Научный совет по физико-техническим проблемам управляемого термоядерного синтеза

 

 

 

ПРЕДСЕДАТЕЛЬ : ГЛУХИХ Василий Андреевич

 

Академик, профессор, доктор технических наук

Президиум Санкт-Петербургского Научного центра РАН, член Президиума

Отделение энергетики, машиностроения, механики и процессов управления, секция энергетики,

Научный совет ОЭММПУ РАН по мощной импульсной энергетике, председатель совета

ОАО НИИЭФА им. Д.В. Ефремова , научный руководитель

Объединенный научный Совет по проблемам энергетики при Президиуме СПбНЦ РАН, член бюро

Госкорпорация «Росатом»:  Председатель научно-технической секции №3 «Инженерно-технические вопросы УТС» НТС № 6 по направлению «Управляемый термоядерный синтез и новые энерготехнологии

Тел.: (812) 464-57-90; E-mail: glukhikh@niiefa.spb.su

 

ЗАМ. ПРЕДСЕДАТЕЛЯ :БЕЛЯКОВ Валерий Аркадьевич

доктор физико-математических наук, ОАО НИИЭФА, НТЦ «СИНТЕЗ» директор

Тел.: (812) 464-45-67; E-mail: belyakov@sintez.niiefa.spb.su

 

УЧЕНЫЙ СЕКРЕТАРЬ :МАЗУЛЬ Игорь Всеволодович,

доктор технических наук, ОАО НИИЭФА НТЦ «СИНТЕЗ ", нач. отдела»

Тел.: (812) 464-57-93; E-mail: mazuliv@sintez.niiefa.spb.su

 

ЧЛЕНЫ СОВЕТА

БУРЦЕВ Владимир Анатольевич, д.ф-м.н., ФТИ им. А.Ф. Иоффе

ГРЕХОВ Игорь Всеволодович    академик, ФТИ им. А.Ф. Иоффе, директор отделения твердотельной электроники

ГУСЕВ Василий Константинович    д.ф-м.н., ФТИ им. А.Ф. Иоффе, зам. заведующего лабораторией

КИРИЛЛОВ Игорь Рафаилович   д.т.н., ОАО НИИЭФА, НТЦ «Синтез», нач. лаборатории

КУРУНОВ Роман Федорович    д.ф-м.н.,  «НПК «ГОИ им. С.И.Вавилова», директор

ПЕТРОВ Юрий Иванович    главный инженер проекта, ВНИПИЭТ

РОШАЛЬ Александр Григорьевич    к.т.н., ОАО НИИЭФА, НТЦ «Синтез», начальник отдела

РЫБИН Валерий Васильевич ,   член-корреспондент РАН, ЦНИИКМ «Прометей»,  зам. директора

СТАРИКОВ Анатолий Демьянович,    д.т.н., НИИКИ ОЭП, генеральный директор

ФИЛАТОВ Олег Геннадиевич  д.ф-м.н., ОАОНИИЭФА, генеральный директор    

ЭНГЕЛЬКО Владимир Иванович   д.т.н., ОАО НИИЭФА, НТЦ «МИТ», директор

ЯЦЕНКО Борис Петрович    ОАО НИИЭФА, НТЦ «МИТ», советник директора

 

 

ОСНОВНЫЕ НАПРАВЛЕНИЯ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ

Совет рассматривает физико-технические проблемы следующих основных тематических направлений:

• термоядерные реакторы на основе токамака
• лазерный термоядерный синтез
• электрофизические системы импульсного термоядерного синтеза
• термоядерные источники нейтронов
• модернизация действующих и создание новых экспериментальных токамаков
• материалы для термоядерных реакторов, новые материалы в атомной энергетике
• сверхпроводники и устройства на их основе

В состав совета входят специалисты ОАО НИИЭФА, ФТИ им. Иоффе РАН, ВНИПИЭТ, ЦНИИКМ «Прометей», НИИКИ, привлекаются эксперты из других организаций.

 

СОСТОЯНИЕ  ПРОБЛЕМЫ

В связи с ограниченностью запасов органического топлива и возникающими при его использовании экологическими проблемами в мире широким фронтом ведутся работы по освоению других источников энергии. Давно используется энергия рек; однако доступные запасы этого вида энергии в значительной степени уже исчерпаны, в результате чего за последние 20 лет при росте общемирового производства электроэнергии вклад гидроэлектростанций сократился до 15-16%. Доля атомной энергетики также имеет тенденцию к уменьшению из-за замедления темпов строительства новых АЭС после известных ядерных аварий в США, Украине и в Японии. В последние годы быстро растет вклад в электроснабжение возобновляемых источников энергии (энергии ветра, солнца, тепла земных недр).

Перспективным представляется освоение энергии, выделяющейся при слиянии атомных ядер лёгких элементов (управляемый термоядерный синтез, УТС). Топливом для термоядерного реактора являются дейтерий и тритий. Дейтерий содержится в практически неограниченном количестве в воде мирового океана, тритий нарабатывается в самом реакторе из лития; запасов которого по оценкам только в земной коре при современном уровне потребления энергии хватит на несколько тысяч лет. Привлекательной стороной термоядерного реактора в отличие от реакторов деления является отсутствие проблем, связанных с возможностью неконтролируемого разгона реакции деления (приводящего к ядерным авариям) и образованием больших масс высокоактивных продуктов деления. Термоядерные реакторы можно размещать даже в густонаселённых районах и вблизи больших городов.

Современное состояние работ в области УТС.
В развитых странах работы по созданию термоядерных реакторов интенсивно ведутся в двух направлениях. В реакторах на основе магнитного удержания предполагается использовать способность магнитного поля ограничивать движение заряженных частиц поперек магнитного поля, обеспечивая таким образом необходимое время удержания энергии (термоизоляцию плазмы). В реакторах с инерционным удержанием смесь дейтерия и трития кратковременно сжимается до сверхвысокой плотности пучками лазерного излучения, заряженных частиц или импульсным магнитным полем.
В настоящее время наиболее продвинуты исследования на установках с магнитным удержанием типа токамак. На крупнейших современных токамаках JET (Объединенная Европа) и TFTR (США) уже в середине 90-х гг. прошлого века была достигнута мощность термоядерной реакции свыше 10 МВт.

Крупнейшей программой работ в области УТС является программа создания Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР, соглашение о сооружении которого было подписано в 2006 году. В программе участвуют Европейский союз, Индия, Китайская народная республика, Республика Корея, Россия, США, Япония. В настоящее время начато сооружение реактора на площадке во Франции (Кадараш). Основные усилия в области УТС в России также сосредоточены на работах по ИТЭР. Ведется работа по созданию оборудования для реактора. В этих работах принимают активное участие петербургские предприятия и институты, в том числе ФГУП НИИЭФА им. Д.В.Ефремова, СПбГПУ, ПО «Ижорский завод», ФТИ им. А.Ф Иоффе и другие.
Дополнить проект ИТЭР новыми возможностями может проект токамака «Игнитор», нацеленный на достижение самоподдерживающейся термоядерной реакции с положительным балансом энергии. Меморандум о намерениях по сотрудничеству в области создания экспериментального термоядерного реактора «Игнитор» подписан в 2010 году премьер-министрами Италии и России. Предполагается, что российская и итальянская стороны поровну разделят финансирование проекта, токамак будет изготовлен в Италии и собран в России в Государственном научном центре Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований (ГНЦ РФ ТРИНИТИ), г. Троицк, Московская область на площадке, созданной для советского токамака ТСП (токамак с сильным полем). 
 

 

РАБОТЫ В ОБЛАСТИ  УТС , КУРИРУЕМЫЕ СОВЕТОМ

 

1. Работы по ИТЭР

Основной объем работ в 2011 г. в области УТС связан с подготовкой и началом осуществления поставок для Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР различного оборудования в соответствии с той частью обязательств России, за которые отвечает ОАО НИИЭФА им.Д.В.Ефрмова.

Обращенные к плазме компоненты ИТЭР

Выполнены завершение и защита предварительного проекта двух характерных панелей первой стенки реактора (ПС), что стало необходимым в связи повышенной тепловой нагрузкой. Начато макетирование.

       Разработана обновленная модель 3D CATIA центральной сборки (ЦС) дивертора. Изготовлены три макета элементов центральной сборки, на которых успешно продемонстрирована ремонтная технология замены поврежденной облицовки

Система электропитания  ИТЭР

Сдан в эксплуатацию стенд комплексных электрических испытаний СКЭИ на базе индуктивного накопителя на 3.5 МДж. В настоящее время на стенде начались предварительные испытания токопровода на 45 кА для систем питания обмоток центрального соленоида (CS) и полоидального поля (PF)

Разработка испытательного жидкометаллического модуля бланкета (ИМБ) и его обеспечивающих систем для реактора ИТЭР

Разработан эскизный проект ИМБ РФ с керамическим бридером и свинцово-литиевой эвтектикой (совместно с НИКИЭТ).

Проводятся отборочные коррозионные испытания по взаимодействию ферритно-мартенситной стали (ФМС) с эвтектическим сплавом свинец-литий. Закончены статические испытания в течение 1000 часов при t=550°C.

Изготовлен канал круглого сечения ИМБ и проведены его МГД исследования с эвтектическим сплавом натрий-калий в неоднородном магнитном поле, имитирующем условия входа жидкого металла в магнитное поле и выхода из него, для подтверждения методики расчета. На малых макетах отработана технология создания многослойного электроизоляционного барьера для системы EUROFER-PbLi.

Выполнена оценка параметров и конструкции электромагнитных насосов на сплаве свинец-литий для экспериментальных стендов и ИМБ.

Верхние патрубки вакуумной камеры ИТЭР

Изготовлен и испытан опытный образец охлаждаемой части центрального патрубка вакуумной камеры ИТЭР.

В рамках подготовки производства для изготовления всей партии из 18-ти центральных патрубков разработана рабочая конструкторская и технологическая документация, приобретены листы и поковки из аустенитной нержавеющей стали 316LN-IG.

Изготовление обмотки PF-1 полоидального поля для ИТЭР

Завершен первый этап макетирования технологических процессов двухзаходной намотки наложения витковой изоляции двухслойных галет катушки PF-1.

Изготовлены два габаритных макета проводника катушки PF-1, введены в эксплуатацию два доработанных устройства для наложения многослойной витковой изоляции, завершена отладка системы автоматизированного управления технологическим оборудованием участка намотки/изолировки и впервые в проекте ИТЭР реализована последовательность технологических операций, необходимых для формирования двухслойных галет катушки PF-1. Радиусы витков, толщины витковой изоляции, зазоры между витками и другие параметры, полученные в ходе макетирования, соответствуют техническим требованиям соглашения о поставке катушки PF-1.

Впервые в проекте ИТЭР выполнена вакуумно-нагнетательная пропитка (ВНП) схемы электроизоляции полномасштабного макета сорокоградусного сектора двухслойной галеты катушки PF-1. Для выполнения пропитки были выполнены работы по подготовке помещения, изготовлены вакуумный объем и специализированное оборудование и введен в эксплуатацию участок ВНП технологических макетов.

ВНП макета секции прошло без отклонений от разработанного технологического процесса. Окончательная оценка результатов пропитки будет произведена после неразрушающего и разрушающего контроля макета секции, извлеченной из вакуумного объема.

Разработка и моделирование сценариев работы  ИТЭР

Проведено моделирование сценариев тока плазмы ИТЭР для анализа работы инженерных систем ИТЭР - магнитной системы (на механические нагрузки, тепловые потери в сверхпроводнике), дивертора, системы питания (определение энергии, мощности, тока, напряжения).

Получены следующие базовые сценарии ИТЭР, включающие фазы пробоя тока плазмы, подъема тока плазмы, горения и вывода тока плазмы:

• Сценарий физического пуска токамака ИТЭР с максимальным током плазмы ≈ 0.5 МА, тороидальным полем на оси 2.65 Т (вдвое меньшим, чем в номинальном режиме) и с запасам потока в начале разряда 60 Вб (вдвое меньшим, чем в номинальном режиме).
• Основной сценарий с быстрым подъемом тока плазмы до 15 MA за 50 с. и с различными транспортными моделями плазмы. Длительность фазы горения составляет 400 с.
• 15 МА омический сценарий с быстрым подъемом тока до 15 МА за 50 с. и с максимальной длительностью плато (15 с.).
• 15 МА сценарий с использованием внутрикамерных обмоток для управления вертикальным положением плазмы и с различными возмущениями плазмы для определения режима охлаждения этих обмоток.
• 15 МА сценарий с уменьшенными электромагнитными нагрузками на крайние модули центрального соленоида с целью снижения степени деградации проводника этих обмоток за время эксплуатации.

2. Токамак Глобус-М 

С помощью магнитных измерений (зонды, петли) восстановлена форма плазмы в ряде экспериментов с безындукционным созданием плазмы на токамаке Глобус-М в ФТИ им. А.Ф.Иоффе. Определены сценарии тока плазмы и токов полоидальных обмоток токамака Глобус М с увеличенным тороидальным полем для анализа механических нагрузок и температурного анализа.

3. Проектирование токамака Т-15МД

Разработана рабочая конструкторская документация электромагнитной системы и вакуумной камеры установки Т-15, предусматривающая обеспечение модернизированной установкой существенно новых параметров плазмы.

 

 

 

НОВОСТИ СОВЕТА

 

Состоялись заседания:

 

2011г.

 

16-18 марта 2011 г. (сан. «Истра», Московская обл.)

Совместно с секцией «Физико-технические проблемы УТС» Научного совета РАН

по комплексной проблеме «Физика высокотемпературной плазмы» в рамках темы « Состояние работ по проектам для УТС в РФ» обсуждены перспективы применения наноматериалов в атомной энергетике, экспресс оценка аварии на атомной электростанции Фукусима в Японии, современное состояние работ в области Z-пинчей, проект модернизации токамака Т-15, планы создания токамака «Игнитор».

 8-10 июня 2011 г. (б.о. «Окуневая», Ленинградская обл.)

В рамках темы «Анализ состояния работ по проектам в области УТС» рассмотрена  информация о работе международного научно-консультационного совета проекта ИТЭР, уроки и последствия аварии на электростанции Фукусима, статус работ по первой стенке и бланкету ИТЭР, вопросы создания лазерной установки УФЛ-2М, технологии создания высокотемпературных сверхпроводников второго  поколения.

             Решения направлены в адрес заинтересованных подразделений Росатома, российского национального Агентства по проекту ИТЭР и другие инстанции.

 

__________________________________________________________________________

 

2012 г.

14-16 марта 2012, Ершово (Моск. обл) "Состояние работ по проблемам УТС в РФ"

5-8 июня 2012, (б.о.Окуневая, Лен. обл.) "Анализ работ по проектам в области УТС"

(Совместно с секцией «Физико-технические проблемы УТС» Научного совета РАН и  экспертной группрй «Инженерно-технические проблемы УТС» секции №6 НТС ГК «Росатом»).

На заседаниях рассматривались состояние работ по проектам УТС в России, в частности, проекты ИТЭР, Байкал, УФЛ-2М, Т-15, вопросы безопасности атомной энергетики, проекты лазерных и электрофизических импульсных систем, перспективы создания и использования высокотемпературных сверхпроводников, создание тритийвоспроизводящего экспериментального модуля бланкета.

 По ИТЭР отмечены:

-успешная разработка  и освоение в РФ новейших технологий, а также высокая степень готовности российских предприятий, отвечающих за изготовление и поставки  для ИТЭР таких систем как полоидальная катушка внутрикамерные компоненты (дивертор, первая стенка, соединения и опоры бланкета), элементы системы питания и сверхпроводящий кабель;

- значительный прогресс в развитии работ по диагностическим комплексам ИТЭР, разрабатываемым и поставляемым РФ; заключены первые Соглашения о поставке диагностик, определены основные исполнители, которые проводят формирование кооперации промышленных предприятий для обеспечения изготовления диагностических систем.

- задержки с поставками в Россию для испытаний японской диверторной мишени, сверхпроводящего кабеля из Европы, новой спецификации по нержавеющей стали для дивертора и т.д., которые приводят к задержке графика работ по ИТЭР в России и ставят под угрозу сроки работ в РФ и проект в целом.

- неприемлимые требования выдвинутые потенциальным изготовителем вакуумных патрубков («Ижорские заводы»), касающиеся стоимости и сроков выполнения  работ, что вынуждает  в срочном порядке искать нового исполнителя, в т.ч. за рубежом.

- неудовлетворительное положение с подготовкой российских специалистов для работы в международной организации ИТЭР.

Решено на ближайшем заседании организовать комплексное обсуждение готовности промышленности России к поставкам оборудования для ИТЭР

 

_____________________________________________________________________________________________________________________________________________________

  10  ноября 2012 г. премьер-министр Франции Jean-Marc Ayrault подписал декрет, санкционирующий сооружение ядерной установки ИТЭР.
Завершился длившийся более двух лет этап, в течение которого проект изучался группами экспертов, проходил общественные слушания и рассматривался одной из самых требовательных организаций мира – органом,отвечающим за ядерную безопасность Франции. Сооружению ИТЭР дан «зеленый свет».
Таким образом, ИТЭР стал первой термоядерной установкой, имеющей статус ядерной.

Справка. ИТЭР - Международный термоядерный экспериментальный реакто - крупнейшая программа в области управляемого термоядерного синтеза.
Соглашение о создании ИТЭР подписано в 2006 году. В программе участвуют Европейский союз, Индия, Китайская народная республика, Республика Корея, Россия, США, Япония. Сооружается на площадке во Франции (Кадараш).
Проектная  мощность реакции синтеха - 500 МВт
Радиус плазмы: большой – 6.2 м, малый – 2.0 м Объем плазмы 837 m3
Диаметр реактора (по криостату) – 28 м, высота – 29 м.
Вес реактора 23440 т.
Задачи программы ИТЭР
- достижение и исследование длительных (сотни секунд) режимов поддержания реакции синтеза;
- демонстрация возможности безопасной эксплуатации термоядерного реактора.

 

2013 г.

На двух заседаниях

13-15 марта 2013, Ершово (Моск. обл) и 5-8 июня 2013, (б.о.Окуневая, Лен. обл.) совместно с секцией «Физико-технические проблемы УТС» Научного совета РАН и  экспертной группой «Инженерно-технические проблемы УТС» секции №6 НТС ГК «Росатом».

рассматривалось состояние работ по проектам УТС в России, в частности, проекты ИТЭР, Байкал, УФЛ-2М, ТИН, вопросы создания высокотемпературных сверхпроводников  и МГД-машин для быстрых реакторов и плазменных установок и др.

 

Отмечены::

 

- статус России как наиболее надежного участника мегапроекта ИТЭР

 

- прогресс на ЧМЗ в повышении выхода качественных сверхпроводников прежде всего для ИТЭР; использование сверхпроводников является одним из важнейших залогов развития таких областей науки и практики, как физика, электроэнергетика , медицина и др.

 

- необходимость ускоренной разработки в России программы исследований по УТС с магнитным удержанием. для обеспечения эффективного участия страны в проекте ИТЭР на фазе исследований, результаты которых важны для подготовки молодых специалистов по термоядерной энергетике

 

- необходимость развития работ по гибридным термоядерным реакторам в  системе атомной энергетики, реализация которых может привести к практическому применению УТС  в более короткие сроки

 

- прогресс в работах по модернизации токамака Глобус-М  в ФТИ им. А.Ф.Иоффе (ФТИ– НИИЭФА)

 

- успешное развитие работ по проектам импульсных термоядерных установок Байкал, УФЛ-2М

 

-в НИИЭФА в рамках работ по созданию элементов «первой стенки» для токамаков (ИТЭР, Т-15, Глобус и др.) созданы уникальные электронно-лучевые стенды для имитации поверхностных тепловых потоков и испытания разрабатываемых элементов конструкции энергонапряженных внутрикамерных компонент

 

- работы НТЦ ЕЭС  по созданию в Петербурге кабельной линии постоянного тока из высокотемпературного сверхпроводника (ВТСП)

 

По итогам обсуждений приняты решения обратиться с соответствующими предложениями в ГК «Росатом» и в Правительство Российской Федерации

 

 

ХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХХ

 

Октябрь 2013г.

Научно-технический комитет проекта ИТЭР, включающий ведущих ученых и инженеров из стран-участниц проекта, рекомендовал Совету ИТЭР принять важнейшее решение о применении вольфрамовой защиты обращенных к плазме компонент дивертора ИТЭР , испытывающих тепловые нагрузки до 20 МВт/м² .

   Рекомендация принята по результатам испытаний, проведенных в конце 2012г. на электронно-лучевом стенде для имитации поверхностных тепловых потоков (НИИЭФА, Санкт-Петербург) и исследований поведения вольфрамовых плиток на токамаке JET (Великобритания).