Проект СПИ

ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
ГК “РОСАТОМ”
АО “ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ТРОИЦКИЙ ИНСТИТУТ ИННОВАЦИОННЫХ И ТЕРМОЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ”
СТРАТЕГИЧЕСКАЯ ПРОГРАММА ИССЛЕДОВАНИЙ
ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ПЛАТФОРМЫ
“УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ”
(проект)
Инициатор:
Государственная корпорация по атомной энергии - ГК “Росатом”
Координатор:
АО “ГНЦ РФ Троицкий институт инновационных и термоядерных
исследований”
Москва 2015
СОДЕРЖАНИЕ
Принятые сокращения
3
Введение
5
1.1 Цели, задачи и направления деятельности
5
1.2 Участники технологической платформы УТС (ТП УТС)
1.3 Место и роль ТП в термоядерных исследованиях и разработках
7
8
Раздел 1. Состояния и тенденции развития исследований и разработок
в сфере деятельности платформы
16
Раздел 2. Прогноз развития технологий
платформы
в сфере деятельности
26
Раздел 3. Перспективные направления развития исследований и
разработок
28
Раздел 4. Тематический план исследований и разработок
34
Раздел 5. Мероприятия по коммерциализации технологий
42
Раздел 6. Мероприятия по подготовке кадров
44
Раздел 7. Риски при реализации программы
2
47
Принятые сокращения
УТС – управляемый термоядерный синтез – протекающий в земных
условиях физический процесс слияния легких ядер, лежащий в основе нового
неограниченного ресурсами источника тепловой и электрической энергии,
аналогичного энергетическому источнику звезд, и реализуемый в магнитных
ловушках с длительно удерживаемой плазмой при температурах выше 100
миллионов градусов.
ТП УТС – технологическая платформа УТС
ТОКАМАК – тороидальная магнитная ловушка для удержания
высокотемпературной плазмы, в которой идет управляемая термоядерная
реакция.
ИТЭР – первый международный экспериментальный термоядерный
реактор, использующий токамак для осуществления управляемого
термоядерного синтеза. Реактор ИТЭР находится в стадии строительства в г.
Кадараш (Франция) и должен продемонстрировать научную и техническую
реализуемость длительной термоядерной реакции мощностью 500 МВт в
2018-2038 годах.
ДЕМО – первая международная демонстрационная термоядерная
электростанция на принципах токамака, сооружение которой планируется в
Японии. ДЕМО должна продемонстрировать техническую возможность
генерации электрической мощности около 1 ГВт, а также надежную работу
всего комплекса технологий УТС.
Т-15МД – инженерно-физический токамак с дивертором и гибкой
магнитной конфигурацией.
ТИН – термоядерный источник нейтронов.
Игнитор – токамак, в котором инициирование и поддержание
термоядерных реакций происходит, в основном, за счет протекающего по
плазме тока. Совместный проект России и Италии.
Байкал – уникальная установка инерционного термоядерного синтеза,
создаваемая во АО “ГНЦ РФ ТРИНИТИ ”
ПТЭ – промышленная термоядерная электростанция.
БР – реакторы на быстрых нейтронах - ядерные реакторы деления, в
которых для генерации энергии и трансмутации изотопов урана
используются реакции не замедленных нейтронов. БР могут моделировать
модификацию свойств конструкционных материалов под действием
интенсивных нейтронных потоков, характерных для термоядерного реактора.
ИФМИФ (IFMIF) – международный стенд для испытания модификации
свойств конструкционных материалов под воздействием интенсивных
потоков нейтронов. Сооружение ИФМИФ планируется в Японии.
3
breakeven – достижение условий, при которых энергия, выделившаяся в
ходе протекании термоядерных реакций в установке, становится равной
энергетическим затратам на их инициацию
РАН – Российская академия наук
НИЦ “КИ” – Национальный исследовательский центр “Курчатовский
институт”
АО “ГНЦ РФ ТРИНИТИ” – Акционерное общество “Государственный
научный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и
термоядерных исследований”
АО “НИИЭФА” – Акционерное общество “Научно-исследовательский
институт электрофизической аппаратуры им. Д.В.Ефремова”
АО “НИКИЭТ” – Акционерное общество “Ордена Ленина Научноисследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.
Доллежаля”
АО “ВНИИНМ” – Акционерное общество “Всероссийский научноисследовательский институт неорганических материалов им. А.А.Бочвара”
ФГУП “Красная звезда ” – Федеральное государственное унитарное
предприятие “Красная звезда ”
НИЯУ “МИФИ” – Национальный исследовательский ядерный
университет “Московский инженерно-физический институт”
ФТИ РАН – Физико-технический институт им. А.Ф.Иоффе РАН
ИОФ РАН – Институт общей физики им. А.М.Прохорова РАН
ИПМ РАН – Институт прикладной математики им. М.В.Келдыша РАН
ИЯФ СО РАН – Институт ядерной физики им. Г.И.Будкера Сибирского
отделения РАН
ИПФ РАН – Институт прикладной физики РАН
ИПУ РАН – Институт проблем управления им. В.А.Трапезникова РАН
МГТУ им. Н.Э. Баумана – Московский государственный технический
университет им. Н.Э. Баумана
МФТИ – Московский физико-технический институт
ВМК МГУ – Факультет вычислительной маетматики и кибернетики
МГУ им. М.В. Ломоносова
ТПУ – Национальный исследовательский Томский политехнический
университет
АО ГСПИ – АО «Государственный специализированный проектный
институт»
4
Введение
1.1 Цели, задачи, направления деятельности
1. Цели создания технологической платформы УТС:
−
организация
взаимодействия
участников
технологической
платформы для развития работ по разработке фундаментальных основ и
технологий управляемого термоядерного синтеза;
− разработка долгосрочной стратегии научных и прикладных
исследований в области физики плазмы и управляемого термоядерного
синтеза;
− продвижение российской научно-технической продукции и услуг по
проведению научных исследований в области физики плазмы и управляемого
термоядерного синтеза.
2. Основные задачи:
− создание системы взаимодействия участников технологической
платформы, в том числе с использованием научного совета ГК “Росатом”,
конференций по управляемому термоядерному синтезу, научных семинаров
и сети Интернет, для обеспечений коммуникаций и публичного доступа к
информации о проектах, инициативах и механизмах финансирования и их
обсуждения;
− мониторинг достижений в области УТС;
− создание механизмов экспертизы НИОКР и проектов в области УТС.
3. Основные направления деятельности:
− прогнозная и аналитическая деятельность, выбор стратегических
научных
направлений,
разработка
дорожных
карт
достижения
стратегических целей, консультационная и информационная поддержка
федеральных органов исполнительной власти, государственных организаций
и учреждений по профилю деятельности ТП УТС;
− согласование усилий заинтересованных сторон, включая
федеральные министерства и ведомства, органы власти регионального и
муниципального уровня, научные и образовательные организации,
государственные корпорации, предприятия и организации всех форм
собственности, инфраструктурные монополии, предпринимаемых ими в
рамках существующих механизмов реализации национальной научно5
технологической
политики,
отраслевых
корпоративных программ развития и т.д.;
стратегий
и
программ,
− стимулирование научных исследований в области физики плазмы,
управляемого термоядерного синтеза и освоение передовых технологий,
необходимых для реализации национальных интересов России и
потребностей российского общества;
− распространение информации по профилю деятельности ТП УТС,
информационная поддержка мероприятий Платформы, связь с родственными
отечественными и зарубежными технологическими платформами,
структурами и организациями, рекламная деятельность,
Инициатор платформы: Государственная корпорация по атомной
энергии “Росатом”.
Координатор платформы: АО “Государственный центр Российской
Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных
исследований”.
6
1.2 Участники технологической платформы
Национальный исследовательский центр “Курчатовский институт”;
Акционерное общество “Государственный научный центр Российской
Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных
исследований”;
Акционерное
общество
“Научно-исследовательский
институт
электрофизической аппаратуры им. Д.В.Ефремова”;
Акционерное общество “Ордена Ленина Научно-исследовательский и
конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля”;
Акционерное общество “Всероссийский научно-исследовательский
институт неорганических материалов им. А.А.Бочвара”;
ФГБУ Петербургский институт ядерной физики им. Б.П.Константинова
Национального исследовательского центра “Курчатовский институт”;
ФГУП Российский федеральный ядерный центр – Всероссийский
научно-исследовательский институт экспериментальной физики;
Федеральное государственное унитарное предприятие
“Красная
звезда”;
Физико-технический институт им. А.Ф.Иоффе РАН;
Институт общей физики им. А.М.Прохорова РАН;
Институт прикладной математики им. М.В.Келдыша РАН;
Институт ядерной физики им. Г.И.Будкера Сибирского отделения РАН;
Институт прикладной физики РАН;
Институт проблем управления им. В.А.Трапезникова РАН;
АО Радиевый институт имени В.Г.Хлопина;
АО ГСПИ - ОАО «Государственный специализированный проектный
институт»;
ГОУ
“СПбГПУ”–
Санкт-Петербургский
государственный
политехнический университет;
Национальный исследовательский ядерный университет “Московский
инженерно-физический институт”;
Московский государственный технический университет им. им. Н.Э.
Баумана;
Московский физико-технический институт;
Факультет вычислительной математики и кибернетики МГУ им. М.В.
Ломоносова;
Национальный
исследовательский
Томский
политехнический
университет;
Южный Федеральный Университет;
Частное учреждение“ИТЭР-Центр”;
АО НПП “ГИКОМ”;
АО “КриоМагниттехнологии” (НИФ);
ФГУП Экспериментальный завод научного приборостроения со
Специальным конструкторским бюро РАН;
ООО "ФЕДАЛ".
7
1.3 Место и роль ТП УТС в термоядерных исследованиях и разработках
Основной тенденцией развития общества в XXI веке является
непрерывный рост энергопотребления, связанный как с ростом
народонаселения, так и с нарастанием потребности в энергии стран третьего
мира, что необходимо для их развития. Возможности удовлетворения
возрастающих потребностей в энергии, как за счет топлива органического
происхождения, так и за счет возобновляемых источников ограничены
вследствие их естественных пределов. Поэтому необходимо разрабатывать
источники энергии, которые не имеют практических ограничений. К ним
относятся источники на основе синтеза ядер легких элементов и, как
промежуточная стадия, источники на основе деления тяжелых ядер, а также
их гибриды.
Базовым источником энергии в долгосрочной перспективе может
служить энергия деления ядер, если в топливный цикл будут включены весь
природный уран, а также торий. С этой целью разрабатываются ядерные
реакторы на быстрых нейтронах различного типа. В настоящее время ядерная
энергетика базируется на реакторах с тепловыми нейтронами, проблема
которых заключается в исчерпаемости топливных ресурсов в течении XXI
века. Кроме того, в тепловых реакторах образуется большое количество
высокоактивного отработанного топлива, которое требует специального
обращения и оборудования специальных хранилищ. Важным фактором,
определяющим темп развития ядерной энергетики, является крайне
настороженное, а часто негативное, отношение к ней общественного мнения.
Создание экономически эффективных и максимально безопасных
быстрых реакторов в значительной степени решит проблемы как топливных
ресурсов для тепловых реакторов, так и высокоактивного отработанного
ядерного топлива. Однако для этого необходимо решить большое число
научных и технологических проблем, для чего потребуется не одно
десятилетие. При этом далеко не очевидно, что одновременно будут решены
проблемы энергетической эффективности, необходимого темпа наработки
топлива, утилизации ядерных отходов и безопасности.
Термоядерная энергетика, основанная на синтезе ядер дейтерия и
трития, обладает принципиальными преимуществами по сравнению с
ядерной и другими видами источников энергии.
Во-первых, она имеет практически неисчерпаемые топливные ресурсы.
Во-вторых, она не имеет высокоактивных отходов и практически
безопасна при любых возможных авариях. Термоядерная энергетика является
экологически чистым и безопасным источником энергии.
В-третьих, при использовании малоактивируемых конструкционных
материалов термоядерный реактор проще выводится из эксплуатации.
В-четвертых, в не гибридных термоядерных реакторах не будут
нарабатываться продукты, которые могут использоваться для создания
ядерного оружия.
8
Термоядерные электростанции откроют возможность использования
практически неисчерпаемого и безопасного источника энергии от синтеза
ядер легких элементов в плазме. Сеть термоядерных реакторов на Земле
должна в основном заменить источники энергии, связанные с сжиганием
природных ресурсов: нефти, угля и газа. Но разработка и создание такого
источника энергии связана с рядом сложных научных и технических
проблем, решению которых будут во многом способствовать результаты
заявляемого проекта в области термоядерных технологий.
Основным носителем энергии синтеза ядер дейтерия и трития служат
нейтроны. При классической схеме их энергия преобразуется в тепло в
бланкете термоядерного реактора, а затем в другие виды энергии.
Известен другой путь использования потоков термоядерных нейтронов,
который еще в 70-х годах прошлого века подробно анализировался в
советских лабораториях. Этот путь заключается в создании гибридных
(синтез-деление) установок, бланкеты которых содержат уран-238, торий232, или минорные актиниды из отработанного ядерного топлива. Гибридные
установки могут использоваться для наработки ядерного топлива тепловых
реакторов (плутоний-239 и уран-233), для трансмутации долгоживущих
высокоактивных отходов, а также для выработки энергии в подкритических
системах. Требования к плазменной части и нейтронным потокам для
гибридных установок на порядок ниже, чем к чисто термоядерным
реакторам, что может существенно сократить время их внедрения.
Стационарные установки управляемого термоядерного синтеза
основаны на удержании высокотемпературной плазмы в магнитных полях
различной конфигурации. К таким установкам относятся токамаки,
стеллараторы и открытые магнитные ловушки. Среди них наибольшие
успехи достигнуты на токамаках, которые были предложены советскими
учеными. На токамаках впервые была продемонстрирована возможность
достижения условий интенсивного протекания реакций синтеза и генерация
нейтронных потоков большой мощности. Обширная база данных,
полученная на десятках токамаков, и современные плазмо-физические коды
для моделирования плазменных процессов позволили международному
сообществу в составе России, США, Японии и Европейского Союза
разработать проект Международного экспериментального термоядерного
реактора ИТЭР. К настоящему времени в состав международной коалиции
ИТЭР также вошли Китай, Индия и Южная Корея. Сооружение ИТЭР начато
в г. Кадараш (Франция). В настоящее время в мире работает около 35
токамаков, и результаты проводимых на них экспериментов ориентированы
на изучение и управление высокотемпературной плазмой, в основном, под
задачи ИТЭР. Наиболее важные результаты для ИТЭР получаются на
вытянутых по вертикали токамаках с конфигурацией полоидальной системы,
которая в уменьшенном масштабе повторяет конфигурацию расположения
катушек управления полоидальными магнитными полями в ИТЭР. К таким
токамакам относятся, в частности, JET и MAST (Великобритания, г.
9
Абингдон), DIII-D (США, г. Сан Диего), NSTX (США, г. Принстон), ASDEX
Upgrade (Германия, г. Гаршинг), TCV (Швейцария, г. Лозанна), KSTAR
(Южная Корея), EAST (Китай). В России к таким токамакам относится
Глобус-М (Санкт-Петербург, ФТИ им. А.Ф. Иоффе), а также проектируемый
токамак Т-15MД (Россия, Москва, НИЦ КИ). На токамаках с круглым
поперечным сечением, например, таких как Т-10 (Россия, г. Москва, НИЦ
КИ), Tore Supra (Франция, г. Кадараш) отрабатываются технологии
стационарной работы термоядерных реакторов при управлении профилями
плазменных параметров (тока, запаса устойчивости, температуры и
давления).
Предпосылками выбора технологической платформы как инструмента
решения задач овладения энергией термоядерного синтеза
являются
следующие:
- множественность потенциальных участников технологической
платформы и косвенных бенефициаров от реализации технологической
платформы; необходимость представления различных групп интересов,
обеспечения содержательного и представительного обсуждения перспектив
технологической модернизации и форм партнерства бизнеса, науки,
государства;
- потенциальное мультисекторальное (многоотраслевое) применение
технологий, разработка которых предполагается в рамках технологической
платформы; необходимость взаимодействия
компаний из различных
секторов для определения технологических задач;
- многодисциплинарность необходимых исследований для разработки
перспективных технологий;
- неясность существующих компетенций в российском научнотехнологическом секторе, наличие ведомственных барьеров между
научными организациями, перспективы развития кооперации между научнотехнологическими организациями для реализации сложных проектов.
В
качестве
ключевых
направлений
совершенствования
государственного регулирования в целях поддержки функционирования
технологической платформы могут быть выделены:
- уточнение тематики исследований и разработок, финансируемых
государством;
- уточнение направлений и принципов поддержки государственными
институтами развития научно-технической и инновационной деятельности;
- определение направлений международного научно-технического
сотрудничества.
Рост
народонаселения
планеты
и
процесс
выравнивания
энергопотребления в различных регионах мира требуют непрерывного роста
производства энергии. Разработка и освоение новых источников энергии
10
входит в число приоритетных задач государства. Управляемый
термоядерный синтез является одним из наиболее перспективных способов
производства энергии в будущем.
Для разработки и широкомасштабного использования нового вида
производства энергии требуются усилия экономически развитых стран в
течение десятилетий. Реализация международного проекта термоядерного
экспериментального реактора ИТЭР является первым шагом на пути
практического овладения энергией управляемого термоядерного синтеза.
Необходимость решения проблемы термоядерного синтеза и создания
ТИН, подготовки России к участию в сооружении ДЕМО на базе
технологической платформы обусловлена ее:
 важностью для экономики и национальной безопасности, в том
числе энергетической;
 масштабностью и комплексностью проблемы, требующей
привлечения к решению ряда министерств и ведомств;
 значительной ресурсоемкостью, требующей финансовой поддержки
из средств федерального бюджета;
 необходимостью
обеспечения
преемственности
развития
российской программы УТС, важным элементом которой является участие
России в международном проекте ИТЭР.
Результаты комплексного анализа уровня развития работ в области
управляемого термоядерного синтеза в России, проведенного с учетом таких
параметров эффективности как человеческий капитал, генерация знаний и их
применение, показывают, что основные достижения были получены на
крупнейших установках. Начало успешной реализации проблемы УТС
положено в 1968 году достижением на установке Токамак-3 температуры
плазмы 5 млн. градусов и в 1975 году на установке Токамак-10 – 12 млн.
градусов. С использованием сверхпроводников на установке Токамак-15
осуществлен режим стационарного поддержания магнитного поля, что имеет
принципиальное значение для энергетического термоядерного реактора. Это
явилось определяющим шагом к достижению требуемых для реактора
параметров плазмы и определило основной путь разработки термоядерного
реактора. В 90-е годы на установках TFTR (США) и JЕТ (ЕС) осуществлены
термоядерные реакции синтеза с мощностью 10 и 17 МВт. На установке JТ60 (Япония) был получен расчетный выход термоядерных реакций
превышающих затраты энергии на их возбуждение.
Практика решения проблемы в последние годы без использования
утвержденной технологической платформы на федеральном уровне привела
к заметному ослаблению позиций России в международном термоядерном
сообществе.
11
Без применения подхода на основе технологической платформы не
возможно:
- создать стратегический энергетический источник и повысить роль
энергетического потенциала России на глобальном рынке;
- разработать и освоить передовые энергетические технологии;
- получить научный и практический опыта работы на различных
стадиях сооружения и эксплуатации новых экспериментальных
энергетических установок, технологических и промышленных систем (ИТЭР,
ТИН, ИГНИТОР, ДЕМО и ПТЭ);
- накопить знания и опыт в области управляемого термоядерного
синтеза;
- осуществить эффективную координацию научных исследований,
связанных с разработкой систем управления плазмой в термоядерных
реакторах-токамаках;
- развить национальную научно-технологическую базу для скорейшего
освоения перспективных видов энергии;
- обеспечить координацию деятельности министерств и ведомств в
рамках национальной и международной кооперации.
В части кооперации Российских
платформы главными задачами являются:
организаций
технологической
Задача 1. «Создание инфраструктуры и системы управления проектом
и подготовки кадров» ― ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ (ГК «Росатом»), ФГУ
НИЦ «Курчатовский институт», НИЯУ МИФИ, ИПУ РАН.
Задача 2. «Обеспечения развития основ термоядерной энергетики в
России» головными организациями являются: ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ (ГК
«Росатом»), ФГУ НИЦ «Курчатовский институт»;
Задача
3.
«Создание
единого
комплекса
информационноизмерительной и управляющей системы термоядерного реактора-токамака
(ИТЭР, ТИН, ИГНИТОР, ДЕМО и ПТЭ) с интегрированными системами
магнитного и кинетического управления плазмой» ― ИПУ РАН, ФГУП ГНЦ
РФ ТРИНИТИ (ГК «Росатом»), МГТУ им. Н.Э. Баумана, МФТИ, ФГУП
«НИИЭФА им. Д.В.Ефремова» (ГК «Росатом»).
12
Задача 4. «Реализация международного проекта ИТЭР». Перечень
головных организаций, ответственных за изготовление основных систем
реактора ИТЭР, определенный на стадии подготовки технического проекта и
отработки базовых технологий изготовления поставочных систем:
- ФГУП «НИИЭФА им. Д.В.Ефремова» (ГК «Росатом») - по изготовлению
катушки полоидального поля магнитной системы; патрубков вакуумной
камеры; панелей первой стенки; центральной сборки дивертора и проведению
тепловых испытаний дивертора, коммутирующей аппаратуры;
- ОАО «ВНИИНМ им. А.А.Бочвара» (ОАО «ТВЭЛ»), ОАО «ЧМЗ», ОАО
«ВНИИКП» - по изготовлению сверхпроводящих ниобий-оловянных и
ниобий-титановых стрендов и кабелей;
- ОАО «НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля» - по изготовлению несущих
конструкций первой стенки защитных модулей бланкета и соединителей;
- ИПФ РАН, ООО «Гиком» и РНЦ КИ – по изготовлению и испытаниям
мощных СВЧ-генераторов (гиротронов) для системы дополнительного нагрева
плазмы;
- НИЦ КИ, ФТИ им. А.Ф.Иоффе, ФГУП «ГНЦ РФ ТРИНИТИ» – по
изготовлению и испытаниям диагностических систем реактора ИТЭР.
У головных исполнителей имеются организации соисполнители, в
отношении которых они выполняют функцию заказчика.
В части международного сотрудничества предполагается проведение
исследований и разработок в области УТС с магнитным удержанием
широким фронтом ведутся в объединенной Европе, США, Японии, Китае,
Южной Корее, Индии, Бразилии и в ряде других стран, на что
правительствами, помимо проекта ИТЭР, выделяется более 1,5 млрд. долл.
США. С одной стороны, эти работы обеспечивают научную и
технологическую поддержку проекта ИТЭР и разработки ДЕМО, а с другой
дают возможность создавать перспективные токамаки, обладающими
меньшими размерами и стоимостью, разрабатывать гибридные (синтезделение) установки для решения задач современной ядерной энергетики.
Участие России в сотрудничестве с ведущими зарубежными центрами
термоядерных исследований позволит:
- совместно разрабатывать и реализовывать проекты типа токамак
Игнитор и токамак КТМ;
 получить оперативный доступ к результатам исследований на
крупнейших современных термоядерных установках;
 использовать
экспериментальные
возможности
зарубежных
установок для решения задач национальной программы;
 обмениваться опытом в создании новых информационных,
физических и технологических диагностик необходимых для
мониторинга и оперативной интерпретации процессов и управления
установками в режиме on-line;
 развивать и тестировать расчетные и прикладные коды на
современных установках в широком диапазоне параметров,
13
технологических
процессов,
характеристик
диагностик
и
технологической аппаратуры, обеспечивающих работу установок;
 развивать системы управления плазмой, используя опыт
международного сообщества по системам и методам управления
плазмой в экспериментальных установках и на плазмо-физических
кодах;
 обмениваться данными по разрабатываемым материалам и
технологиям для УТС и термоядерной энергетики;
 быть в курсе тенденций в развитии программ УТС в различных
странах;
 организовывать оперативное обслуживание актуальных задач в
экспериментальных и теоретических исследованиях, технологиях и
разработке материалов.
Наиболее
токамаки:
перспективными
для
сотрудничества
представляются
Игнитор – первый токамак, проектируемый для достижения условий
зажигания термоядерных реакций в основном за счет омического нагрева
плазмы протекающим током в сильном магнитном поле. Токамак ИГНИТОР
планируется разместить в зале с биозащитой на комплексе ТСП ГНЦ РФ
ТРИНИТИ. Россия обеспечивает токамак системами питания, криогеники,
диагностиками, организацию и проведение программы научных
исследований (процессы инициирования термоядерных реакций, включая
влияния α-частиц на процессы удержания плазмы в токамаке, управление
плазмой и термоядерными реакциями и др.);
КТМ – Казахстан (компактный токамак спроектированный и
изготовленный в России, предназначенный для исследования физики
компактных конфигураций в квазистационарном режиме, изучения и
испытания материалов первой стенки и дивертора, и др.).
JET – Англия (дополнительный нагрев, управление профилями
поддержание неиндуктивного тока, разработка эффективных сценариев
стационарного режима термоядерного горения, материалы и технологии
первой стенки, диагностика и др.).
TORE-SUPRA – Франция (поддержание стационарного режима с
высокими параметрами плазмы, сценарии и технологии ВЧ-нагрева,
технология первой стенки, проблемы срыва тока, тестирование и разработка
кодов дополнительного нагрева и поддержания неиндуктивного тока,
диагностики и др.).
FTU – Италия (материалы и технологии первой стенки, технологии
криорезистивных электромагнитных систем, диагностики и процессы в
плазме высокой плотности и др.).
MAST – Англия (плазменные процессы в компактных токамаках,
дополнительный нагрев плазмы, вывод на стационарный режим, проблемы
срыва тока, диагностики и др.).
14
DIII-D – США (дополнительный инжекционный нагрев и поддержание
неиндуктивного тока, разработка эффективных сценариев возбуждения и
поддержания термоядерных реакций в токамаках, управление профилями,
процессы на первой стенке и в диверторе, разработка и тестирование кодов,
диагностики и др.).
JT-60SU – Япония (выход на поддержание стационарного режима
плазменного шнура, дополнительный нагрев плазмы и поддержание
неиндуктивного тока, диагностики и др.).
ASDEX Upgrade – Германия (системы магнитного и кинетического
управления вытянутой по вертикали плазмой).
TCV – Швейцария (токамак специально разработан и создан для
исследования методов и систем управления плазмой с различной магнитной
конфигурацией).
Возможно организация сотрудничества с Китаем (установки EAST, LT2) и Южной Кореей (KSTAR).
15
Раздел 1. Состояния и тенденции развития исследований и разработок в
сфере деятельности платформы
Концепция технологической платформы УТС
при ее создании
охватывала период с 2010 г. по 2020 год и далее, и предусматривала
подготовку научно-технологической базы страны к проектированию и
сооружению
международной
демонстрационной
термоядерной
электростанции ДЕМО.
За 10-летний период планировалось решение следующих задач:
 провести техническое перевооружение установки Т-10 с целью создания
на ее основе научно-исследовательской базы для подготовки
специалистов для ИТЭР и программы УТС;
 реконструировать комплекс токамака Т-15 с целью создания инженернотехнологической базы для установки Т-15МД и отработки термоядерных
технологий стационарного ТИН и реактора ДЕМО;
 реализовать проект токамака ИГНИТОР, в котором инициирование и
поддержание термоядерных реакций происходит в основном за счет
протекающего по плазме тока;
 получить опыт нагрева, поддержания и управления формой, положением,
и током плазмы, а также опыт управления кинетическими параметрами и
их профилями термоядерной плазмы на российских установках;
 получить опыт ввода в заданные режимы и стационарной работы в них
первого термоядерного реактора ИТЭР;
 выполнить разработку и испытания материалов для ТИН и термоядерных
реакторов на БР и международном стенде ИФМИФ;
 участвовать в техническом проектировании международной термоядерной
электростанции ДЕМО;
 создать распределенный технологический центр, информационную
структуру и научно-образовательную сеть УТС;
 разработать проект и создать демонстрационный источник термоядерных
нейтронов для наработки топлива и переработки ядерных отходов (ТИН);
 разработать и испытать эффективные бланкеты для ТИН, ИТЭР и ДЕМО;
разработать
интегрированные
комплексы
систем
магнитного
и
кинетического управления плазмой в термоядерных установках типа токамак
Т-10, Т-15МД, ТИН, ИГНИТОР, ИТЭР, ДЕМО для гарантированного вывода
токамаков на заданные режимы эксплуатации и обеспечения надежной
стационарной работы в этих режимах.
16
Основными программами, на реализацию проектов которых нацелена
деятельность технологической платформы УТС, являются:
- Международный проект экспериментального термоядерного реактора
ИТЭР поддержки в создании технологической платформы.
- Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового
поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года»,
утвержденная постановлением Правительства Российской Федерации от 03
февраля 2010 г. № 50
- Международный проект экспериментального термоядерного реактора
ИТЭР в соответствии с обязательствами Российской Федерации,
содержащимися в Соглашении о создании Международной организации
ИТЭР по термоядерной энергии для совместной реализации проекта ИТЭР и
других международных договоров, направленных на реализацию указанного
Соглашения. Соглашения были подписаны 21 ноября 2006 г. в Париже и
ратифицированы в соответствии с Федеральным законом от 19 июля 2007 г.
№ 143-Ф3;
- Гранты поддержки ведущей научной школы РФ (Минобрнауки)
- «ФЦП» Кадры» Научно-образовательные центры.
- Гранты Президента Российской федерации для государственной поддержки
молодых российских.
- Прикладные научные исследования и разработки в рамках мероприятий по
повышению безопасности атомной энергетики, улучшению экологии, а также
в сфере использования атомной энергии в интересах развития национальной
экономики.
Развитие работ в области управляемого термоядерного синтеза
осуществляется в настоящее время в следующих основных направлениях:
1. Создание Международного экспериментального термоядерного
реактора ИТЭР (Кадараш, Франция).
2. Экспериментальные исследования на лазерном термоядерном
комплексе NIF (Ливермор, США)
3. Разработка и подготовка к строительству термоядерного комплекса
Байкал (Троицк, Россия)
4. Разработка лазерной термоядерной установки УФЛ-2М (Саров,
Россия)
5. Разработка и подготовка к строительству Российско-итальянского
реактора токамака Игнитор (место сооружения – Троицк, Россия)
6. Исследования и разработки на токамаках, как на зарубежных, так и
на отечественных (Т-10,Т-11М, Глобус-М)
7. Исследований на ловушках и стеллараторах
17
8. Исследования в области инерциального термоядерного синтеза
(Ангара-5-1, Z)
9. Исследований и разработки в области гибридных систем синтезделение.
10.Разработка плазменных ускорителей и их использование для
исследования материалов первой стенки и дивертора, и в качестве
источников нейтронов
1. ИТЭР
Участие России в проекте ИТЭР на стадии сооружения
предусматривает взносы в натуральной форме, включая специфические
компоненты, оборудование и материалы, алгоритмы управления плазмой,
другие товары и услуги в соответствии с согласованными техническими
условиями. Поэтому главным потребителем данной продукции выступает
Международная организация ИТЭР. В части продуктов, полученных в
результате проведения НИР по уточненным требованиям к системам
реактора ИТЭР, потребителями выступают как Международная организация
ИТЭР, так и головные организации-изготовители поставочного
оборудования. В соответствии с распоряжением Правительства Российской
Федерации от 11 мая 2007 г. №597-р обязанности по обеспечению внесения
взноса Российской Федерации в натуральной форме в Международную
организацию ИТЭР (сбыт полученных продуктов) возложены на НИЦ
«Курчатовский институт», выполняющего роль местного агентства ИТЭР в
Российской Федерации.
Хотя в 2014 году отставание в сооружении здания ИТЭР составляло 23
месяца, Россия выполняет свои обязанности по созданию 25 систем ИТЭР в
полном соответствии с графиком. К российским обязательствам относятся
изготовление 179 панелей первой стенки, которые подразделяются на 33
типоразмера. Обязательства России по поставкам предусматривают 6
поставок в 2014г. и 5 поставок в 2015г.
На предприятии ГИКОМ в Нижнем Новгороде создан и запущен стенд
для испытания гиротронов. На испытательном стенде в НИЦ Курчатовский
институт на гиротроне Везувий-11М получены параметры, соответствующие
требованиям ИТЭР. В 2013г. в НИИЭФА была проведена серия испытаний
диверторных компонентов, производимых в России, Европе и Японии. В
кооперации ВНИИНМ с ФГУП Базальт при участии НИИЭФА завершена
отработка технологии производства российского бериллия для облицовки
первой стенки ИТЭР. В НИИЭФА ведутся работы по обязательствам по
шинопроводам и переключателям. Проводятся работы по интеграции
диагностик в порт-плаги.
Важнейшей проблемой проекта ИТЭР является кадровая, для ее
решения инициирована программа, направленная на обеспечение пропорций
стран-участников в будущей работе на ИТЭР и подготовку около 100
российских исследователей для такой работы
18
2. NIF (National Ignition Facility)
Национальный комплекс для зажигания термоядерной реакции состоит
из 192 мощных лазеров, импульсы от которых, после многокаскадного
усиления одновременно направляются на миллиметровую мишень с
термоядерным топливом. Мощность лазерной установки — 500 ТВт. Для
обжатия мишени применяется импульс ультрафиолетового лазера с длиной
волны 351 нм. Температура мишени должна была достигать десятков
миллионов градусов, при этом она сожмется в 1000 раз.
Руководство программы поставило в 2009 г. цель осуществить реакцию
термоядерного синтеза, способную обеспечить получение большого
количества полезной энергии, до 30 сентября 2012 года. В связи с
проблемами технического характера, связанными с неудачами в получении
равномерного обжатия мишеней, этого сделать не удалось. При этом был
существенно превышен расход финансовых средств. В результате
исследовательские работы на NIF были практически прекращены, а
основным направлением работы стали исследования в области оборонной
тематики. Тем не менее, на установке действительно удалось получить
рекордный импульс ультрафиолетового света, мощностью 500 ТВт, который
доставил 1.85 мегаджоуля энергии к цели, диаметром около двух
миллиметров.
3. Байкал
В 2014 г. разработанный в соответствии с “Ядерные энерготехнологии
нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020года”
(ФЦП ЯЭНП) проект уникального термоядерного комплекса “Байкал”,
обладающего рекордными параметрами в данном классе установок, получил
положительную оценку Главэкспертизы и был утвержден. Установка будет
представлять собой рентгеновский драйвер – Z-пинчевой разряд с током 50
МА на основе генератора с емкостным накоплением энергии. Ее основные
параметры:
ток в нагрузке
время нарастания тока
мощность выходного импульса тока
электрическая энергия импульса ГИНа
количество пусков в год
Время работы
50 МА
150 нс
120ТВт
35МДж
50
20 лет
Начало проектирования установки 2012г. Запланированное время пуска –
2019г. В скорректированной в конце 2014г. ФЦП ЯЭНП выделение средств
на проект в 2015-2020г. не предусматривается.
19
4. УФЛ-2М
Разрабатываемая установка УФЛ-2М (РФЯЦ ВНИИЭФ Саров) будет
представлять собой 192-канальный твердотельный лазер на неодимовом
стекле с размером пучка 400×400 мм2. На момент запуска установки она
должна стать крупнейшей в мире. Запланированная мощность энергии УФЛ2М на выходе составит 4,6 МДж, на мишени – 2,8 МДж. Существующие
аналогичные лазерные установки - NIF в США и LMJ во Франции обеспечивают энергию на мишени мощностью в 1,8 МДж и 2 МДж,
соответственно.
5. Игнитор
Игнитор – первый токамак с сильным магнитным полем (13 Тл),
проектируемый для достижения условий зажигания термоядерных реакций в
основном за счет омического нагрева плазмы протекающим током в сильном
магнитном поле. Токамак Игнитор планируется разместить в зале с
биозащитой на энергокомплексе “Токамак с сильным полем” ГНЦ РФ
ТРИНИТИ. На совещании, прошедшем в 2014г. в Италии рассматривались
возможности введения дополнительного СВЧ-нагрева и снижение
температуры криогенных систем до 10К.
6. Токамаки
Т-10 (НИЦ Курчатовский институт)
На токамаке Т-10 проводятся эксперименты с использованием СВЧ
нагрева и генерации тока с целью создания рентабельного и безопасного
токамака-реактора. Установка модернизирована, что позволило увеличить
мощности дополнительного СВЧ-нагрева, и дает возможность оперативного
изменения геометрии ввода СВЧ-пучков в плазму. Это позволило получить
экспериментальные данные по управлению крупномасштабными МГДнеустойчивостями при различных уровнях и геометрии ввода СВЧ мощности
в различных режимах работы токамака: управление периодом пилообразных
колебаний и воздействие на неоклассическую тиринг-моду- для этого была
создана специальная система автоматического регулирования.
Т-11М (ГНЦ РФ ТРИНИТИ)
Введенный в эксплуатвцию в 1999 г. токамак Т-11М предназначен для
решения следующих задач:
20
 Разработка и тестирование новых видов плазменных диагностик (в
том числе, активной спектроскопии и рефрактометрии для
международного термоядерного реактора ИТЭР).
 Проверка новых методов организации плазменного шнура:
боронизация, литиизация, испытание новых конструкций
приемников тепла (в частности лимитеров на базе капиллярных
пористых систем).
 Исследование взаимодействия жидкого лития с водородной
плазмой периферии токамака.
 Исследование динамики ионно-циклотронного нагрева в токамаках.
 Исследование динамики срыва тока в токамаке.
Литиевые технологии, разрабатываемые в ГНЦ РФ ТРИНИТИ
совместно с АО “Красная Звезда”, позволяют создать эффективные системы
защиты первой стенки токамака, не только не ухудшая при этом, но даже
улучшая параметры плазмы. Пример таких разработок указывает на
плодотворность взаимодействия технологических платформ, в данном
случае, технологической платформы УТС и национальной космической
технологической платформы На токамаке Т-11М (ГНЦ РФ ТРИНИТИ) в
настоящее время разрабатываются и испытываются прототипы вольфрамлитиевых лимитеров для стационарных термоядерных источников
нейтронов. Получены и исследованы режимы улучшенного удержания
плазмы.
Разработана
уникальная
технология
эвакуации
ранее
инжектированного лития и захваченных им изотопов водорода из камеры
токамака без нарушения вакуума путем использования криогенной мишени,
что означает появление нового принципиального подхода к решению
проблемы накопления трития в литиевых пленках на стенках разрядных
камер в процессе работы квазистационарных токамаков.
Т-15 (НИЦ “Курчатовский институт”)
В НИЦ “Курчатовский институт” проводятся расчетно-теоретические
исследования омического режима и режимов с дополнительным нагревом и
генерацией тока в поддержку экспериментов на токамаке Т-15, задачами
которых является поиск наиболее благоприятных режимов работы Т-15,
развитие алгоритмов многопараметрического управления разрядом,
разработка способов предотвращения или смягчения последствий возможных
аварийных ситуаций, выработка программы научных исследований Т-15 с
учетом новых экспериментальных данных и достижений теории.
21
Токамак Глобус-М (ФТИ РАН)
Глобус-М является единственный в России сферическим токамаком.
Установка предназначена для получения, удержания и исследования
высокотемпературной плазмы в замкнутой тороидальной конфигурации и с
магнитной изоляцией внешней границы. На Глобусе-М отрабатывается
технология удержания плазмы в новой сферической геометрии плазменного
шнура с малым аспектным отношением тора (R/a = 1.5, где R=0.36м, а=0.24м
- большой и малый радиусы тора соответственно). Уникальность установки
заключается в том, что в геометрии малого аспектного отношения можно
создавать устойчивый плазменный шнур с большим током плазмы при
небольшой величине тороидального магнитного поля. Следствием этого
является высокая эффективность использования тороидального магнитного
поля позволяющая достигать больших значений нормализованного давления
плазмы (тороидального бета), что важно для повышения экономической
эффективности будущего термоядерного реактора. Глобус-М – это
единственный в России токамак с дополнительным нагревом плазмы, в
котором создается и изучается диверторная конфигурация плазменного
шнура, оторванного от стенок камеры. Такая конфигурация, плазменного
шнура предусмотрена в термоядерном токамаке - реакторе. Это позволяет
проводить комплекс физических и инженерных исследований в поддержку
строящегося международного экспериментального реактора ИТЭР. На
установке применяется уникальное сочетание систем дополнительного
нагрева плазмы – ВЧ нагрев ионно-циклотронного диапазона частот и
инжекция пучков атомов суммарной мощностью до 2 МВт. Отличительной
особенностью эксперимента является высокая мощность дополнительного
нагрева плазмы на единицу объема.
7. Ловушки, стеллараторы
В ИОФ РАН с 2013 г. на стеллараторе Л-2М проводятся эксперименты
по ЭЦР нагреву с помощью нового гиротронного комплекса МИГ-3.
Увеличение мощности нагрева позволило достичь рекордных для Л-2М
значений электронной температуры в центре плазменного шнура.
Продолжаются эксперименты по использованию греющего плазму
гиротронного излучения для целей диагностики.
В ИЯФ СО РАН на открытых магнитных ловушках ГДЛ и ГОЛ-3
проводятся эксперименты по удержанию и нагреву плазмы.
Ловушка ГДЛ является экспериментальной моделью термоядерного
источника нейтронов. Основными задачами является исследование
продольных и поперечных потерь плазмы, исследование равновесия и МГД
устойчивости плазмы с большим бета, исследование кинетических
неустойчивостей и отработка методов нагрева плазмы и диагностик. В
экспериментах с ЭЦ нагревом получена электронная температура около 400
эВ.
22
Научная программа установки ГОЛ-3 состоит в изучении физики
быстрого коллективного нагрева плазмы электронными пучками и физики
удержания плазмы в многопробочной ловушке, развитии термоядерных
приложений открытых ловушек и развитии экспериментальной техники и
технологий.
8. Ангара-5-1
Исследования в области инерционного термоядерного синтеза
проводятся на созданной в 1984 г. в ГНЦ РФ ТРИНИТИ крупнейшей в
Евразии установке «Ангара-5-1», предназначенной для решения научных и
прикладных задач на основе техники генерации импульсов сверхвысоких
электрических мощностей. На установке проводятся исследования,
связанные с проблемой инерциального управляемого синтеза: быстрых
самосжатых разрядов сверхтераваттной мощности, физики сжатия лайнеров
и
Z-пинчей
сложной
пространственной
конфигурации,
физики
высокотемпературной плотной излучающей плазмы многозарядных ионов.
Комплекс используется для проведения фундаментальных исследований по
уравнениям состояния вещества с высокой плотностью энергии, ударным
волнам, рентгеновской спектроскопии. На комплексе проводятся
исследования по электрофизике генераторов сверхмощных электрических
импульсов, разрабатываются физические схемы импульсных источников
мощного рентгеновского и нейтронного излучения. В последнее время на
установке “Ангара-5-1” проводились эксперименты в интересах создания
термоядерной установки “Байкал” и получены результаты мирового уровня
по трехмерному сжатию вещества квазисферических проволочных лайнеров
с подтверждением компактного сжатия плазмы из вольфрама в центре
лайнера и увеличения спектральной плотности ВУФ излучения в
центральной области лайнера. Данные исследования позволят уменьшить
требования к величине тока проектируемой установки “Байкал”,
необходимого для обеспечения зажигания термоядерной реакции.
9. Гибридные системы синтез-деление
Цель разрабатываемой в настоящее время программы в направлении
гибридных систем синтез-деление заключается в создании в 2030 году
пилотного опытно-промышленного гибридного ядерного реактора. Эта цель
достигается решением следующих задач:
 Создание
демонстрационного
стационарного
источника
нейтронов мощностью более 10 МВт, генерирующего потоки 0,20,5 МВт/м2 на основе токамака, отвечающего всем требованиям
ядерно-энергетических установок для испытания бланкетов
различного типа.
 Создание бланкетов на основе топливо- и литий содержащих
расплавов жидких солей, позволяющих нарабатывать новое
23
ядерное топливо и тритий, генерировать энергию в циклах,
исключающих
неконтролируемый
разгон
и
потерю
теплоносителя.
 Создание радиационно- и химически стойких высоко ресурсных
материалов, совместимых с расплавами солей бланкета и
отвечающих
требованиям
устойчивой
и
длительной
эксплуатации гибридных ядерных реакторов.
 4.
Проектирование
и
создание
пилотного
опытнопромышленного гибридного ядерного реактора с комплексом
приреакторных
ядерных
и
химических
технологий,
обеспечивающих эффективную и безопасную работу реактора.
 5. Разработка и создание комплекса систем дистанционного
контроля, управления, защиты и эксплуатации гибридного
реактора.
10. Плазменные ускорители
Созданный в ГНЦ РФ ТРИНИТИ комплекс мощных ускорителей
плазмы,
применяется
для
исследования
воздействия
потоков
высокотемпературной плазмы на конструкционные материалы, а также для
изучения всех типов термостойких защитных покрытий и материалов первой
стенки, в том числе из бериллия, в рамках международного проекта
термоядерного реактора ИТЭР.
Предназначены для генерации мощных потоков высокотемпературной
плазмы. Созданные в ГНЦ РФ ТРИНИТИ ускорители предназначены для
проведения
экспериментальных
работ
по
программе
управляемого
термоядерного синтеза. В плазменных ускорителях энергия, запасённая в
каком-либо накопителе, преобразуется в кинетическую энергию плазменного
потока и при термализации плазмы вызывает её нагрев. Ускорители
предполагалось использовать как самостоятельные системы для нагрева и
удержания плазмы, так и в качестве источников форплазмы для наполнения
различного вида ловушек. В течение десятков лет в ГНЦ РФ ТРИНИТИ
исследовались
механизмы
ускорения,
свойства
плазменных
потоков,
зависимость их от условий ускорения (формы электродов, параметров
электрического
контура,
распределения
плазмообразующего
газа
в
ускорительном зазоре и т.д.). Изучалась транспортировка плазмы в
24
магнитных полях, возможность управления параметрами потока плазмы с
помощью магнитных полей и т.д.
К настоящему времени на базе этих исследований в институте создана
серия установок для генерации и формирования мощных потоков
высокотемпературной плазмы. В рамках термоядерной тематики на
установках МКТ, МК-200, «ПУМА», КСПУ, «ДЕСНА», 2МК200, КСПУ,
КСПУ-В и др. изучаются процессы взаимодействия потоков плазмы с
материалами и эрозия их поверхности вследствие такого воздействия.
Параметры этих потоков соответствуют параметрам потоков плазмы,
попадающих при срывах плазмы на дивертор и первую стенку вакуумной
камеры термоядерного реактора-токамака, поэтому ускорители являются
уникальным инструментом для имитации процессов срыва.
Совместно с ВНИИНМ им. А.А. Бочвара в ГНЦ РФ ТРИНИТИ
изготовлены макеты защитных покрытий первой стенки ИТЭР из
Российского бериллия марки ТГП-56ПС. Проведены испытания макетов
плазменными потоками с параметрами, характерными для переходных
процессов в ИТЭР (ЭЛМы, срывы) с использованием квазистационарного
сильноточного плазменного ускорителя КСПУ-Ве. Определены механизмы
эрозии бериллиевых защитных покрытий первой стенки ИТЭР. Получены
экспериментальные данные по структуре продуктов эрозии бериллия.
Технологическая платформа УТС призвана занять важное место среди
федеральных целевых программ, включая федеральную целевую программу
“Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на
перспективу до 2020года”, обеспечивающих экономический рост страны за
счет интеллектуальных ресурсов.
Реализацию работ технологической платформы в 2010-2020 годах
предполагалось осуществить в два этапа.
На первом этапе (2010-2012 годы) продолжались работы по
выполнению обязательств России по поставке оборудования для ИТЭР,
создавался национальный центр на базе реконструируемого комплекса
Токамак-15 и вновь создаваемой на его базе установки Т-15МД, по созданию
научно-образовательной сети, информационной структуры УТС.
Продолжались работы по разработке алгоритмов магнитного и
кинетического управления плазмой на основе достижений в теории и
практике
управления
сложными
многосвязными
нелинейными
динамическими
объектами
с
распределенными
параметрами,
неконтролируемыми возмущениями и неопределенностями.
Разрабатывались и тестировались алгоритмы магнитного и кинетического
управления плазмой для токамаков Т-10 (НИЦ КИ) и КТМ (Казахстан) и Т25
15МД (НИЦ КИ). Продолжалась работа по разработке, изготовлению и
внедрению экспериментальных стендов реального времени на токамаках Т10, КТМ и Т-15МД с перспективой внедрения в ИТЭР.
Совершенствовался
программно-вычислительный
комплекс
для
полномасштабного моделирования процессов в плазме токамака с учетом
систем кинетического и магнитного управления.
Продолжалась подготовка молодых специалистов в области управления
плазмой силами ИПУ, МГТУ и МФТИ.
Проблема обеспеченности кадрами
Кадровая проблема является важнейшей, в частности, для проекта
ИТЭР. Для ее решения инициирована программа, направленная на
обеспечение пропорций стран-участников в будущей работе на ИТЭР и
подготовку около 100 российских исследователей для такой работы.
В целом, в области УТС кадровая проблема станет особенно острой
при начале реализации таких программ как ФЦП по гибридной энергетике,
при старте реализации мегапроекта “Игнитор”, проекта термоядерного
комплекса “Байкал”, развертывания работ по УФЛ-2М и при реализации
других масштабных проектов. Особенно острым может оказаться подготовка
высококвалифицированных специалистов (кандидатов наук) в свете реформы
программ обучения в аспирантурах НИИ.
Раздел 2. Прогноз развития технологий
платформы
в сфере деятельности
Уникальные термоядерные технологии могут служить в качестве
основы технологического перевооружения различных отраслей российской
экономики и обеспечения национальной безопасности, реализации
отдельных прорывных направлений технологического развития страны,
обеспечения консолидации ресурсов государства и частного сектора на
приоритетных направлениях технологического развития как необходимого
условия для роста конкурентоспособности российской экономики.
Освоение режимов длительного горения термоядерной реакции
планируется в рамках международного проекта токамака ИТЭР;
Демонстрация производства электроэнергии на опытной термоядерной
электростанции, которую можно реализовывать либо в рамках
международной кооперации по проекту ДЕМО, либо на национальной базе;
Создание
промышленных
термоядерных
станций
будет
реализовываться на национальной технологической базе;
В рамках технологической платформы будут разрабатываться новые
эффективные методы управления высокотемпературной плазмой.
26
Технологии, которые предполагается развивать в рамках проекта
технологической платформы, будут направлены на решение ключевых задач
проблемы УТС:
 освоение режимов длительного горения термоядерной реакции в
рамках международного проекта токамака ИТЭР;
 создание интегрированных комплексов систем магнитного и
кинетического управления плазмой для обеспечения надежной и
бесперебойной работы термоядерных реакторов, прежде всего ИТЭР;
 демонстрация производства электроэнергии на опытной термоядерной
электростанции, которая будет реализована либо в рамках
международной кооперации по проекту ДЕМО, либо на национальной
базе;
 создание
промышленных
термоядерных
электростанций
на
национальной технологической базе.
В конце 2014 г. на Z-машине в лаборатории Сандиа (США) был
достигнут прогресс в осуществлении управляемой термоядерной реакции с
положительным балансом энергии – получен выход нейтронов величиной 2
109 DD и 1010 DT нейтронов. Импульс тока в 19 МА продолжительностью
100нс нагрел плазму до 35 млн. градусов. Результат 2013 года по числу
реакций оказался превышен в 100 раз. Для достижения цели, таким образом,
остается набрать еще 4 порядка в числе реакций. Моделирование показывает,
что максимального тока машины (27МА) хватит для достижения breakeven.
При 60МА выход энергии должен уже на три порядка превысить вклад, что
сделает установку с такими параметрами коммерчески значимой.
Так как на ИТЭР планирует достигнуть breakeven в 2027г. при
использовании DT топлива, то строительство и пуск установки Байкал с
током 50МА в России, позволит перешагнуть порог, за которым
термоядерные установки такого типа станут генерировать полезную энергию
раньше, чем ИТЭР.
Для решения проблемы УТС прикладываются довольно большие усилия
международного сообщества по УТС, что связано с чрезвычайной
сложностью высокотемпературной плазмы. Плазма представляет собой
среду,
имеющую
огромное
число
степеней
свободы.
Плазма
термодинамически неравновесна и подвержена развитию разного рода
неустойчивостей. В этих условиях требуется гарантированно обеспечивать
требуемую форму плазмы в процессе плазменного разряда, а также
оптимальные распределения (профили) плазменных параметров в
пространстве: тока, температуры и плотности в режиме стационарной работы
реактора. Без систем управления плазмой с обратной связью задачи
обеспечения работоспособности токамаков и термоядерных реакторов
решить невозможно.
27
Форму плазмы должны обеспечивать многосвязные системы
магнитного управления, а оптимальные профили плазмы – системы
кинетического управления при дополнительном нагреве плазмы инжекцией
пучков нейтральных атомов и электромагнитными высокочастотными
волнами. К системам управления, которые будут разработаны в рамках
технологической платформы УТС, предъявляются высокие технические
требования по точности, быстродействию и надежности. Сбой в системах
может привести к потере устойчивости, прожиганию камеры токамака,
выбросу большого количества энергии термоядерной плазмы наружу и
аварии реактора.
Разработка продвинутых систем управления плазмой токамаков
приведет к ряду важных результатов:
- улучшит точность и надежность существующих систем управления
плазмой в токамаках;
- позволит достигнуть более высоких значений плазменных параметров;
- повысит надежность работы термоядерных реакторов и увеличит
вероятность безотказной работы систем управления плазмой и всего
термоядерного реактора.
Прогноз развития рынков продукции, на разработку (совершенствование)
которых направлена деятельность ТП
Основными видами продукции, разрабатываемыми организациями ТП УТС
являются НИОКР и научное и технологическое оборудование.
Раздел 3. Перспективные направления развития исследований и
разработок
Программа развития УТС В России до 2020 года направлена на
достижение следующих основных целей:
1. Создание новой экспериментальной и стендовой базы, в том числе
на основе инновационных решений путем замены и модернизации установок
и стендов.
2. Проведение
исследований
и
разработок
на
новой
экспериментальной и стендовой базе в поддержку ИТЭР и в обоснование
создания стационарных термоядерных реакторов и гибридных систем на
основе токамаков-источников термоядерных нейтронов.
3. Разработка и создание демонстрационной гибридной установки на
базе токамака - источника нейтронов для наработки заметных количеств
топлива и демонстрации трансмутации.
4. Создание и проведение исследований и испытаний эффективных
бланкетов различного назначения для термоядерных реакторов и гибридных
систем.
28
5. Проведение расчетно-теоретических работ и моделирования,
разработка современных кодов в обоснование термоядерных реакторов и
гибридных систем.
6. Разработка физических и технологических диагностик для
термоядерной и гибридной энергетики.
7. Разработка и создание материалов, в том числе сверхпроводниковых
(СП), адекватных требованиям термоядерной и гибридной энергетики.
8. Создание информационных технологий для термоядерной и
гибридной энергетики.
До 2020 года, предусматривается накопить знания о плазме с
термоядерными параметрами при длительности разряда до 30 секунд, создать
модуль бланкета ИТЭР-ДЕМО в рамках международной кооперации,
поставить оборудование на ИТЭР в рамках обязательств России и начать
исследования на ИТЭР, обеспечить участие России в концептуальном и
техническом проектировании ДЕМО. Будут отработаны основные
национальные технологии квазистационарного разряда в токамаке.
Будут
испытаны стали на реакторах с быстрыми нейтронами на ИФМИФ. Будет
разработана и создана установка ТИН-1 и начаты комплексные исследования
и испытания.
Будут продолжена полномасштабная разработка систем магнитного и
кинетического управления плазмой с их интегрированием в единый комплекс
информационно-измерительной и управляющей системы термоядерного
реактора-токамака. Комплекс должен осуществлять непрерывный
мониторинг состояний объекта управления (плазмы в токамаке) для
поддержания плазменных параметров в диапазонах штатных режимов
работы реактора (ИТЭР, ТИН, ИГНИТОР, ДЕМО и ПТЭ). Интегрированные
алгоритмы управления комплекса обеспечат предельно высокий уровень
автономности и живучести объекта с целью предотвращения аварийных
ситуаций.
Ряд перспективных направлений развития исследований в области
управляемого термоядерного синтеза определен федеральной целевой
программой “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 20102015г. и на перспективу до 2020г.”
Реализуемые в рамках этой программы проектами являются:
 Возбуждение ударных волн потоками мягкого рентгеновского
излучения в веществе. Разработка методики определения уравнения
состояния вещества по скорости распространения ударной волны.
 Исследование
квантовых
поправок
и
степенных
энергетических распределений частиц в плазме.
29
хвостов
 Расчетно-теоретические и экспериментальные исследования в
обоснование
мощного
импульсно-периодического
источника
нейтронов на базе импульсных плазменных ускорителей.
 Разработка технологии создания мощных мобильных нейтронных
источников на базе сжатия замагниченной плазмы.
 Строительство термоядерного комплекса «Байкал»
 Строительство, реконструкция и техническое перевооружение
современной
экспериментально-стендовой
базы
термоядерных
исследований и разработок
План выполнения этих проектов приведен в Приложении 1.
В 2014 г. НТС-6 ГК “Росатом” также определила следующие перспективные
направления работ в области УТС.
Обеспечение выполнения обязательств Российской Федерации в проекте
ИТЭР в соответствии с утвержденным графиком.
Развитие производства сверхпроводников после завершения программы их
производства для ИТЭР.
Проведение на токамаке Т-10 экспериментов по созданию различных
профилей газокинетического давления и плотности тока, в том числе, с
отрицательным широм для исследования возможностей получения режимов
с транспортными барьерами с увеличением мощности дополнительного СВЧ
нагрева и возможностью оперативного изменения геометрии ввода СВЧ
пучков в плазму
Расчетно-теоретические исследования и эксперименты на существующих
токамаках с целью минимизации рисков, связанных с выполнением программ
исследований на ИТЭР и Т-15, а также для реализации российской
национальной программы по УТС для проектирования будущих
термоядерных реакторов.
Разработка технического проекта термоядерного источника нейтронов (ТИН)
с мощностью не менее 10 МВт , в том числе, разработка проектов и макетов
основных технологических систем ТИН, систематизация и интегрирование
основных систем в единый комплекс.
Подготовка программы работ по материаловедческому обеспечению,
созданию соответствующих технологий и опытно-промышленного
30
производства материалов и изделий для создания термоядерного источника
нейтронов и других термоядерных энергетических установок.
Проведение в ГНЦ РФ ТРИНИТИ на токамаке Т-11М прототипов вольфрамлитиевых лимитеров
для стационарных термоядерных источников
нейтронов, в том числе, разработка и исследование технологии сбора лития
криогенной мишенью в режиме тлеющего разряда и в процессе рабочего
импульса, а также разработка способа удаления изотопов водорода и лития с
поверхности мишеней и лимитеров, эвакуированных из камеры токамака в
ходе непрерывного рабочего цикла.
Проведение в ФТИ им. А.Ф.Иоффе исследований на токамаках Туман-3М,
ФТ-2, Глобус-М в интересах ИТЭР, создание трех диагностических систем
для ИТЭР, модернизация токамака Глобус-М.
Проведение в ИОФ РАН экспериментов по центральному ЭЦР нагреву и
удержанию плазмы при увеличении мощности и длительности импульса
нагрева, а также исследование режимов создания и удержания плазмы в
стеллараторе при мощном нецентральном нагреве.
Развитие в ИЯФ СО РАН направления разработки открытых систем по
удержанию плазмы. Сооружение стационарной модели нейтронного
источника на основе открытой ловушки (ГДМЛ) и создание стационарных
инжекторов для термоядерных установок. Создание порт-плагов и
интеграция диагностик ИТЭР. Развитие стендовой базы ИЯФ – создание
стенда для изучения взаимодействия высокоэнергичных потоков плазмы с
первой стенкой термоядерных установках на основе открытой ловушки
следующего поколения (ГДМЛ-Т).
Продолжение в НИЯУ МИФИ работ в области расчетных и
экспериментальных исследований взаимодействия плазмы с материалами
обращенных к плазме компонентов токамаков, а также физических и
технологических диагностик для ИТЭР, подготовка кадров для
термоядерных исследований.
Создание в РФЯЦ ВНИИЭФ установки УФЛ-2М и организация с этой целью
широкой научно-технической кооперации.
Секция “Управляемый термоядерный синтез” НТС ГК “Росатом”
13
декабря 2013г. рассмотрела и утвердила своим решением Программу
разработки и создания пилотного опытно-промышленного гибридного
ядерного реактора в 2014-2030 гг.
31
В состав рабочей группы по разработке Программы вошли Э.А. Азизов, Б.В.
Кутеев, П.Н. Алексеев (НИЦ «Курчатовский институт»), А.В. Лопаткин
(НИКИЭТ), В.А. Беляков (НИИЭФА), В.Д. Рисованый (ЗАО НИИ), А.Н.
Калашников (ГК Росатом), С.В. Лебедев (ФТИ РАН), В.Е. Черковец (ГНЦ РФ
ТРИНИТИ).
Целью разрабатываемой Программы является создание в 2030 году
Пилотного опытно-промышленного гибридного ядерного реактора.
Эта цель может быть достигнута решением следующих задач:
 Создание демонстрационного стационарного источника нейтронов
мощностью более 10 МВт, генерирующего потоки 0,2-0,5 МВт/м2 на
основе токамака, отвечающего всем требованиям ядерноэнергетических установок для испытания бланкетов различного типа.
 Создание бланкетов на основе топливо- и литий содержащих расплавов
жидких солей, позволяющих нарабатывать новое ядерное топливо и
тритий,
генерировать
энергию
в
циклах,
исключающих
неконтролируемый разгон и потерю теплоносителя.
 Создание радиационно и химически стойких высокоресурсных
материалов, совместимых с расплавами солей бланкета и отвечающих
требованиям устойчивой и длительной эксплуатации гибридных
ядерных реакторов.
 Проектирование и создание пилотного опытно-промышленного
гибридного ядерного реактора с комплексом приреакторных ядерных и
химических технологий, обеспечивающих эффективную и безопасную
работу реактора.
 Разработка и создание комплекса систем дистанционного контроля,
управления, защиты и эксплуатации гибридного реактора.
Головными организациями программы являются:
• НИЦ «Курчатовский институт». Научное руководство Программой,
• ФГУП «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова». Главный конструктор ДЕМО
ТИН и опытно-промышленного гибридного реактора.
• НИКИЭТ – главный конструктор бланкетов ТИН и ОПГР.
• ВНИПИЭТ. Генеральный проектировщик.
Организации, выполняющие основные НИОКР по Программе:
1. ФГУП “ГНЦ РФ ТРИНИТИ”. Исследования и испытания материалов и
технологий первой стенки и дивертора на основе КПС литиевых структур,
участие в разработке демонстрационных ТИН и гибридного реактора,
выполнение моделирования и расчетов в их обоснование, разработка
32
диагностик. Модернизация экспериментальной базы, включая токамак Т-11М
и плазменные ускорители типа МК-200.
2. НИКИЭТ. Ядерные технологии термоядерной и гибридной энергетики.
3. ВНИИНМ. Разработка радиационно-стойких высокоресурсных материалов
для термоядерной и гибридной энергетики, технологии обращения трития и
топливных технологий.
4. ФЭИ. Работы по использованию энергии гибридного ядерного реактора и
технологиям жидкосолевых систем. Создание испытательных стендов на
основе ускорителей.
5. ЗАО «Красная звезда». Разработка технологий создания защиты первой
стенки и дивертора.
6. ФТИ РАН. Создание компактного токамака следующего поколения,
проведение на них комплекса исследований в обоснование компактного
токамака-источника термоядерных нейтронов, разработка и создание
физических диагностик, методов нагрева и поддержания токов.
7. ИЯФ СО РАН. Создание стационарных систем нагрева плазмы для
термоядерных и гибридных реакторов, создание и проведение исследований
на открытых ловушках в качестве источников нейтронов для
материаловедческих исследований.
8. ИПФ РАН. Создание стационарных гиратронов большой мощности,
физика и технология СВЧ-нагрева и поддержания тока.
9. ИПМ РАН. Расчетно-теоретические исследования и моделирование
процессов в стационарных термоядерных и гибридных системах.
10. НИЯУ МИФИ. Технологии первой стенки и дивертора, подготовка
кадров для термоядерной и гибридной энергетики.
Ориентировочные сроки реализации Программы
• Исследования и разработки в России – 2014-2020 гг.
• Разработка и испытание технологий – 2014-2025 гг.
• Проведение исследований на токамаках Глобус, Т-15, Т-11М 20152023 гг.
• Разработка и создание стендов различного назначения для реализации
программы – 2013-2018 гг.
• Разработка проекта демонстрационного ТИН – 2013-2016 гг.
• Создание демонстрационного ТИН – 2017-2023 гг.
• Разработка и создание экспериментальных бланкетов – 2014-2021 гг.
33
• Разработка и создание материалов для ТИН и гибридных реакторов –
2014-2021 гг.
• Разработка проекта опытно-промышленного гибридного реактора –
2018-2024 гг.
• Комплексное проектирование площадки – 2015-2021 гг.
• Создание площадки – 2018-2023 гг.
• Создание и ввод в эксплуатацию опытно-промышленного гибридного
реактора – 2022-2030 гг.
Общая сумма затрат на Программу 245,9 млрд. руб.
Раздел 4. Тематический план исследований и разработок в сфере
деятельности платформы
С 2013г. работы по направлению УТС реализовываются в значительной
степени в рамках федеральной целевой программы “Ядерные
энерготехнологии нового
поколения на период 2010-2015 гг. и на
перспективу до 2020года”,
На втором этапе (2013-2020 годы), предусматривается накопить знания
о плазме с термоядерными параметрами при длительности разряда до 30
секунд, создать модуль бланкета ИТЭР-ДЕМО в рамках международной
кооперации, поставить оборудование на ИТЭР в рамках обязательств России
и начать исследования на ИТЭР, обеспечить участие России в
концептуальном и техническом проектировании ДЕМО. Будут отработаны
основные национальные технологии квазистационарного разряда в токамаке.
Будут испытаны стали на реакторах с быстрыми нейтронами на
ИФМИФ. Будет разработана и создана установка ТИН-1 и начаты
комплексные исследования и испытания.
Будут продолжена полномасштабная разработка систем магнитного и
кинетического управления плазмой с их интегрированием в единый комплекс
информационно-измерительной и управляющей системы термоядерного
реактора-токамака. Комплекс должен осуществлять непрерывный
мониторинг состояний объекта управления (плазмы в токамаке) для
поддержания плазменных параметров в диапазонах штатных режимов
работы реактора (ИТЭР, ТИН, ИГНИТОР, ДЕМО и ПТЭ). Интегрированные
алгоритмы управления комплекса обеспечат предельно высокий уровень
автономности и живучести объекта с целью предотвращения аварийных
ситуаций.
В качестве общих принципов системы управления реализацией
технологической платформы предлагаются:
 обеспечение организационного, правового, методического и
информационного единства технологической платформы;
34
 представительство в органах управления технологической
платформы государственных заказчиков технологической платформы,
заинтересованных федеральных органов исполнительной власти.
Реализация технологической платформы осуществляется на основе
государственных контрактов (договоров) на поставку товаров, выполнение
работ, оказание услуг для государственных нужд, заключаемых с
исполнителями
программных
мероприятий.
Отбор
программных
мероприятий и их исполнителей проводится на конкурсной основе.
В ходе выполнения технологической платформы должны быть
реализованы механизмы информирования заинтересованных потенциальных
потребителей об открывающихся возможностях по коммерциализации и
освоению инновационных технологий.
Результаты
выполненных
научно-исследовательских,
опытноконструкторских, проектных и инженерных работ подвергаются экспертизе.
Реализация Технологической платформы должна обеспечивать
механизм принятия решений по прекращению финансирования
программного мероприятия в случае отсутствия конкретных показателей
результативности или эффективности, а также уточнению содержания
программного мероприятия по результатам выполнения сопряженных
мероприятий (работ).
Для оценки эффективности технологической платформы разработана
основа для создания системы целевых индикаторов, отражающих конечный и
непосредственный результат реализации технологической платформы.
Содержание и объемы финансирования мероприятий, реализуемых в
течение нескольких лет, в установленном порядке могут ежегодно
уточняться на основе отчетов о выполнении программных мероприятий и
оценки их эффективности.
Оперативную информацию о ходе реализации программных
мероприятий, нормативных актах по управлению технологической
платформой и об условиях конкурсов предлагается размещать на
специальном
сайте
государственного
заказчика-координатора
технологической платформы в сети Интернет.
Управление реализацией технологической платформы предусматривает
создание научно-координационного совета, в состав которого включаются
ведущие ученые и специалисты в соответствующих областях, представители
заинтересованных организаций. Состав совета утверждается генеральным
директором Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом».
На научно-координационный совет технологической платформы
возлагаются следующие функции:
 выработка предложений по тематике и объемам финансирования
мероприятий технологической платформы;
 рассмотрение результатов экспертизы содержания и стоимости
мероприятий, предлагаемых к реализации в очередном финансовом
году;
35
 рассмотрение материалов о ходе реализации мероприятий
технологической платформы;
 организация проверок выполнения программных мероприятий,
целевого и эффективного использования выделяемых ресурсов и
средств;
 подготовка рекомендаций по наиболее эффективной реализации
программных мероприятий с учетом хода реализации технологической
платформы и тенденций социально-экономического развития России и
выделяемых ресурсов и средств;
 выявление научных, технических и организационных проблем в
ходе реализации технологической платформы.
Текущее управление реализацией технологической платформы может
осуществляться
государственным
заказчиком-координатором
технологической платформы и дирекцией.
Показатели и целевые индикаторы реализации ТП УТС
Показатели
Единица
измерения
1.Количество публикаций в Публикации/
ведущих
мировых
и 100 человек
рецензируемых изданиях на
100 научных и инженернотехнических работников.
2. Количество разработанных единиц
инновационных термоядерных
технологий
%,
3.
Выполнение
планов нарастающим
изготовления
и
поставки итогом
технических
систем
на
площадки сооружения
единиц,
нарастающим
итогом
4.
Количество
созданных
новых рабочих мест для
высококвалифицированных
чел.,
работников.
нарастающим
итогом
5.
Количество
молодых
специалистов, привлеченных к
выполнению исследований и
разработок.
36
Вариант
2010-2020
годы всего
Первый
14-15
Второй
14-15
Первый
20-25
Второй
20-25
Первый
100
Второй
100
Первый
2000
Второй
3200
первый
1000
Второй
2200
8. Таблица 1
Перечень работ в рамках технологической платформы управляемый
термоядерный синтез (УТС)
№
Мероприятие
Исполнители
Сроки
Результаты
1.
Техническое
перевооружение токамака
Т-10 с целью создания на
его основе научноисследовательской базы
для подготовки
специалистов для ИТЭР и
программы УТС
НИЦ «КИ», ОАО
«НИИЭФА им.
Д.В. Ефремова»,
ИПУ РАН, МГТУ
им. Н.Э. Баумана,
ВМК МГУ, МФТИ
2010-2020
2.
Техническое
перевооружение
комплекса Т-15 и на его
основе создание и ввод в
эксплуатацию установки
Т-15МД (ИФТ).
Проведение плазменных
исследований.
НИЦ «КИ», ОАО
«НИИЭФА им.
Д.В. Ефремова»;
ГНЦ РФ
ТРИНИТИ;
ФГУП «Красная
Звезда»;
ФТИ им.
А.Ф. Иоффе РАН;
ОАО «ГСПИ»,
ИОФ РАН, ИПФ
РАН,
ИПУ РАН, МГТУ
им. Н.Э. Баумана,
ВМК МГУ, МФТИ
2010-2020
3.
Разработка и создание
интенсивного источника
14 МэВ нейтронов на
основе компактного
токамака (ТИН-1)
НИЦ «КИ»
ГНЦ РФ
ТРИНИТИ;
ФГУП «Красная
Звезда»;
ФТИ им.
А.Ф. Иоффе РАН;
ОАО «НИИЭФА
им.
Д.В. Ефремова»;
ОАО НИКИЭТ им.
Н.А. Доллежаля;
ОАО «ВНИИНМ»;
ОАО «ГНЦ
НИИАР»;
НПО «РИ
им.Хлопина»,
ИПУ РАН, МГТУ
2010-2020
Будут переоснащены ЭМС и
вакуумная камера установки Т-10,
заменено оборудование,
выработавшее свой ресурс,
автоматизированы диагностика и
система сбора и обработки данных.
Будут разработаны системы
кинетического управления профилем
электронной температуры плазмы.
Создан НОЦ для подготовки и
переподготовки специалистов для
ИТЭР и УТС.
Разработан проект и изготовлен
токамак Т-15МД, как
модернизированный вариант Т-15 для
решения задач ТИН-0. Проведено
техническое перевооружение
инженерных и технологических
систем комплекса Т-15,
испытательного стенда ИРЕК.
Введены в действие три инжектора,
обеспечивающие ввод в токамак
пучков водородных атомов с
энергией 75 кВ и суммарной
мощностью 6 МВт. Введен в действие
гиротронный комплекс мощностью 7
МВт. Проведены исследования
квазистационарных режимов при
уровне вводимой в плазму мощности
до 15 МВт. Будут разработаны
системы магнитного и кинетического
управления плазмой в процессе
развития разряда в токамаке Т-15МД.
Будет
сконструирован
и
создан стационарный источник 14
МэВ нейтронов с интенсивностью от
3 до 30 1017 нейтронов в секунду.
Сооружение и ввод в действие
четырех инжекторов с 8 ионными
источниками, обеспечивающие ввод в
токамак пучков дейтериевых атомов
суммарной мощностью 16 МВт при
энергии пучков 150 кэВ. Разработка
систем магнитного и кинетического
управления плазмой для обеспечения
штатного режима работы токамака
ТИН-1.
37
4.
Экспериментальные
исследования на токамаке
Т-11М. Техническое
перевооружение токамака
Т-11М, объектов
технологического центра
и информационной сети
управляемого
термоядерного синтеза.
5.
Поставка оборудования на
ИТЭР и проведение
научно-исследовательских
работ по программе ИТЭР
6.
Создание
внутрикамерных
устройств токамака на
им. Н.Э. Баумана,
ВМК МГУ, МФТИ
ГНЦ РФ
ТРИНИТИ;
ФГУП «Красная
Звезда»
2010-2020
НИЦ «КИ»
ФГУП ГНЦ РФ
ТРИНИТИ;
ФТИ им.
А.Ф. Иоффе РАН;
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова»;
ИПФ РАН, ИПМ
РАН им. Келдыша,
НПП ГИКОМ,
ООО НИФ
Криомагнит.
ИПУ РАН, МГТУ
им. Н.Э. Баумана,
ВМК МГУ, МФТИ
2010-2020
ФГУП «Красная
Звезда»
2010-2020
38
Испытан литиевый лимитер с
вольфрамовой основой и
эффективность его теплосъема
доведена до 15 МВт/м2. Определены
основные технические решения по
системе циркуляции лития в
стационарном токамаке-реакторе.
Реконструированные стенды
нейтронной диагностики, активной
спектроскопии и рефрактометрии;
модернизированные вакуумные
системы, системы электропитания и
управления установки Т-11М для
отработки режимов близких к
условиям термоядерного реактора.
Информационная интеграция ФГУП
«ГНЦ РФ ТРИНИТИ» в единую
информационную сеть управляемого
термоядерного синтеза
В соответствии с требованиями МО
ИТЭР будет изготовлена и поставлена
катушка полоидального поля,
изготовлен сверхпроводник для
полоидальных и тороидальных
катушек, изготовлено коммутирующие
оборудование для системы питания,
изготовлено оборудование для ЭЦРнагрева и генерации тока (8
гиротронных комплексов 170 ГГц/1
МВт), изготовлены верхние порты для
вакуумной камеры, изготовлены
компоненты первой стенки изащитные
модули, изготовлены шесть типов
диагностики для измерения
параметров плазмы.
Будут отработаны диагностические
методы по 9 поставочным
диагностикам, созданы опытные
образцы элементов диагностического
комплекса ИТЭР и проведены
исследования их радиационной
стойкости, будет разработан и испытан
прототип серийного гиротрона ИТЭР
повышенной мощности 1. 2 МВт при
длительности импульса 1000 с. Будут
разработаны системы магнитного
управления формой, положением и
током плазмы, а также системы
кинетического управления профилями
плазменного тока, запаса
устойчивости, температуры и
плотности. Системы управления
плазмой будут тестированы в
реальном времени на
экспериментальных стендах и
подготовлены для внедрения на ИТЭР
посредством информационноуправляющего комплекса CODAC.
Созданы внутрикамерные устройства
на базе капиллярно-пористых систем
(КПС) для обеспечения программы
базе капиллярнопористых систем (КПС).
Техническое
перевооружение объектов
технологического центра
и информационной сети
управляемого
термоядерного синтеза на
базе Федерального
государственного
унитарного предприятия
"Красная звезда».
7.
Исследования
взаимодействия плазмы с
материалами
термоядерных установок
НИЯУ МИФИ
НИЦ «КИ»
2010-2020
8.
Экспериментальные
исследования на
установке Глобус -М
ФТИ им.
А.Ф. Иоффе РАН
2010-2020
39
литиевых экспериментов на
действующих российских токамаках.
Разработана технология создания и
использования лития в условиях
токамаков; выданы рекомендации по
конструкторско-технологическому
решению проблемы защиты первой
стенки и дивертора токамака –
реактора/термоядерного источника
нейтронов от локальных перегревов и
разрушений на основании
экспериментов с литиевыми
лимитерами на токамаке Т-11М.
Техническое перевооружение
лаборатории литиевых технологий
для отработки литиевых
внутрикамерных элементов токамака
реактора. Информационная
интеграция ФГУП «Красная звезда» в
единую информационную сеть
управляемого термоядерного синтеза
Исследованы свойства механизмов
формирования углеродных и
металоуглеродных перенапылённых
слоёв и пыли в ТЯУ (в том числе Т-10),
особенностей накопления в них газов и
разработка рекомендаций для ТЯУ и
ТЯР. Разработана конструкция
тайлов дивертора для стационарной
работы ТИН. Проведено расчетное и
экспериментальное моделирование
рециклинга материалов ОПЭ и газов в
ТЯУ. Проведено моделирование
проницаемости изотопов водорода
через материалы ТЯР из газовой фазы
и при ионном внедрении,
исследован захват водорода и гелия при
одновременном интенсивном
облучении материалов ОПЭ с
большими градиентами температуры.
Разработана эффективная методика
выделения водорода и кислорода из
массивных углеродных материалов и
металлов, а также из тонких
металлических и углеродных слоёв
при плазменном облучении.
Разработана эффективная методика
разрушения и удаления
перенапылённых углеродных слоёв и
пыли из ТЯУ, и даны рекомендации
по их удалению из ИТЭР и ТИН.
Изготовлены модели тайлов
дивертора, обеспечивающих
устойчивую работу ИТЭР и ТИН.
Исследован перенос материалов в
токамаках с диверторами.
Исследован захват изотопов
водорода в вольфрам при высоких
потоках плазмы и высоких
температурах.
Изготовлен и установлен на токамак
источник ионов 40 кВ, 50А,
увеличена мощность нагрева до 1.5 –
2 МВт. Спроектирован, создан и
испытан комплекс НГГТ (2.4 ГГц; 0.4
МВт; 50 мс). Получены диверторные
режимы с предельно высоким
удельных вкладом мощности
дополнительного нагрева до 4-5
МВт/м3 и удельным запасом энергии
10-12 кДж/м3. Достигнута проектная
величина тороидальной беты 15%.
Создан стенд СТИН-Д для разработки
и испытаний стационарных ионных
источников дейтериевых пучков
большой мощности. Изготовлен,
испытан и выведен на рабочий режим
головной образец стационарного
ионного источника СТИС-Д с
параметрами: Е0=150 кэВ, Ii=60 А,
Рнп=2 МВт. Отработаны технологии
стационарных инжекторов
нейтральных атомов на ГДЛ.
Создан современный испытательный
стенд, позволяющий испытывать
гиротроны в режимах, требуемых
для ИТЭР, ДЕМО. Проведена
модернизация стенда в РНЦ «КИ».
9.
Создание стендовой базы
и разработка
стационарных
инжекторов нейтральных
атомов для термоядерных
установок
НИЦ «КИ»
ИЯФ СО РАН
2010-2020
10.
Модернизация стендовой
базы для отработки ВЧ- и
СВЧ-систем доп. нагрева
и разработка
мегаваттных гиротронов
со ступенчатой
перестройкой частоты
для термоядерных
установок
РНЦ «КИ»,
ИПФ РАН
2010-2012
11.
Техническое
перевооружение стенда
СИМС с целью
отработки технологий и
испытаний
сверхпроводящих систем.
Исследование
перспективных
сверхпроводящих
материалов,
расширяющих область
рабочих температур и
магнитных полей.
Техническое
перевооружение
комплекса
конструкционных и
сверхпроводящих
материалов, объектов
информационной сети
управляемого
термоядерного синтеза
РНЦ «КИ», ОАО
ВНИИНМ
им.А.А.Бочвара,
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова»
2010-2020
Проведена модернизация стендов в
части криогенной системы, систем
электропитания и управления.
Исследованы перспективные
сверхпроводящие материалы (НТСП
и ВТСП), расширяющие область
рабочих температур и магнитных
полей сверхпроводящих систем
термоядерных реакторов следующего
поколения (ДЕМО и промышленные
реакторы) с учетом технологических
особенностей систем тородальных и
полоидальных обмоток, а также
ВТСП токовводов. Осуществлена
информационная интеграция ФГУП
ВНИИНМ им. А.А. Бочвара в единую
информационную сеть управляемого
термоядерного синтеза. Создан
комплекс стендов и опытных
участков по разработке, созданию и
изучению качества и аттестации
конструкционных и сверхпроводящих
материалов.
12.
Создание и испытания
бланкетов для
термоядерных и
гибридных реакторов.
Техническое
перевооружение объектов
технологического центра
и информационной сети
управляемого
термоядерного синтеза на
НИКИЭТ им.
Н.А. Доллежаля,
НИЦ «КИ», ОАО
ВНИИНМ
им.А.А.Бочвара,
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова
2011-2020
Созданы и испытаны бланкеты для
термоядерных и гибридных
реакторов. Осуществлена
информационная интеграция ФГУП
НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля в
единую информационную сеть
управляемого термоядерного синтеза.
Создан стенд для отработки
технологии изготовления и
исследования характеристик
40
базе Федерального
государственного
унитарного предприятия
"Научноисследовательский и
конструкторский
институт энерготехники
имени Н.А. Доллежаля»,
(ФГУП НИКИЭТ)
полномасштабного модуля бланкета.
13.
Реконструкция
экспериментальнотехнологической базы для
отработки технологии
изготовления и
исследования
характеристик элементов
модулей бланкета.
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова
2011-2020
Создан стенд для отработки
технологии изготовления и
исследования характеристик
элементов модуля бланкета для
термоядерного реактора с литиевым
охлаждением
14.
Разработка
материалов
для
термоядерных
установок. Реконструкция
экспериментальной базы
стенда "Плазматех-М".
ОАО ВНИИНМ
им.А.А.Бочвара,
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова,
НИЦ «КИ», ГНЦ
РФ ТРИНИТИ
2010-2020
15.
Техническое
перевооружение
стендовой базы
Федерального
государственного
унитарного предприятия
"Научноисследовательский
институт
электрофизической
аппаратуры имени Д.В.
Ефремова», (ФГУП
«НИИЭФА им.
Д.В.Ефремова»)
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова
2010-2020
Исследованы свойства
малоактивируемых ферритномартенситных сталей и сплавов
применительно к условиям работы
реактора ДЕМО.
Разработаны опытно-промышленные
технологии получения материалов
(конструкционных, бридерных) для
использования в экспериментальных
модулях бланкета.
Проведена реконструкция стенда
"Плазматех-М" для отработки и
проведения испытаний материалов
термоядерного реактора.
Стендовая база НИИЭФА для
отработки технологий улучшения
свойств материалов, применяемых в
термоядерных реакторах.
16.
Техническое
перевооружение объектов
технологического центра
и информационной сети
управляемого
термоядерного синтеза на
базе Федерального
государственного
унитарного предприятия
"Российский
федеральный ядерный
центр – Всероссийский
научноисследовательский
ФГУП («РФЯЦВНИИЭФ»)
2010-2020
41
Проведено техническое
перевооружение комплекса
топливных технологий токамака для
отработки систем подпитки топливом
токамака реактора. Осуществлена
информационная интеграция «РФЯЦВНИИЭФ» в единую
информационную сеть управляемого
термоядерного синтеза.
17.
18.
институт
экспериментальной
физики» ФГУП («РФЯЦВНИИЭФ»)
Реализация проекта
ИГНИТОР в России.
Международное
сотрудничество с
ведущими Центрами
Европы, США, Японии,
Китая и Южной Кореи.
НИЦ «КИ»,
ГНЦ РФ
ТРИНИТИ,
ОАО «НИИЭФА
им. Ефремова»,
НИКИЭТ им.
Н.А. Доллежаля,
ВНИИНМ
им.А.А.Бочвара,
ИПУ РАН, МГТУ
им. Н.Э. Баумана,
ВМК МГУ, МФТИ
2010-2020
Совместно с Италией будет
реализован проект ИГНИТОРтокамака, в котором инициирование и
поддержание термоядерных реакций
происходит в основном за счет
протекающего по плазме тока. Будут
разработаны системы магнитного и
кинетического управления плазмой в
токамаке ИГНИТОР.
НИЦ «КИ»
ГНЦ РФ
ТРИНИТИ;
ФГУП «Красная
Звезда»;
ФТИ им.
А.Ф. Иоффе РАН;
ОАО «НИИЭФА
им.
Д.В. Ефремова»;
НИКИЭТ им.
Н.А. Доллежаля;
ОАО ВНИИНМ»
НИЯУ МИФИ,
ИПУ РАН, МГТУ
им. Н.Э. Баумана,
ВМК МГУ, МФТИ
2010-2020
Будут проведены совместные
исследования на российских и
зарубежных установках по
поддержанию стационарного режима
с высокими параметрами плазмы,
технологиям ВЧ, СВЧ-нагрева и
инжекции нейтралов,
дополнительному нагреву и
поддержанию неиндуктивного тока,
технологиям первой стенки,
проблемам срыва тока, тестированию
и разработке кодов, диагностике,
систем магнитного и кинетического
управления плазмой.
Раздел 5. Мероприятия по коммерциализации технологий
Оценка экономического эффекта от реализации ТП
Заявляемая технологическая платформа направлена на решение
фундаментальных задач термоядерной энергетики, которая только выходит
на финишную прямую создания мировой энергетической термоядерной
системы. В этой связи ввиду неопределенности цен на электроэнергию на
долгосрочном горизонте сделать глобальные оценки коммерческого эффекта
платформы вполне возможно, но они не будут иметь высокую степень
достоверности. По этой причине мы приводим оценку экономического
эффекта от реализации платформы на примере пока только одного
экспериментального термоядерного реактора ITER, а не для полной
совокупности действующих термоядерных электростанций будущего, хотя
технологический цикл их подобен технологическому циклу АЭС за
исключением ядра для получения термоядерной энергии экологически
чистым способом.
42
Стоимость проекта ITER на настоящий момент – около 15 млрд. евро.
Спроектированные по технологии платформы системы управления
позволят сэкономить на их производство 5%, т.е. 0.75 млрд. евро.
Высокая вероятность безотказной работы и живучесть систем
управления плазмой, разработанным по принципам платформы, в процессе
эксплуатации ITER сэкономит 10%, т.е. 1.5 млрд. евро.
Планирование и оптимизация системы имитационного моделирования
с системами управления плазмой технологической платформы, направленные
на повышение мощности термоядерного энерговыделения и длительности
удержания плазмы в разрядах на ITER, сэкономит от 100 млн. евро (один
день работы ITER оценивается в 0.7 млн. евро).
Таким образом, экономический эффект от реализации технологической
платформы составляет около 2.5 млрд. евро.
Экологический эффект от термоядерной энергетики как минимум
эквивалентен затратам на утилизацию отходов атомной энергетики и
ликвидацию последствий аварий на АЭС.
Система мер по организационному, финансовому, экспертному и
информационному обеспечению патентования РИД, полученных в ходе
реализации технологической ТП
В соответствии с приказом от 26.12.2014 №1/1290-П в АО «Наука и
инновации» создан отраслевой центр по управлению интеллектуальной
собственностью, функциями которого является системное оказание
комплекса услуг по управлению правами Российской Федерации,
Госкорпорации «Росатом» и ее организаций на РИД, в частности
обеспечение правовой охраны на территории Российской Федерации и за
рубежом, государственный и корпоративный учет, организация
использования РИД и распоряжение правами на них.
Цели и задачи IP-оператора в области управления РИД для глобальной
экспансии
 Создание экономических и правовых условий для эффективного
использования РИД для целей глобальной экспансии
 Координация деятельности Дивизионов и организаций Госкорпорации
по вопросам создания, распоряжения и использования РИД для целей
глобальной экспансии
 Повышение эффективности управления РИД Госкорпорации и ее
организаций на базе передового российского и международного опыта
с использованием ИСУПРИД
43
 Обеспечение контролируемости и управляемости процессов создания,
управления и распоряжения РИД для целей глобальной экспансии за
счет использования единых корпоративных методологий и политик
 Обеспечение своевременной и эффективной правовой охраны РИД для
целей глобальной экспансии за рубежом
Задачи
 Контроль корпоративного учета и мониторинг РИД для целей
глобальной экспансии на всех стадиях жизненного цикла
 Контроль за своевременным и надлежащим выявлением РИД и их
правовой охраной для целей глобальной экспансии
 Контроль соблюдения прав авторов РИД на всех этапах жизненного
цикла РИД для целей глобальной экспансии
 Контроль и поддержка распоряжения правами на РИД для целей
глобальной экспансии в организациях Госкорпорации, в т. ч. оценка
необходимости поддержки прав на РИД в актуальном состоянии
 Экспертиза и консультирование организаций-правообладателей по
всем вопросам, связанным с созданием и управлением правами на РИД
для целей глобальной экспансии
 Совместно с правообладателями ведение сделок по РИД для
глобальной экспансии с зарубежными партнерами
 Управление отраслевой базой РИД и технологий для целей глобальной
экспансии
 Анализ патентной активности конкурентов и участие в выработке
общеотраслевой стратегии в области ИС
Раздел 6. Мероприятия по подготовке кадров
Главным направлением работы по подготовке кадров является
проведение циклов мероприятий по существенному повышению уровня
подготовки специалистов для УТС (в том числе, целенаправленно – для
программы ИТЭР) ведущими вузами совместно на базе коллективного
использования уникальной материальной базы и передовых методик и
технологий обучения.
Задачи, которые ставятся перед ведущими центрами подготовки –
НИЯУ МИФИ, МФТИ, МГТУ, МЭИ, ТПУ и другими вузами являются:
• развитие образовательных и профессиональных стандартов в
области
подготовки
специалистов
для
управляемого
термоядерного синтеза.
• совершенствование действующих и разработка новых программ
профессионального и дополнительного образования в области
УТС с учетом потребностей бизнеса. Проведение их апробации в
ведущих вузах, готовящих специалистов для УТС.
44
• совершенствование структуры подготовки специалистов с учетом
потребностей бизнеса в сфере УТС, развитие механизмов
непрерывного образования.
• повышение мобильности научных и инженерно-технических
кадров и организация обмена кадрами между участниками
технологической платформы (стажировки, обмен и др.).
• создание и отработка системы мониторинга кадрового
обеспечения предприятий — участников технологической
платформы, а также уровня подготовки их научных и инженернотехнических кадров.
Развитие образовательных и профессиональных стандартов в сфере
деятельности ТП.
В настоящее время, в связи с реформой высшего образования и
преобразования послевузовского образования в третью ступень высшего
образования остро встал вопрос об аспирантурах в научноисследовательских институтах, в частности подготавливающих специалистов
для работы в области УТС. Изменение номенклатуры специальностей и
необходимость аккредитации учебных программ поставила аспирантуры
научно-исследовательских институтов в непростое положение. ГК “Росатом”
тесно взаимодействует с ведущими вузами, в частности, с НИЯУ МИФИ с
целью нахождения новых форм работы аспирантур. В частности, НИИ
предлагалось рассмотреть такие варианты, как “НИИ-ВУЗ” (аспиранты
числятся в аспирантуре предприятия, делают свою работу на предприятии, а
учебный процесс происходит в ВУЗе, методическая база формируется
преподавателями ВУЗа), “ВУЗ-НИИ” (аспиранты учатся в целевой
аспирантуре ВУЗа, делают свою научную работу на предприятии, а учебный
процесс проходят в ВУЗе, методическая база формируется преподавателями
ВУЗа, после окончания аспирантуры они принимаются на работу в Ваш
НИИ).
Первая форма представляется более предпочтительной, кроме того,
сотрудники НИИ привлекаются при этом к разработке программ обучения
Для подготовки специалистов по направлению УТС необходимая
связка устанавливается с кафедрой физики плазмы НИЯУ МИФИ, которая
планирует осуществление обучения по специальностям
03.06.01 – Физика и астрономия
Специальность «Физика плазмы»
16.06.01 – Физико-технические науки и технологии
Специальность «Механика жидкости, газа и плазмы»
Кафедра Плазменной энергетики МФТИ готовит специалистов в
области УТС, которые пока обеспечивают заявки работодателей, но в случае
45
развития национальной программы исследований в области гибридной
энергетики должна будет кратно увеличить их выпуск
Для подготовки физиков-теоретиков для работы в атомной отрасли в
ГК “Росатом” создана Высшая школа физики (ВШФ). Идея школы
предложена академиками РАН В.П. Смирновым, Е.Н. Аврориным, Р.И.
Илькаевым и Г.Н. Рыковановым.
Программа ВШФ формируется Научным советом, в который входят
ведущие ученые ГК “Росатом”, Российской академии наук и НИЦ
“Курчатовский институт”. Первым лектором ВШФ стал академик
В.Е.Фортов - президент РАН, который также входит в состав Научного
совета Школы. В.Е. Фортов читает слушателям школы курс лекций по
физике высоких плотностей энергии.
ВШФ готовит молодых исследователей, включая кандидатов наук,
высокопрофессиональных специалистов для работы, в том числе, по
направлению УТС. Направления подготовки специалистов:
физика ядерных реакторов;
ядерная и нейтронная физика;
физика высоких плотностей энергии;
физика плазмы;
термоядерные процессы и термоядерный синтез;
лазерная физика;
физика ускорителей;
физика элементарных частиц;
астрофизика;
математическое моделирование физических процессов.
В каждый поток включается 20 молодых специалистов из РФЯЦ
ВНИИЭФ, РФЯЦ ВНИИТФ, ГНЦ ФЭИ и ГНЦ РФ ТРИНИТИ. Занятия
проводятся в ходе четырех двухнедельных модулей в Снежинске, Сарове,
Обнинске и Троицке.
Среди тем лекций, имеющих непосредственное отношение к научным
основам УТС: “Современная гидрогазодинамика”; “Астрофизика и
космология”; “Теория хаоса, бифуркации, «катастрофы»”; “Современная
теория турбулентности: рост неустойчивостей”; “Развитая турбулентность;
Турбулентность в плотной плазме; Физика радиационных повреждений.”
«Управляемый термоядерный синтез и проблемы физики плазмы»;
«Системные исследования развития энергетики»;
Важное значение имеет знакомство слушателей с достижениями в
области фундаментальной физики и космологии – лекции по этой тематике
читает академик РАН В.А.Рубаков. В..А. Рубаков активно участвует в
совершенствовании образовательного процесса в интервью с ним он отметил
Что касается проблемы «провала» в кадровом звене физиков - атомщиков,
то она действительно есть, особенно в возрастном промежутке 40 - 50
лет. Такой разрыв сказывается болезненно в любой отрасли. На мой взгляд,
46
его можно преодолеть продлением «научной» жизни старшего поколения
ученых через взаимодействие с молодежью, а также подготовкой до
соответствующего уровня молодых научных работников. «Высшая школа
физики» Росатома позволяет это делать.
Практическая часть обучения по направлению УТС проводится в ГНЦ
РФ ТРИНИТИ, где слушатели знакомятся с установками с магнитным
удержанием плазмы (Т-11М), инерционным удержанием плазмы (Ангара-51), плазменными ускорителями (МК-200, и др.)
Работу Высшей школы физики планируется продолжать в будущие
годы в нынешнем виде. Касаясь вопроса о перспективах развития ВШФ
Генеральный директор АО ГНЦ РФ ТРИНИТИ В.Е. Черковец, предположил,
что со следующим набором в Школу в организационном плане вряд ли чтото существенно поменяется: будут другие лекторы, новые научноисследовательские площадки, скорее всего сохранится количество
обучающихся - 20 человек, хотя, конечно, набор хотелось бы увеличить до
2000 молодых ученых, чтобы «Высшая школа физики» выросла, стала в
некотором роде «институтом».
Для решения проблемы подготовки кадров важное значение имеет и
реализуемый ГК “Росатом” проект “Cохранения критических знаний”. В
рамках этого проекта подготовлены и готовятся мультимедийные продукты,
содержащие лекции ведущих ученых в области УТС, такие как
“Инерционный термоядерный синтез” (д.ф.-м.н., профессор Н.Г.Ковальский),
“Мощные эолектрофизические установки” (к.т.н. Е.В.Грабовский),
“Квантовые эффекты в кинетике плотных неидеальных сред” (д.ф.-м.н.,
проф. А.Н.Старостин), “Плазменные ускорители” (к.ф.-м.н. А.М.Житлухин).
Важную роль в обмене информацией и подготовке специалистов в
области УТС играют постоянные семинары НИЦ “Курчатовский институт” и
ГНЦ РФ ТРИНИТИ, привлекающие сотрудников институтов Москвы, в том
числе из системы РАН.
Раздел 7. Риски при реализации программы
Основные риски при
достижении цели овладения энергией
термоядерного синтеза связаны с недостатком знаний в области
фундаментальных свойств плазмы и материаловедения, технической базы
термоядерных технологий, дефицитом квалифицированных кадров, в том
числе
молодых
специалистов,
возможным
изменением
планов
международных проектов.
Риски, связанные с недостатком квалифицированных кадров,
снижаются в результате своевременной подготовки специалистов в НИЯУ
МИФИ (500 специалистов в течение 10 лет), МГТУ им. Н.Э. Баумана,
МФТИ, ВМК МГУ.
47
Значения рисков лишь при создании тритиевых и интеграционных
технологий будут несколько ниже за счет получения практического опыта
создания отечественной термоядерной установки гигаваттного уровня.
Возможность получения недостающих технологических решений в более
сжатые сроки за счет участия России в международных проектах.
Снижение риска неудачного проектирования, невозможности выхода на
запланированные штатные режимы работы установок, повышенной
аварийной опасности эксплуатации установок достигается привлечением
квалифицированных специалистов различных специальностей: по физике
высокотемпературной плазмы, методам и системам автоматического
управления, численным методам моделирования плазменных процессов,
практике физического эксперимента, техническим средствам управления и
информационного обеспечения.
В качестве возможных сценариев развития работ по управляемому
термоядерному синтезу рассматриваются следующие варианты.
Первый вариант предусматривает использование токамака в качестве
основы для создания реактора ДЕМО. Для проведения фундаментальных
исследований и решения технологических задач будут использованы вновь
создаваемый
инженерно-физический
токамак
Т-15МД
(ТИН-0),
реконструируемый комплекс сверхпроводящего токамака Т-15 и
экспериментальные стенды.
На базе ведущих научных, конструкторских организаций,
университетов
и
предприятий
формируются
межведомственный
распределенный технологический центр и научно-образовательная сеть УТС.
Предусматривается участие России в международных проектах Игнитор,
ИТЭР, ДЕМО, ИФМИФ с целью получения опыта в области термоядерных
технологий, систем управления плазмой и сооружения реакторов. Для
участия России в исследованиях на ИТЭР создается отечественная
информационная структура УТС и развиваются моделирующие комплексы
плазмо-физических систем. Разрабатывается проект демонстрационной
установки ТИН-1.
Проблема стойкости материалов в условиях интенсивной нейтронной
нагрузки будет решаться на основе данных, полученных при испытаниях на
ядерных реакторах с быстрыми нейтронами, и опыта международного
сотрудничества по проекту ИФМИФ. Предусматривается продолжение
фундаментальных и концептуальных исследований и НИОКР на плазмофизических системах с реакторными перспективами.
Второй вариант, схожий по составу задач с первым вариантом,
предусматривает создание в России дополнительной термоядерной
установки с тритиевыми возможностями и мощностью синтеза около 150
МВт в течение 20 лет, которая одновременно может служить в качестве
ТИН-2. На этой установки будут отрабатываться чисто термоядерные
технологии, ядерные, наработка топлива и переработка ядерных отходов.
48
При этом потребность в финансовых ресурсах за 10-летний период
существенно возрастает по сравнению с первым вариантом.
Генеральный директор АО “ГНЦ РФ ТРИНИТИ”
д.ф.-м.н., профессор
В.Е.Черковец
49