• Россия занимает одну из ключевых позиций в реализации международного Проекта ИТЭР. Прежде всего, это объясняется колоссальным научно-технологическим потенциалом России в области термоядерных исследований. Еще в 1950 году академики А.Д.Сахаров и И.Е.Тамм предложили использовать магнитное поле для удержания плазмы.

    Позднее выдающиеся российские ученые под руководством академика Л.А.Арцимовича разработали и реализовали концепцию термоядерной установки ТОКАМАК (ТОроидальная КАмера МАгнитная Катушка), которая впоследствии стала мировым лидером в исследованиях по управляемому термоядерному синтезу и остается таковой по сей день. Именно эта установка была положена в основу термоядерного реактора ИТЭР.

    Кроме того, Россия является инициатором проекта ИТЭР. Идея строительства международного термоядерного реактора была выдвинута и активно поддержана президентами М.Горбачевым, Р.Рейганом и Ф.Миттераном.

    На сегодняшний день Россия, благодаря участию в Проекте, имеет полную проектную документацию реактора ИТЭР.

    Вклад России в Проект ИТЭР заключается в изготовлении и поставке высокотехнологичного оборудования, основных систем реактора, что составляет 10% от стоимости сооружения реактора по техническому проекту.

     

    • ТОКАМАК
      Вклад России в Проект ИТЭР заключается в изготовлении и поставке высокотехнологичного оборудования, основных систем реактора, что составляет 10% от стоимости сооружения реактора по техническому проекту.
    • Проводники

      Проводники тороидального и полоидального поля

      Обязанность Российской Федерации заключается в поставке 22 километров проводников на основе 80 тонн сверхпроводящих Nb3Sn стрендов для обмоток катушек тороидального поля (тп) и 11 км проводников на основе 40 тонн сверхпроводящих NbTi стрендов для обмоток катушек полоидального поля (пп) магнитной системы ИТЭР. Изготовление в РФ и поставка сверхпроводников для магнитной системы ИТЭР позволит на базе создаваемого в России одного из крупнейших в мире промышленного производства уникальных наноструктурированных сверхпроводящих материалов обеспечить инновационное развитие атомной энергетики и ряда других отраслей техники (электротехника, транспорт, электроника, медицина).

      К настоящему моменту Россия выполнила все обязательства по изготовлению и поставке в Организацию ИТЭР проводников тороидального и полоидального поля.

      Исполнители: ВНИИНМ, ЧМЗ, ТВЭЛ, ВНИИКП, ИФВЭ, КИ

    • Коммутирующая аппаратура

      КОММУТИРУЮЩАЯ АППАРАТУРА

      Вклад РФ в проект ИТЭР в области систем электропитания определен пакетом поставки 41Р3 с названием: «Устройства коммутации тока и вывода энергии из сверхпроводящих обмоток, силовые цепи постоянного тока, включая измерительные устройства». Практически все оборудование, подлежащее поставке, является уникальным, т.е. не имеющим аналогов на мировом рынке, и требует специальной разработки. Наиболее сложной задачей является создание коммутационных аппаратов, способных длительно выдерживать сверхвысокие токи (до 70 кА), отключать их под высоким напряжением (до 10 кВ) и при этом обладать высоким быстродействием. Результаты многолетней работы в этой области, достигнутые российскими учеными и инженерами, послужили основой того, что поставка всего комплекса оборудования для вывода энергии из обмоток ИТЭР, основанного на использовании коммутационных аппаратов, была поручена Российской Федерации.

      Головной исполнитель: НИИЭФА

    • Установки для испытаний Порт-плагов

      УСТАНОВКИ ДЛЯ ИСПЫТАНИЯ ПОРТ-ПЛАГОВ

      Компания «Криогенмаш», (Балашиха, Московская обл.) изготавливает четыре установки – стенда для тестирования экваториальных и верхних порт-плагов. Стенды для экваториального и верхних порт-плагов (PPTF) были спроектированы для проверки порт-плагов в условиях нагрева, вакуума и функционального тестирования перед установкой на токамак.

      Головной исполнитель:Криогенмаш

    • Купол дивертора и тепловые испытания

      КУПОЛ ДИВЕРТОРА И ТЕПЛОВЫЕ ИСПЫТАНИЯ

      Купол дивертора является ключевой системой ИТЭР, на который выходят потоки плазмы. Он принимает на себя поток плазмы и защищает системы от перегрева. Купол дивертора облицован вольфрамом с водяным охлаждением. Купол дивертора обращен в плазму и защищает системы ИТЭР от тепловых и корпускулярных потоков. В обязанность РФ входит изготовление и поставка 60 сборок (100 % от потребности ИТЭР).

      В обязанность Российской Федерации также входит проведение тепловых испытаний обращённых к плазме компонентов ИТЭР. Учитывая, что температура плазмы – 300 миллионов C° и ожидаемый поток тепла на диверторные пластины – 20 MW/m2, элементы, соприкасающиеся с плазмой, должны выдерживать эти параметры. Для проведения испытаний в России была построена установка IDTF (ITER Divertor Test Facility) с 800 kВт электронным пучком.

      Головной исполнитель: НИИЭФА

    • Катушка полоидального поля

      КАТУШКА ПОЛОИДАЛЬНОГО ПОЛЯ

      Российский вклад в создание международного проекта ИТЭР включает в себя изготовление и поставку катушки полоидального магнитного поля. Катушка PF1 – одна из шести катушек полоидального поля магнитной системы ИТЭР. PF1 совместно с другими катушками обеспечивает контроль положения и формы плазменного шнура.

      Катушка расположена снаружи тороидальной магнитной системы ИТЭР и обеспечивает полоидальное магнитное поле, необходимое для создания плазмы, поддержания тока в ней и управления положением и формой плазмы. Выбор России в качестве одного из двух поставщиков в ИТЭР катушек полоидального магнитного поля обусловлен наличием богатейшего опыта по разработке аналогичных конструкций и технологического оборудования крупномасштабных сверхпроводящих магнитных систем.

      Исполнители: НИИЭФА, СНСЗ

    • Верхние патрубки

      ВЕРХНИЕ ПАТРУБКИ

      Патрубки вакуумной камеры необходимы для установки диагностик, оборудования для нагрева, устройств откачки и обеспечивают проникновение внутрь вакуумной камеры. Патрубки являются первым барьером безопасности, классифицируются как оборудование, работающее с радиоактивными материалами под давлением.

      Российская Федерация несёт ответственность за изготовление всех 18 верхних патрубков ваккумной камеры ИТЭР.

      Исполнители: НИИЭФА, “MAN Energy Solutions” (Германия)

    • 170 ГГц Гиротроны

      ГИРОТРОНЫ

      Одним из обязательств России в рамках Проекта ИТЭР является изготовление и поставка оборудования для ЭЦР нагрева и генерации тока – восьми гиротронов 170 ГГц /1МВт – которые являются одним из ключевых элементов ИТЭР.

      Гиротроны – уникальная разработка отечественных специалистов. Россия – признанный мировой лидер в производстве этой высокотехнологичной системы дополнительного нагрева плазмы. Отечественными специалистами освоена CVD технология выращивания поликристаллических алмазных дисков диаметром 75 мм и толщиной до 2 мм для выходных окон гиротронов с мегаваттным уровнем мощности для ИТЭР.

      Исполнители: ИПФ РАН, ГИКОМ

    • Диагностические системы

      ДИАГНОСТИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ

      Российские предприятия изготавливают девять диагностических систем для измерения широкого спектра параметров плазмы в ходе работы установки ИТЭР. В обязанность РФ входит изготовление и поставки следующих систем:

      - Анализаторы атомов перезарядки. (Одна из важнейших составляющих диагностической системы ИТЭР. Диагностика основана на измерении абсолютных потоков и анализе энергетических спектров атомов перезарядки, испускаемых плазмой; является прямым методом измерения изотопного соотношения в плазме).

      - Спектроскопия водородных линий. (В основу ее работы положены измерения временного поведения и пространственного распределения яркости, а также формы спектров видимых линий бальмеровской серии водорода).

      - Вертикальная нейтронная камера. (Предназначена для измерения профиля пространственного распределения источника нейтронов и -частиц, образующихся в результате термоядерного синтеза; профиля пространственного распределения ионной температуры плазмы; динамики изменения указанных профилей; полного нейтронного выхода и термоядерной мощности установки; для обеспечения относительной калибровки с другими подсистемами нейтронной диагностики ИТЭР).

      - Диверторный монитор нейтронного потока. (Диверторный монитор нейтронного потока позволяет путем прямых измерений демонстрировать достижение термоядерного синтеза в реакторном масштабе).

      - Томсоновское рассеяние в диверторе. (Диагностика томсоновского рассеяния основана на эффекте рассеяния лазерного излучения на свободных электронах плазмы. Результирующее излучение от всех рассеивающих электронов представляет собой допплеровски-уширенный спектральный контур, форма которого однозначно связана с функцией распределения электронов, а интенсивность – с плотностью электронов).

      - Активная корпускулярно-спектроскопическая диагностика. (С ее помощью измеряются такие важнейшие параметры плазмы, как профиль ионной температуры, профили скоростей полоидального и тороидального вращения плазмы, а также концентрация и распределение легких примесей внутри плазменного шнура).

      - Рефлектометрическая диагностика ИТЭР. (В основу диагностики положен физический принцип отражения электромагнитных волн от плазмы. Измеряемые параметры: радиальный профиль электронной плотности плазмы; амплитуда и пространственная структура резонансных магнитогидродинамических колебаний; характеристики мелкомасштабных флуктуаций плотности плазмы)

      - Лазерно-индуцированная флуоресценция. (Лазерно-индуцированная флуоресценция предназначена для измерения параметров гелия и внешних примесей в диверторе. Система также может быть использована для оценки электронной температуры в диверторе).

      - Гамма спектрометрическая система для диагностики плазмы ИТЭР. (Диагностика предназначена для измерения распределения и динамики движения энергичных ионов в полоидальном сечении реактора. Контроль движения энергичных ионов – одна из важнейших задач в диагностике плазмы ИТЭР).

      Исполнители: ЧУ «ИТЭР-Центр», УТС-Центр, ФТИ, ИЯФ СО РАН, НИЦ «КИ»

    • Первая стенка, Соединители модуля бланкета

      ПАНЕЛИ ПЕРВОЙ СТЕНКИ И СОЕДИНИТЕЛИ МОДУЛЕЙ БЛАНКЕТА

      Россия ответственна за изготовление 179 наиболее энергонапряженных (вплоть до 5 MВт / кв.м) панелей Первой стенки. Панели покрыты бериллиевыми пластинами, напаянными на бронзу CuCrZr, которая соединена со стальной основой. Размер панели до 2 m ширины, 1.4 m высоты; ее масса примерно 1000 кг.

      Также Россия взяла обязательство изготовить Соединители модулей бланкета, цель которых зафиксировать модули бланкета от перемещений в радиальном, полоидальном и тороидальном направлении.

      Исполнители: НИИЭФА, НИКИЭТ

    • Порт-плаги

      КОНСТРУКЦИЯ И ИНЖЕНЕРИЯ ПОРТ-ПЛАГОВ

      Российским предприятиям поручено изготовление и поставка экваториального порт-плага 11, структур нижнего порта 08, верхних порт-плагов 02, 07,08. Диагностические порт-плаги расположены в патрубках вакуумной камеры установки ИТЭР и предназначены для установки диагностического оборудования.

      Исполнители: ИЯФ СО РАН

  • Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"

    Национальный исследовательский центр "Курчатовский Институт"

    Открытое акционерное общество «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова»

    Открытое акционерное общество “Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля”

    Институт прикладной физики Российской академии наук

    Государственный научный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований

    Физико-технический институт имени А.Ф. Иоффе Российской академии наук

    Открытое акционерное общество “Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А.Бочвара”

    Всероссийский научно-исследовательский проектно-конструкторский и технологический институт кабельной промышленности

    Открытое акционерное общество "Чепецкий механический завод"

    Открытое акционерное общество "Криогенмаш"

    Институт ядерной физики имени Г.И.Будкера Сибирского отделения Российской академии наук

  • DEMO – следующий за ИТЭР шаг в промышленном освоении термоядерной энергии. 
    DEMO – первый демонстрационный термоядерный энергетический реактор-токамак. 
    DEMO – основа для проектирования первой коммерческой термоядерной электростанции.

    Б.Н. Колбасов, А.А. Борисов, Н.Н. Васильев, В.М. Леонов, Г.Е. Шаталов (РНЦ «Курчатовский институт»), В.А. Беляков, Э.Н. Бондарчук, И.Р. Кириллов (НИИЭФА им. Д.В. Ефремова, НТЦ «Синтез»), Ю.А. Соколов (Международное агентство по атомной энергии), Ю.С. Стребков (НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля).

    Концептуальные проектные исследования демонстрационных термоядерных энергетических реакторов на основе токамака проводятся в России с 1991 г. Наиболее предпочтительными были признаны концепции работающих в стационарном режиме реакторов-токамаков со сверхпроводящими магнитами, однонулевым дивертором и большим вкладом бутстреп-тока в поддержание тока плазмы. Были проанализированы две концепции бланкета: охлаждаемый гелием бланкет с использованием керамики (Li4SiO4) для воспроизводства трития и ферритной стали в качестве конструкционного материала и бланкет, в котором для воспроизводства трития и в качестве теплоносителя применяется жидкий литий, а в качестве конструкционного материала — ванадий-хром-титановый сплав. Были выбраны обычные охлаждаемые водой или литием диверторные мишени, выдерживающие тепловые нагрузки до 10 МВт/м2. Бланкеты обоих типов требуют замены сменяемых элементов после достижения интегрального потока термоядерных нейтронов, эквивалентного 10 МВт∙год/м2, и применения бериллия для размножения нейтронов. Результаты проведенного анализа показывают необходимость дополнительных исследований перед выбором наиболее перспективной концепции бланкета для дальнейшей разработки. В статье рассматриваются также проблемы обращения с радиоактивными отходами и возвращения в производственный цикл дефицитных материалов.

    Материал публикуется с разрешения учредителей.

    Концепция демонстрационного термоядерного энергетического реактора ДЕМО-С (.pdf)