Стратегическая программа исследований
|
Скачать 0.69 Mb.
|
|
Раздел 1. Состояния и тенденции развития исследований и разработок в сфере деятельности платформы Концепция технологической платформы УТС при ее создании охватывала период с 2010 г. по 2020 год и далее, и предусматривала подготовку научно-технологической базы страны к проектированию и сооружению международной демонстрационной термоядерной электростанции ДЕМО. За 10-летний период планировалось решение следующих задач:
разработать интегрированные комплексы систем магнитного и кинетического управления плазмой в термоядерных установках типа токамак Т-10, Т-15МД, ТИН, ИГНИТОР, ИТЭР, ДЕМО для гарантированного вывода токамаков на заданные режимы эксплуатации и обеспечения надежной стационарной работы в этих режимах. Основными программами, на реализацию проектов которых нацелена деятельность технологической платформы УТС, являются: - Международный проект экспериментального термоядерного реактора ИТЭР поддержки в создании технологической платформы. - Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года», утвержденная постановлением Правительства Российской Федерации от 03 февраля 2010 г. № 50 - Международный проект экспериментального термоядерного реактора ИТЭР в соответствии с обязательствами Российской Федерации, содержащимися в Соглашении о создании Международной организации ИТЭР по термоядерной энергии для совместной реализации проекта ИТЭР и других международных договоров, направленных на реализацию указанного Соглашения. Соглашения были подписаны 21 ноября 2006 г. в Париже и ратифицированы в соответствии с Федеральным законом от 19 июля 2007 г. № 143-Ф3; - Гранты поддержки ведущей научной школы РФ (Минобрнауки) - «ФЦП» Кадры» Научно-образовательные центры. - Гранты Президента Российской федерации для государственной поддержки молодых российских. - Прикладные научные исследования и разработки в рамках мероприятий по повышению безопасности атомной энергетики, улучшению экологии, а также в сфере использования атомной энергии в интересах развития национальной экономики. Развитие работ в области управляемого термоядерного синтеза осуществляется в настоящее время в следующих основных направлениях:
Участие России в проекте ИТЭР на стадии сооружения предусматривает взносы в натуральной форме, включая специфические компоненты, оборудование и материалы, алгоритмы управления плазмой, другие товары и услуги в соответствии с согласованными техническими условиями. Поэтому главным потребителем данной продукции выступает Международная организация ИТЭР. В части продуктов, полученных в результате проведения НИР по уточненным требованиям к системам реактора ИТЭР, потребителями выступают как Международная организация ИТЭР, так и головные организации-изготовители поставочного оборудования. В соответствии с распоряжением Правительства Российской Федерации от 11 мая 2007 г. №597-р обязанности по обеспечению внесения взноса Российской Федерации в натуральной форме в Международную организацию ИТЭР (сбыт полученных продуктов) возложены на НИЦ «Курчатовский институт», выполняющего роль местного агентства ИТЭР в Российской Федерации. Хотя в 2014 году отставание в сооружении здания ИТЭР составляло 23 месяца, Россия выполняет свои обязанности по созданию 25 систем ИТЭР в полном соответствии с графиком. К российским обязательствам относятся изготовление 179 панелей первой стенки, которые подразделяются на 33 типоразмера. Обязательства России по поставкам предусматривают 6 поставок в 2014г. и 5 поставок в 2015г. На предприятии ГИКОМ в Нижнем Новгороде создан и запущен стенд для испытания гиротронов. На испытательном стенде в НИЦ Курчатовский институт на гиротроне Везувий-11М получены параметры, соответствующие требованиям ИТЭР. В 2013г. в НИИЭФА была проведена серия испытаний диверторных компонентов, производимых в России, Европе и Японии. В кооперации ВНИИНМ с ФГУП Базальт при участии НИИЭФА завершена отработка технологии производства российского бериллия для облицовки первой стенки ИТЭР. В НИИЭФА ведутся работы по обязательствам по шинопроводам и переключателям. Проводятся работы по интеграции диагностик в порт-плаги. Важнейшей проблемой проекта ИТЭР является кадровая, для ее решения инициирована программа, направленная на обеспечение пропорций стран-участников в будущей работе на ИТЭР и подготовку около 100 российских исследователей для такой работы
Национальный комплекс для зажигания термоядерной реакции состоит из 192 мощных лазеров, импульсы от которых, после многокаскадного усиления одновременно направляются на миллиметровую мишень с термоядерным топливом. Мощность лазерной установки — 500 ТВт. Для обжатия мишени применяется импульс ультрафиолетового лазера с длиной волны 351 нм. Температура мишени должна была достигать десятков миллионов градусов, при этом она сожмется в 1000 раз. Руководство программы поставило в 2009 г. цель осуществить реакцию термоядерного синтеза, способную обеспечить получение большого количества полезной энергии, до 30 сентября 2012 года. В связи с проблемами технического характера, связанными с неудачами в получении равномерного обжатия мишеней, этого сделать не удалось. При этом был существенно превышен расход финансовых средств. В результате исследовательские работы на NIF были практически прекращены, а основным направлением работы стали исследования в области оборонной тематики. Тем не менее, на установке действительно удалось получить рекордный импульс ультрафиолетового света, мощностью 500 ТВт, который доставил 1.85 мегаджоуля энергии к цели, диаметром около двух миллиметров.
В 2014 г. разработанный в соответствии с “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020года” (ФЦП ЯЭНП) проект уникального термоядерного комплекса “Байкал”, обладающего рекордными параметрами в данном классе установок, получил положительную оценку Главэкспертизы и был утвержден. Установка будет представлять собой рентгеновский драйвер – Z-пинчевой разряд с током 50 МА на основе генератора с емкостным накоплением энергии. Ее основные параметры:
Начало проектирования установки 2012г. Запланированное время пуска – 2019г. В скорректированной в конце 2014г. ФЦП ЯЭНП выделение средств на проект в 2015-2020г. не предусматривается.
Разрабатываемая установка УФЛ-2М (РФЯЦ ВНИИЭФ Саров) будет представлять собой 192-канальный твердотельный лазер на неодимовом стекле с размером пучка 400×400 мм2. На момент запуска установки она должна стать крупнейшей в мире. Запланированная мощность энергии УФЛ-2М на выходе составит 4,6 МДж, на мишени – 2,8 МДж. Существующие аналогичные лазерные установки - NIF в США и LMJ во Франции - обеспечивают энергию на мишени мощностью в 1,8 МДж и 2 МДж, соответственно.
Игнитор – первый токамак с сильным магнитным полем (13 Тл), проектируемый для достижения условий зажигания термоядерных реакций в основном за счет омического нагрева плазмы протекающим током в сильном магнитном поле. Токамак Игнитор планируется разместить в зале с биозащитой на энергокомплексе “Токамак с сильным полем” ГНЦ РФ ТРИНИТИ. На совещании, прошедшем в 2014г. в Италии рассматривались возможности введения дополнительного СВЧ-нагрева и снижение температуры криогенных систем до 10К.
Т-10 (НИЦ Курчатовский институт) На токамаке Т-10 проводятся эксперименты с использованием СВЧ нагрева и генерации тока с целью создания рентабельного и безопасного токамака-реактора. Установка модернизирована, что позволило увеличить мощности дополнительного СВЧ-нагрева, и дает возможность оперативного изменения геометрии ввода СВЧ-пучков в плазму. Это позволило получить экспериментальные данные по управлению крупномасштабными МГД- неустойчивостями при различных уровнях и геометрии ввода СВЧ мощности в различных режимах работы токамака: управление периодом пилообразных колебаний и воздействие на неоклассическую тиринг-моду- для этого была создана специальная система автоматического регулирования. Т-11М (ГНЦ РФ ТРИНИТИ) Введенный в эксплуатвцию в 1999 г. токамак Т-11М предназначен для решения следующих задач:
Литиевые технологии, разрабатываемые в ГНЦ РФ ТРИНИТИ совместно с АО “Красная Звезда”, позволяют создать эффективные системы защиты первой стенки токамака, не только не ухудшая при этом, но даже улучшая параметры плазмы. Пример таких разработок указывает на плодотворность взаимодействия технологических платформ, в данном случае, технологической платформы УТС и национальной космической технологической платформы На токамаке Т-11М (ГНЦ РФ ТРИНИТИ) в настоящее время разрабатываются и испытываются прототипы вольфрам-литиевых лимитеров для стационарных термоядерных источников нейтронов. Получены и исследованы режимы улучшенного удержания плазмы. Разработана уникальная технология эвакуации ранее инжектированного лития и захваченных им изотопов водорода из камеры токамака без нарушения вакуума путем использования криогенной мишени, что означает появление нового принципиального подхода к решению проблемы накопления трития в литиевых пленках на стенках разрядных камер в процессе работы квазистационарных токамаков. Т-15 (НИЦ “Курчатовский институт”) В НИЦ “Курчатовский институт” проводятся расчетно-теоретические исследования омического режима и режимов с дополнительным нагревом и генерацией тока в поддержку экспериментов на токамаке Т-15, задачами которых является поиск наиболее благоприятных режимов работы Т-15, развитие алгоритмов многопараметрического управления разрядом, разработка способов предотвращения или смягчения последствий возможных аварийных ситуаций, выработка программы научных исследований Т-15 с учетом новых экспериментальных данных и достижений теории. Токамак Глобус-М (ФТИ РАН) Глобус-М является единственный в России сферическим токамаком. Установка предназначена для получения, удержания и исследования высокотемпературной плазмы в замкнутой тороидальной конфигурации и с магнитной изоляцией внешней границы. На Глобусе-М отрабатывается технология удержания плазмы в новой сферической геометрии плазменного шнура с малым аспектным отношением тора (R/a = 1.5, где R=0.36м, а=0.24м - большой и малый радиусы тора соответственно). Уникальность установки заключается в том, что в геометрии малого аспектного отношения можно создавать устойчивый плазменный шнур с большим током плазмы при небольшой величине тороидального магнитного поля. Следствием этого является высокая эффективность использования тороидального магнитного поля позволяющая достигать больших значений нормализованного давления плазмы (тороидального бета), что важно для повышения экономической эффективности будущего термоядерного реактора. Глобус-М – это единственный в России токамак с дополнительным нагревом плазмы, в котором создается и изучается диверторная конфигурация плазменного шнура, оторванного от стенок камеры. Такая конфигурация, плазменного шнура предусмотрена в термоядерном токамаке - реакторе. Это позволяет проводить комплекс физических и инженерных исследований в поддержку строящегося международного экспериментального реактора ИТЭР. На установке применяется уникальное сочетание систем дополнительного нагрева плазмы – ВЧ нагрев ионно-циклотронного диапазона частот и инжекция пучков атомов суммарной мощностью до 2 МВт. Отличительной особенностью эксперимента является высокая мощность дополнительного нагрева плазмы на единицу объема.
В ИОФ РАН с 2013 г. на стеллараторе Л-2М проводятся эксперименты по ЭЦР нагреву с помощью нового гиротронного комплекса МИГ-3. Увеличение мощности нагрева позволило достичь рекордных для Л-2М значений электронной температуры в центре плазменного шнура. Продолжаются эксперименты по использованию греющего плазму гиротронного излучения для целей диагностики. В ИЯФ СО РАН на открытых магнитных ловушках ГДЛ и ГОЛ-3 проводятся эксперименты по удержанию и нагреву плазмы. Ловушка ГДЛ является экспериментальной моделью термоядерного источника нейтронов. Основными задачами является исследование продольных и поперечных потерь плазмы, исследование равновесия и МГД устойчивости плазмы с большим бета, исследование кинетических неустойчивостей и отработка методов нагрева плазмы и диагностик. В экспериментах с ЭЦ нагревом получена электронная температура около 400 эВ. Научная программа установки ГОЛ-3 состоит в изучении физики быстрого коллективного нагрева плазмы электронными пучками и физики удержания плазмы в многопробочной ловушке, развитии термоядерных приложений открытых ловушек и развитии экспериментальной техники и технологий.
Исследования в области инерционного термоядерного синтеза проводятся на созданной в 1984 г. в ГНЦ РФ ТРИНИТИ крупнейшей в Евразии установке «Ангара-5-1», предназначенной для решения научных и прикладных задач на основе техники генерации импульсов сверхвысоких электрических мощностей. На установке проводятся исследования, связанные с проблемой инерциального управляемого синтеза: быстрых самосжатых разрядов сверхтераваттной мощности, физики сжатия лайнеров и Z-пинчей сложной пространственной конфигурации, физики высокотемпературной плотной излучающей плазмы многозарядных ионов. Комплекс используется для проведения фундаментальных исследований по уравнениям состояния вещества с высокой плотностью энергии, ударным волнам, рентгеновской спектроскопии. На комплексе проводятся исследования по электрофизике генераторов сверхмощных электрических импульсов, разрабатываются физические схемы импульсных источников мощного рентгеновского и нейтронного излучения. В последнее время на установке “Ангара-5-1” проводились эксперименты в интересах создания термоядерной установки “Байкал” и получены результаты мирового уровня по трехмерному сжатию вещества квазисферических проволочных лайнеров с подтверждением компактного сжатия плазмы из вольфрама в центре лайнера и увеличения спектральной плотности ВУФ излучения в центральной области лайнера. Данные исследования позволят уменьшить требования к величине тока проектируемой установки “Байкал”, необходимого для обеспечения зажигания термоядерной реакции.
Цель разрабатываемой в настоящее время программы в направлении гибридных систем синтез-деление заключается в создании в 2030 году пилотного опытно-промышленного гибридного ядерного реактора. Эта цель достигается решением следующих задач:
Созданный в ГНЦ РФ ТРИНИТИ комплекс мощных ускорителей плазмы, применяется для исследования воздействия потоков высокотемпературной плазмы на конструкционные материалы, а также для изучения всех типов термостойких защитных покрытий и материалов первой стенки, в том числе из бериллия, в рамках международного проекта термоядерного реактора ИТЭР. Предназначены для генерации мощных потоков высокотемпературной плазмы. Созданные в ГНЦ РФ ТРИНИТИ ускорители предназначены для проведения экспериментальных работ по программе управляемого термоядерного синтеза. В плазменных ускорителях энергия, запасённая в каком-либо накопителе, преобразуется в кинетическую энергию плазменного потока и при термализации плазмы вызывает её нагрев. Ускорители предполагалось использовать как самостоятельные системы для нагрева и удержания плазмы, так и в качестве источников форплазмы для наполнения различного вида ловушек. В течение десятков лет в ГНЦ РФ ТРИНИТИ исследовались механизмы ускорения, свойства плазменных потоков, зависимость их от условий ускорения (формы электродов, параметров электрического контура, распределения плазмообразующего газа в ускорительном зазоре и т.д.). Изучалась транспортировка плазмы в магнитных полях, возможность управления параметрами потока плазмы с помощью магнитных полей и т.д. К настоящему времени на базе этих исследований в институте создана серия установок для генерации и формирования мощных потоков высокотемпературной плазмы. В рамках термоядерной тематики на установках МКТ, МК-200, «ПУМА», КСПУ, «ДЕСНА», 2МК200, КСПУ, КСПУ-В и др. изучаются процессы взаимодействия потоков плазмы с материалами и эрозия их поверхности вследствие такого воздействия. Параметры этих потоков соответствуют параметрам потоков плазмы, попадающих при срывах плазмы на дивертор и первую стенку вакуумной камеры термоядерного реактора-токамака, поэтому ускорители являются уникальным инструментом для имитации процессов срыва. Совместно с ВНИИНМ им. А.А. Бочвара в ГНЦ РФ ТРИНИТИ изготовлены макеты защитных покрытий первой стенки ИТЭР из Российского бериллия марки ТГП-56ПС. Проведены испытания макетов плазменными потоками с параметрами, характерными для переходных процессов в ИТЭР (ЭЛМы, срывы) с использованием квазистационарного сильноточного плазменного ускорителя КСПУ-Ве. Определены механизмы эрозии бериллиевых защитных покрытий первой стенки ИТЭР. Получены экспериментальные данные по структуре продуктов эрозии бериллия. Технологическая платформа УТС призвана занять важное место среди федеральных целевых программ, включая федеральную целевую программу “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020года”, обеспечивающих экономический рост страны за счет интеллектуальных ресурсов. Реализацию работ технологической платформы в 2010-2020 годах предполагалось осуществить в два этапа. На первом этапе (2010-2012 годы) продолжались работы по выполнению обязательств России по поставке оборудования для ИТЭР, создавался национальный центр на базе реконструируемого комплекса Токамак-15 и вновь создаваемой на его базе установки Т-15МД, по созданию научно-образовательной сети, информационной структуры УТС. Продолжались работы по разработке алгоритмов магнитного и кинетического управления плазмой на основе достижений в теории и практике управления сложными многосвязными нелинейными динамическими объектами с распределенными параметрами, неконтролируемыми возмущениями и неопределенностями. Разрабатывались и тестировались алгоритмы магнитного и кинетического управления плазмой для токамаков Т-10 (НИЦ КИ) и КТМ (Казахстан) и Т-15МД (НИЦ КИ). Продолжалась работа по разработке, изготовлению и внедрению экспериментальных стендов реального времени на токамаках Т-10, КТМ и Т-15МД с перспективой внедрения в ИТЭР. Совершенствовался программно-вычислительный комплекс для полномасштабного моделирования процессов в плазме токамака с учетом систем кинетического и магнитного управления. Продолжалась подготовка молодых специалистов в области управления плазмой силами ИПУ, МГТУ и МФТИ. Проблема обеспеченности кадрами Кадровая проблема является важнейшей, в частности, для проекта ИТЭР. Для ее решения инициирована программа, направленная на обеспечение пропорций стран-участников в будущей работе на ИТЭР и подготовку около 100 российских исследователей для такой работы. В целом, в области УТС кадровая проблема станет особенно острой при начале реализации таких программ как ФЦП по гибридной энергетике, при старте реализации мегапроекта “Игнитор”, проекта термоядерного комплекса “Байкал”, развертывания работ по УФЛ-2М и при реализации других масштабных проектов. Особенно острым может оказаться подготовка высококвалифицированных специалистов (кандидатов наук) в свете реформы программ обучения в аспирантурах НИИ. |
Похожие:
 |
Программа дисциплины «Методы научных исследований в менеджменте» Программа предназначена для преподавателей, ведущих данную дисциплину, учебных ассистентов и студентов направления подготовки/ специальности... |
 |
Что такое право? Методические ресурсы (методическая литература, стратегическая технология, тактические технологии) |
|
Тема современные методы системных исследований Основные направления социологических исследований. Методы, используемые в рамках социологических исследований. Методологическая стратегия... |
|
Программа призвана способствовать расширению сферы научных исследований... Американское коммуникативное поведение: Научное издание / А618 Под ред. И. А. Стернина и М. А. Стерниной. Воронеж: вгу-мион, 2001.... |
|
Программа дисциплины «Стратегия социальных и маркетинговых исследований»... Курс «Стратегия социальных и маркетинговых исследований» рассчитан на студентов магистратуры, имеющих квалификацию бакалавра экономики... |
|
Рабочая программа по дисциплине б 3 «Программное обеспечение инженерных и научных исследований» Целью освоения дисциплины «Программное обеспечение инженерных и научных исследований» является формирование компетенций и навыков... |
|
Институт ядерных исследований учёный совет Институт ядерных исследований Российской академии наук образован в 1970 году для создания экспериментальной базы и проведения фундаментальных... |
|
Программа фундаментальных научных исследований государственных академий наук на 2008 2012 годы Основание для разработки Программы фундаментальных научных исследований государственных академий наук, цели, задачи и основные принципы... |
|
Программа дисциплины «Методы научных исследований в менеджменте» Программа предназначена для преподавателей, ведущих данную дисциплину, учебных ассистентов и студентов направления 38. 03. 02 «Менеджмент»... |
|
Программа модуля составлена в соответствии с Федеральными государственными... Целью данной дисциплины является сформировать у студентов способности: использовать компьютерные технологии для организации экспериментальных... |
|
Информационно-образовательная среда учителя как ресурс для реализации компетентностного подхода Стратегическая задача Российского образования, – повышение качества образования, достижение новых образовательных результатов, соответствующих... |
|
Программа дисциплины «Компьютерные инструменты лингвистических исследований» Программа предназначена для преподавателей, ведущих данную дисциплину, учебных ассистентов и бакалавров направления подготовки 035800.... |
|
Конкурс 2015 года По Программам ран программа фундаментальных исследований Президиума ран №1 Программа включает в себя три Подпрограммы (I – III). Подпрограмма I «Физика и технология наноструктур, наноэлектроника и диагностика»... |
|
Геолого-техническое задание на проведение Газогидродинамических и газоконденсатных исследований и лабораторных термодинамических (pvt) исследований проб пластовых флюидов... |
|
Программа «Михаил Ломоносов» "Михаил Ломоносов" Михаил Ломоносов – финансируемая совместно daad и Министерством образования и науки РФ программа для проведения исследований по техническим... |
|
Программа «Иммануил Кант» "Иммануил Кант" Иммануил Кант – финансируемая совместно daad и Министерством образования и науки РФ программа для проведения исследований по гуманитарным,... |