Токамак Т-15МД

НИЦ «Курчатовский институт» совместно с ООО "НПО "ГКМП" в рамках федеральной целевой программы сооружает токамак Т-15МД (ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ТЕРМОЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА) с одновременной модернизацией технологических систем. Магнитная система токамака Т-15МД должна обеспечить получение и удержание горячей плазмы в диверторной конфигурации. Параметры плазмы следующие: большой радиус -1,48 м, малый радиус - 0,67 м, вытянутость 1,7—1,9 и треугольность 0,3—0,4, ток плазмы - 2 МА, тороидальное магнитное поле на оси плазмы - 2 Тл. Установка будет оборудована системой дополнительного нагрева плазмы и поддержания тока (Pдоп = 15—20 MВт), которая позволит достигнуть высокой температуры (Ti ~ Te ~ 5—9 кэВ) и плотности плазмы (ne ~ 1020 м^–3) в разряде с длительностью импульса до 30 с.

Магнитная система включает тороидальную обмотку и полоидальную магнитную систему. Полоидальная магнитная система может создавать однонулевую или двухнулевую диверторную магнитную конфигурацию. Система питания обеспечивает необходимые сценарии токов в обмотках магнитной системы.

Токамак Т-15МД – это инновационная разработка, не имеющая аналогов в мире по параметрам: тороидальное поле 2 Тл при аспектном отношении 2,2. Программа исследований на токамаке Т-15МД будет нацелена на решение наиболее актуальных проблем ИТЭР, таких как механизм формирования и поддержания транспортных барьеров, стационарная генерация неиндукционного тока, нагрев и удержание горячей плазмы, управление процессами на первой стенке и в диверторе, подавление глобальных неустойчивостей и периодических выбросов энергии на стенку и др. Физическая программа исследований выполняется с акцентом на отличные от других токамаков параметры установки.

В качестве прототипа термоядерного источника нейтронов (ТИН-0) токамак Т-15МД будет использоваться как стенд, на котором будут отрабатываться такие подсистемы, как стационарные инжекторы быстрых атомов, и проводиться исследования по взаимодействию пучков быстрых атомов с основной плазмой, испытываться материалы и технологии, в частности, литиевые, первой стенки, дивертора и др.

В экспериментах с замкнутым контуром циркуляции лития и изотопов водорода в квазистационарном режиме работы длительностью 30 с ожидается достижение рекордной, превышающей в 3 раза известные на сегодня зарубежные аналоги энергонапряжённости первой стенки токамака-реактора на уровне 0,3 МВт/м², что позволит обеспечить технологический переход от экспериментальных установок токамак к промышленным термоядерным и гибридным реакторам УТС. В результате проведённых исследований будет получена физическая и технологическая база в обоснование создания стационарных термоядерных реакторов и перспективных гибридных систем на основе токамаков.

Установка будет оборудована системой дополнительного нагрева плазмы и поддержания тока при уровне вводимой в плазму мощности Pдоп ≈ 15—20 MВт, которая позволит достичь высокой температуры (Ti ~ Te ~ 5—9 кэВ) и плотности плазмы (ne ~ 1020 м–3) в разряде с длительностью импульса до 30 с. Эта система включает инжекцию нейтралов (ИН) (три инжектора по 2 MВт/75 кэВ, H0), электронноциклотронный нагрев (семь гиротронов по 1,0—1,5 MВт каждый, f = 110—120 ГГц с возможностью нагрева как на второй гармонике, так и в бернштейновской моде), ионно-циклотронный нагрев (три антенны по 2 MВт каждая, включая возможность поддержания тока геликонами), нижнегибридный нагрев и поддержание тока (грилл мощностью 4 МВт, f = 2,45 ГГц).

Составные части:

• Внутренний размер камеры по вертикали 3,39 м
• Толщина стенок камеры 5-8 мм
• Объем камеры 47 м³
• Предельное фоновое давление 10^-5 Па
• Материал облицовки стенок - графит FP479
• Материал вакуумной камеры - нержавеющая сталь AISI 321

• Большой радиус 1,48 м
• Малый радиус 0,67 м
• Ток плазмы 2 МА
• Тороидальное магнитное поле на оси плазмы 2 Тл.

Установка оснащается системой дополнительного нагрева плазмы мощностью 15-20 МВт, которая позволяет достичь температуры порядка 5-9 кэВ при концентрациях электронов ~1020 м^-1.Длительность разряда ожидается на уровне 30 с. Вакуумная камера токамака предназначена для получения в ней плазмы с термоядерными параметрами, размещения внутрикамерных элементов и диагностик.