Расчётные, проектные и технологические разработки термоядерных установок и реакторов типа токамак

• Автор: Филатов, Олег Геннадиевич
• Шифр специальности: 01.04.13
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2009
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 53 с. : ил.; 19х14 см

Содержание
Общая характеристика работы
Основное содержание работы
1. Расчетные методы
1.1 Синтез системы полоидального поля токамаков
1.2 Моделирование переходных электромагнитных процессов в элементах токамаков
1.3 Синтез и расчет магнитных систем электрофизических устройств
2. Проекты
2.1 Экспериментальные установки типа токамак
2.2 Нейтронные источники на основе токамаков
2.3 Экспериментальные реакторы-токамаки
3. НИОКР
3.1 Магнитная технология
3.2 Первая стенка и дивертор
Заключение
Список работ, опубликованных по теме диссертации
Общая характеристика работы. Актуальность темы диссертации.
Исследования и разработки в области управляемого термоядерного синтеза (УТС) ведутся в мире более 50 лет. Интерес к этим работам диктуется практической неисчерпаемостью запасов топлива для термоядерной энергетики, потенциальной безопасностью и экологичностью термоядерных реакторов (ТЯР).
С конца 60-х годов прошлого столетия доминирующей стала отечественная концепция установок с магнитным удержанием плазмы типа Токамак, которая сегодня рассматривается в качестве основы для первых ТЯР.
Все установки, созданные в мире до сих пор, предназначались в основном для физических исследований и накопления соответствующей базы данных. Однако для оценки масштабов технических проблем, которые следует решить до строительства энергетических ТЯР, уже в 70-х годах были выполнены достаточно подробные концептуальные проработки проектов таких ТЯР и электростанций на их основе. К ним относится, например, серия разработок Висконсинского университета США (проекты UWMAK), а также Принстонский проект РРР (Princeton Power'Plant). Из отечественных разработок можно упомянуть ОПТЯЭС (Опытно-Промышленная Термоядерная Электростанция) и ГТРТ (Гибридный Термоядерный Реактор-Токамак). Одним из результатов этих проработок является осознание необходимости создания реакторов промежуточного поколения -экспериментальных и демонстрационных.
Основными задачами экспериментальных реакторов являются достижения реакторных параметров плазмы, длительное термоядерное горение (с возможностью достижения зажигания и стационарного режима) и испытания инженерных систем реактора в интегрированном виде. Как результат будет создана физическая и инженерная база данных для демонстрационного реактора ДЕМО.
В 80-х годах в СССР разрабатывался проект опытного термоядерного реактора ОТР, в США -FED, в Европе - NET, в Японии — FER. Проекты этих реакторов оказались очень близкими по целям и задачам, размерам, ряду технических предложений и стоимости. Следует отмстить также, что в этот период начались достаточно серьезные технологические НИОКР по ключевым системам ТЯР. Общность интересов и стремление снизить затраты для каждой из сторон привели, по инициативе СССР, к объединению усилий сначала в рамках проекта ИНТОР, а затем, в 1988г., по проекту ИТЭР, который разрабатывали специалисты из России, Японии, стран Евратома и США. В результате в 2001г. впервые был разработан детальный технический проект экспериментального ТЯР и осуществлен цикл уникальных НИОКР в его обоснование. В ноябре 2006г. подписано

График нагрева спирали
О 40 80 120 160 200 240 280 320 360 400 440
Текущее время, час.
“ 600 £

« 200 О.
Рис. 3.1.13 Регламент термообработки КВПТО и пульт управления вакуумной электропечью.
Рис. 3.1.14 Модельная катушка центрального соленоида (МКЦС) ИТЭР, разработанная США, Японией и Россией и установленная на международном стенде ИТЭР в Японском институте Атомной Энергии (ЗАЕШ)