физика плазмы, Вопросы атомной науки и техники, сер. «Электрофизическая аппаратура», Вопросы атомной науки и техники, сер. «Термоядерный синтез», Nuclear Fusion, Plasma Devices and Operations, NUCLEAR INSTRUMENTS & METHODS IN PHYSICS RESEARCH Section A, Fusion Engineering and Design, IEEE Transactions on Magnetics, IEEE Transactions on Applied Superconductivity, Cryogenics, NUCLEONIKA, Гироскопия и навигация, Авиакосмическое приборостроение, Гос. реестр изобретений РФ, Москва, Реестр программ для ЭВМ, Москва, ПРОГРАММЫ ДЛЯ ЭВМ БАЗЫ ДАННЫХ ТОПОЛОГИИ ИНТЕГРАЛЬНЫХ МИКРОСХЕМ Официальный бюллетень российского агентства по патентам и товарным знакам ФИПС МОСКВА, Электроника (Наука, Технология, Бизнес).

Основные результаты опубликованы в 106 работах и одной монографии.

Основное содержание работы

1. Расчетные методы