-- КОНФЕРЕНЦИИ =
УДК 533.9
ИТОГИ РАЗВИТИЯ НАУЧНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПО ФИЗИКЕ ПЛАЗМЫ И УПРАВЛЯЕМОМУ ТЕРМОЯДЕРНОМУ СИНТЕЗУ В РОССИИ В 2011 Г.
© 2013 г. И. А. Гришина, В. А. Иванов, Л. М. Коврижных
Институт общей физики им. А.М. Прохорова РАН, Москва, Россия e-mail:grishina@fpl.gpi.ru Поступила в редакцию 28.08.2012 г.
Дан обзор наиболее интересных результатов, представленных на XXXIX Международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу.
DOI: 10.7868/S0367292113040021
XXXIX Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (УТС) состоялась в г. Звенигороде Московской обл. с 6 по 10 февраля 2012 г.
Организаторами конференции являлись Научный совет по физике плазмы Российской академии наук, Институт общей физики им. А.М. Прохорова РАН, Научный совет РАН по комплексной проблеме "Физика низкотемпературной плазмы", Объединенный институт высоких температур РАН, Научно-технологический центр ПЛАЗ-МАИОФАН, Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова.
Финансовую поддержку конференции оказали Российский фонд фундаментальных исследований, Российская академия наук, ЗАО НТЦ ПЛАЗМАИОФАН и Проектный центр ИТЭР.
Было представлено 289 научных докладов из 75 российских и 28 иностранных научных центров. Общее количество авторов составило более 800 человек. Тезисы всех докладов опубликованы в сборнике [1] и размещены на сайте конференции [2].
Доклады относились к пяти направлениям:
1. Магнитное удержание высокотемпературной плазмы.
2. Инерциальный термоядерный синтез.
3. Физические процессы в низкотемпературной плазме.
4. Физические основы плазменных и лучевых технологий.
5. Проект ИТЭР: шаг в энергетику будущего.
Состоялись четыре пленарных заседания, на которых заслушано 14 обзорных докладов о результатах отечественных и мировых исследований по актуальным направлениям физики плазмы, термоядерного синтеза, плазменным и лучевым технологиям. В соответствующих секциях
конференции обсуждались 86 устных и 189 стендовых докладов.
Обзорные доклады по существу подводили итоги работ, выполненных за последний год в области физики плазмы и ее приложений и управляемого синтеза. Были также представлены доклады по смежным с физикой плазмы проблемам.
Дж. Онгена (Лаборатория физики плазмы EPM/KMC, Брюссель, и JET) в докладе "Термоядерные исследования в Европе: захватывающие времена впереди" изложил планы предстоящих исследований на крупнейшем в мире действующем европейском токамаке JET (Калэм, Великобритания) и строящиеся международном термоядерном экспериментальном токамаке-реакторе ITER (Кадараш, Франция). Подробно обсуждались результаты реализации программы модернизации токамака JET. В истекшем году на этой установке проведена замена покрытия внутренней стенки основной камеры и дивертора. Теперь обращенная к плазме поверхность вакуумной камеры JET, также как и камеры строящегося международного токамака ITER, имеет покрытие из бериллия в основной камере и покрытие из вольфрама в диверторе. Впервые на установке JET появилась экспериментальная возможность изучать свойства первой стенки будущей установки ITER. Во время модернизации JET заменены более 4000 элементов стенки общим весом более 2 т. Разряды с плазмой были успешно возобновлены осенью 2011 г. Первые результаты показывают, что уровень углеродных примесей значительно уменьшился, и что различные процессы рециклинга приводят к сильным эффектам уменьшения плотности плазмы. Программа экспериментов на JET до 2015 г. включает в себя полное тестирование первой стенки из бериллия, проведение плазменных экспериментов, моделирующих процессы, которые будут происходить при работе на
установке ITER, реализацию на установке JET плазменных режимов, сходных с режимами работы ITER, а также проведение на JET экспериментов с дейтерий-тритиевой плазмой. Докладчик осветил состояние работ по запуску крупнейшего в мире стелларатора W7-X (Грайфсвальд, Германия). Отмечено, что его строительство продвигается успешно: последний модуль основной конструкции установки был смонтирован в середине ноября 2011 г. Основными системами нагрева для этой установки будут: комплекс электронно-циклотронного резонансного нагрева (ECRH) мощностью до 10 МВт и комбинация комплекса ин-жекции мощных пучков нейтральных атомов и комплекса ионного циклотронного резонансного нагрева (ICRH). Очистка стенки стелларатора W7-X должна производиться с помощью плазмы, получаемой в различных режимах работы комплекса ICRH, который будет установлен в ближайшее время. Получение первой плазмы планируется на начало 2015 г., сначала эксперименты будут проведены в чистом водороде с использованием конфигурации плазмы типа "боб" при длительности разряда до 10 с. Затем вторую фазу экспериментов планируется провести начиная с 2019 г. после установки системы охлаждения ди-вертора, при этом эксперименты будут проходить при более длинных рабочих импульсах. Наконец, Дж. Онгена вкратце остановился на состоянии работ по непосредственному строительству тока-мака ITER усилиями международного научного сообщества, отметив завершение сооружения здания для монтажа сверхпроводящих катушек полоидального магнитного поля и фундамента для комплекса основного здания токамака. По мнению докладчика, мировая физика высокотемпературной плазмы и управляемого термоядерного синтеза имеет прочную основу для дальнейшего прогресса в ближайшие 20 лет.
К.А. Разумова (НИЦ "Курчатовский институт") в докладе "Синергетика плазмы в токамаках и других магнитных ловушках" сделала обзор экспериментальных результатов, подтверждающих способность плазмы к самоорганизации. В различных магнитных ловушках (в токамаках, стеллараторах и пинчах с обращенным полем) наблюдается возникновение макроскопически устойчивых хорошо организованных "энергетических" профилей. Эксперименты показали, что в токамаках и стеллараторах самоорганизация приводит к формированию канонического нормированного профиля плазменного давления, не зависящего от следующих факторов: от концентрации плазмы, от распределения плотности тока внутри плазменного шнура, от механизма нагрева плазмы, от величины и радиального распределения мощности нагрева плазмы, дополнительного к омическому. Если ввести радиус плазмы, нор-
мированный на коэффициент, зависящий от тока разряда, от продольного магнитного поля и от степени вытянутости сечения плазмы, то в этих координатах профиль давления плазмы будет одинаковым практически для любого токамака. Характерно, что время установления этого профиля давления в токамаке много меньше энергетического времени жизни плазмы. Такой канонический профиль давления плазмы существует во всех областях плазмы токамака, кроме зон транспортных барьеров. Автор предполагает, что такой профиль регулируется энергетическими потоками в плазме, связанными с аккумулированными на рациональных магнитных поверхностях турбулентными ячейками. Существование канонического нормированного профиля давления соответствует магнито-гидродинамически (МГД) устойчивой плазме, а его искажение приводит к раскачке мод с низкими номерами. В докладе отмечалось, что понимание саморегуляции профиля давления позволило объяснить такие сложные явления, как: 1) различная величина теплопроводности, найденная из баланса мощностей и из скорости распространения импульса тепла или холода; 2) быстрое изменение температуры или плотности в центральной части плазменного шнура при резких изменениях на границе плазмы, — т.н. нелокальная зависимость транспортных коэффициентов от параметров плазмы. Следует, однако, заметить, что с утверждением о существовании канонических профилей давления плазмы в стеллараторах согласны не все специалисты.
Достижения международной команды, работающей в рамках Международного соглашения с участием России о строительстве токамака ITER, имеющего целью продемонстрировать "горение" плазмы при превышении в 10 раз выделенной термоядерной энергии по отношению к вложенной в плазму энергии (Q = 10) и при полной выде-лямой термоядерной мощности 500 МВт в течение сотен секунд, отражены в докладе А.В. Кра-сильникова (Частное учреждение Госкорпорации Росатом "Проектный центр ITER") "Прогресс в создании ИТЭР и российский вклад". В последние полгода с целью интенсификации процесса сооружения ITER и оптимизации системы управления Международная организация ITER пересмотрела сроки выполнения, финансовые затраты и ответственность сторон за выполнение графика и предложила изменение некоторых технических систем. В частности, начаты исследования возможности установки вольфрамового дивертора с самого начала экспериментов на ITER, а также принято решение о переносе срока запуска токамака (получение "первой плазмы") на ноябрь 2020 г. Докладчик остановился на текущем состоянии работ по созданию критических
систем ITER. Речь также шла о необходимых изменениях, которые возникли в процессе проектирования технических систем: это изменение подхода к выполнению и контролю графика строительства, а также изменения в системе управления всем проектом. Подробно обсуждалось изготовление систем и оборудования в обеспечение российского вклада в проект ITER — изготовление сверхпроводящих кабелей и изделий на их основе в кооперации с другими странами, производство элементов первой стенки вакуумной камеры ITER из бериллия, изготовление ги-ротронных комплексов и систем их электропитания, разработка прототипов диагностик, трехмерное проектирование различных систем ITER, развитие системы CODAC и т.д.
Лекция С.В. Мирнова (ГНЦ "Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований") "От ТМ-2 и Т-3 до ДЕМО и далее (к 50-летию получения первых 100 эВ на ТМ-2)", приуроченное к полувековому юбилею получения макроскопически устойчивого плазменного разряда с электронной температурой более 100 эВ на токамаке ТМ-2 в 1962 г., носила характер научно-исторического обзора. Уже через год после этого выдающегося результата, в 1963 е, разряд с близкими параметрами по температуре электронов был получен на самом большом для того времени советском токамаке Т-3. Последу
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.