ФИЗИКА ПЛАЗМЫ, 2014, том 40, № 2, с. 200-214
- КОНФЕРЕНЦИИ
УДК 533.9
УСПЕХИ ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ И ПРИКЛАДНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПО ФИЗИКЕ ПЛАЗМЫ И УТС В РОССИИ В 2012 ГОДУ
© 2014 г. И. А. Гришина, В. А. Иванов, Л. М. Коврижных
Институт общей физики им. А.М. Прохорова РАН, Москва, Россия e-mail.imkov@fpl.gpi.ru Поступила в редакцию 04.07.2013 г.
Дан обзор наиболее интересных результатов, представленных на ХЬ Международной Звенигородской конференции по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу. Проведен анализ главных направлений исследований в области физики плазмы в России.
БО1: 10.7868/80367292113120044
Очередная, сороковая по счету Международная Звенигородская конференция по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (УТС) состоялась в г. Звенигороде Московской обл. с 11 по 15 февраля 2013 г. Ее организаторами явились 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 ПЛАЗМА-ИОФАН, Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова.
На конференции работали секции:
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.
На четырех пленарных заседаниях заслушано
17 обзорных докладов о результатах отечественных и мировых исследований по актуальным направлениям физики плазмы, термоядерного синтеза, плазменным и лучевым технологиям. В секциях обсуждены 75 устных и 207 стендовых докладов. Тезисы докладов опубликованы [1].
Обзорные доклады подводили итоги работ, выполненных за последний год в перечисленных областях. Также были затронуты смежные с физикой плазмы проблемы.
Открыл конференцию мемориальный доклад А.А. Иванова (Институт ядерной физики им. ЕИ. Буд-кера СО РАН) "Памяти Э.П. Круглякова. Открытые ловушки: настоящее и будущее", посвященный научной и научно-организационной деятельности ушедшего из жизни в прошлом году
академика Э.П. Круглякова. Кратко остановившись на широко известной деятельности Э.М. Круглякова как популяризатора науки и борца с лженаукой, автор сделал акцент на исследованиях Э.П. Круглякова в области физики высокотемпературной плазмы и развитии методов ее диагностики. Экспериментальные работы Круглякова по удержанию плазмы в многопробочной магнитной ловушке подтвердили основные принципы многопробочного удержания плазмы и определили основные направления работы ИЯФ в области удержания плазмы в открытых магнитных ловушках на многие годы. Отмечен значительный вклад Э.П. Круглякова в изучение коллективных эффектов в плазме, в том числе сильной ленгмюровской турбулентности, и методов удержания и нагрева плазмы при ее взаимодействии с сильноточным релятивистским электронным пучком в открытых системах.
А.Д. Беклемишев (ИЯФ СО РАН) рассказал о физических основах проекта термоядерного реактора на основе открытой ловушки, рассмотрел вопросы конкурентоспособности открытых ловушек в сравнении с токамаками. Был дан обзор физических и инженерных проблем, связанных с удержанием плазмы в ловушках разных типов, и того, как они решаются в системах типа ГДМЛ (газодинамическая многопробочная ловушка). В предложенном проекте реактора ловушка рассматривается как состоящая из двух подсистем: центральной активной зоны и систем подавления продольных потерь по краям. Центральная активная зона должна представлять собой длинный пробкотрон с квазиоднородным полем и небольшим пробочным отношением порядка 1.5. Активная зона может быть закрыта двумя видами системы подавления продольных потерь — амбиполярной и многопробочной, причем эти принципы могут быть совмещены в од-
ном устройстве. При этом удержание горячей электронной компоненты в любом случае производится электростатическим потенциалом, а холодные электроны с торцевых пластин запираются в расширителях потенциалом Юшманова. Рассмотрены условия зажигания и стационарного горения (с учетом изменения состава плазмы из-за накопления продуктов горения) в реакторах на основе описанной схемы с топливными циклами D-T, D-D и D-He3. Получены оценки размеров и мощности реактора при существующих технических ограничениях и скейлингах. Минимальная мощность D-T реактора на основе открытой ловушки и его стоимость могут быть на порядок ниже, чем для систем типа ITER.
Интерес участников конференции привлек доклад Дж. Онгена (J. Ongena, Laboratory for Plasma Physics, EPM/KMC, Belgium) "Прогресс в исследованиях термоядерного синтеза в Европе". В нем обсуждались последние эксперименты на то-камаке JET, проект WEST на токамаке Tore Supra во Франции и последние новости со стелларатора W7-X в Германии. На токамаке JET создана первая стенка из Be и W, аналогичная по конструкции первой стенке строящегося токамака ITER. Проведено тестирование этой стенки в режимах, аналогичных основным предполагаемым рабочим режимам ITER. Первые результаты продемонстрировали плюсы и минусы металлической первой стенки. Количество водорода, абсорбированного в стенке, в 10 раз ниже для всех сценариев по сравнению со стенкой из углерода. Низкое содержание углерода в плазме (в 10 раз ниже) уменьшает радиационные потери на этапе создания плазмы. Радиационные потери во время срыва тоже ниже, поэтому локальные потоки тепла на стенку выше. Усиленная инжекция газовой смеси D2/Ar восстанавливает уровень излучения и выводит параметры срыва на уровень, соответствующий стенке из углерода. L-H-переход происходит при мощности на 30% ниже. Предельная плотность мощности при L-режиме оказалась на 30% выше, чем для стенки из углерода, что позволяет дивертору стабильно работать при больших плотностях. В то же время, стабильный H-режим, а также гибридные сценарии могут быть получены только с использованием интенсивного газового потока (~1021 электронов / с). В среднем удержание энергии несколько хуже с новой стенкой, но, тем не менее, H-факторы около 1 (H-Mode) и 1.2 (при вр ~ 3 в гибридном сценарии) были получены при концентрациях атомов вольфрама в плазме значительно ниже (<10-5) максимально допустимого уровня.
Достижения Российской Федерации в создании первого экспериментального термоядерного реактора ITER, а также изменения, произошедшие за последний год в управлении Проектом освещены в докладе А.В. Красильникова (Про-
ектный центр ИТЭР Госкорпорации Росатом) "ИТЭР. Вклад России". В рамках ответственности российской стороны в прошедшем году было подписано десятое Соглашение о поставках оборудования для нагрева плазмы и генерации тока — уникальных гиротронов российской разработки с мощностью 1 МВт и длительностью 1000 с. Своевременно изготовлен и поставлен сверхпроводник для магнитной системы ITER. При этом создано высокотехнологическое производство, которое может выполнять и другие задачи. Технологическая база ряда российских предприятий является основой для создания первой стенки ITER. В текущем году запущен испытательный стенд IDTF и начаты тепловые испытания японских диверторных пластин. Продолжается работа по созданию российской части диагностического комплекса ITER, включая также изготовление испытательных стендов, работу по интеграции с диагностиками других участников Проекта, создание системы сбора данных. В докладе также содержалась информация о достижениях по другим российским системам для ITER.
И.В. Мазуль (НИИЭФА им. Д.В. Ефремова) анализировал "Проблемы создания дивертора и первой стенки реактора ИТЭР", включая окончательный вариант конструкции первой стенки. Обсуждались наиболее критические проблемы, которые предстоит решить до подписания контракта на изготовление первой стенки. Среди этих проблем: разработка изоляционных покрытий для опор стенки, прохождение квалификационных испытаний полупрототипа первой стенки, разработка неразрушающих методов контроля конкретной конструкции. Первая стенка и дивер-тор ИТЭР представляют собой наиболее энерго-нагруженные внутрикамерные компоненты реактора, контактирующие с плазмой. Российские обязательства перед ИТЭР заключаются в изготовлении и поставке 40% панелей первой стенки и 100% центральной сборки дивертора. Кроме того, тепловые приемные испытания всех компонентов дивертора будут проводиться на российском электронно-лучевом стенде. Отмечалось, что конструкция центральной сборки дивертора определена и контракт на поставку подписан. Первый этап контракта связан с изготовлением полномасштабного прототипа сборки и аттестацией конкретного российского производителя, каковым является НИИЭФА.
Инновационную концепцию внеосевой генерации тока ВЧ-волнами в больших токамаках для стационарной работы с высокой эффективностью предложил В.Л. Вдовин (НИЦ "Курчатовский институт", "Генерация тока геликонами и НГ волнами в современных токамаках и реакторах ITER и DEMO. Сценарии, моделирование и антенны). Используется излучение геликонов (быстрые магнитно звуковые волны на высоких
(20—40) гармониках ИЦ-частоты) на частотах 500—700 МГц, распространяющихся во внешних областях плазмы с вращательным преобразованием. Ожидается, что ток, генерируемый геликонами, в сочетании с бутстрэп-током, обеспечит поддержание заданной величины полного тока при запасе устойчивости #(0) > 2 и #(а) > 4 и будет способствовать получению режимов с отрицательным магнитным широм и внутренним транспортным барьером для обеспечения устойчивости при высоких значениях нормализованного давления плазмы Рдт > 3, интересного для коммерческого реактора. Схема внеосевой генерации тока может быть реализована на основе коммерчески доступных клистронов. Преимуществами схемы (апробированной частично на меньших частотах в тока-маках) являются существенное уменьшение роли параметрических неустойчивостей на периферии плазмы, использование электрически прочных антенн резонаторно-волноводного типа и существенно большая связь антенна-плазма.
От имени большого коллектива авторов из ИЯФ СО РАН и Новосибирского государс
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.