Токамаки в мире

---

В настоящее время в мире проводятся физические и технологические исследования на токамаках классической геометрии (А=3-4) с вытянутым сечением плазмы и диверторной конфигурацией, таких, как JET (Великобритания, ЕС), JT-60 (Япония), DIII-D (США), AsdexU (ФРГ) и сферических токамаках (А=1.3-1.7), таких как NSTX (США), Глобус-М (Россия), MAST (Великобритания).

В РФ в Институте ядерного синтеза РНЦ "Курчатовский институт" планируется сооружение токамака Т-15М (А=3) с диверторной конфигурацией в поддержку программы ИТЭР в части исследования процессов управления формой, равновесием и устойчивостью плазмы с термоядерными параметрами. Создание Т-15М откроет возможность решения ряда физических и технологических задач:

1. Возможность достижения высоких значений bN
2. Управление профилем тока и давления
3. Возможность реализации режимов улучшенного удержания с внутренним и внешним транспортным барьером
4. Реализация режимов с высоким b и ne в условиях стационарного разряда с полностью неиндукционным током
5. Изучение диверторной конфигурации и исследование влияния периферийной плазмы на глобальные характеристики плазменного шнура
6. Исследование проблемы вертикальной устойчивости плазмы
7. Исследование и алгоритмизация систем обратных связей для получения устойчивых режимов с высокими характеристиками
8. В Отделении физики токамаков-реакторов ТРИНИТИ совместно с НТЦ "Синтез" НИИЭФА разрабатывается эскизный проект токамака ТСП-АСТ, как в поддержку направления сферических токамаков с целью достижения реакторных параметров плазмы мощным адиабатическим нагревом, а также в поддержку программ ИТЭР и ДЕМО в части исследования удержания горячей плазмы вытянутой конфигурации с различными аспектными отношениями А=1,6; 2; 3,5; 5.

Программа исследований на токамаке ТСП-АСТ включает следующие задачи:

• изучение скейлингов вытянутого шнура с различным аспектным отношением;
• исследование зависимости tЕ(А) при сохранении а, К, ВТ, IР, nе и Paux;
• достижение предельных bN при различных сценариях ввода ВЧ-мощности;
• изучение технологий контроля и управления плазменного шнура с реакторными параметрами.
• Координированное сочетание программ исследований российских токамаков Т-15М и ТСП-АСТ и казахстанского материаловедческого токамака КТМ создает уникальную возможность проведения комплексных работ в поддержку ИТЭР, физики и технологии термоядерной энергетики.

Токамак JET является крупнейшей в мире термоядерной установкой стоимостью более 700 млн. долларов, сооруженной в Великобритании европейскими странами, объединенными в Европейский Союз. Первая стенка токамака JET облицована графитом и другими материалами с малым Z. В токамаке JET предусмотрен диверторный объем, который позволяет проводить испытания макетов диверторных устройств как открытого так и закрытого типа. Максимальные потоковые нагрузки на приемные диверторные пластины могут составлять » 7 МВт/м2.

Программа исследований JET включала изучение поведения различных материалов защиты первой стенки и приемных пластин и схем дивертора. Но в силу огромных масштабов установки и большого срока подготовки экспериментальных кампаний, объем этих исследований оказался недостаточен для удовлетворения существующих и будущих программ в исследованиях свойств широкого спектра кандидатных материалов.

Основная программа токамака ASDEX-U (ФРГ, стоимость 300 миллионов евро) состоит в глубоких исследованиях процессов стационарного удержания плазмы с термоядерными параметрами. В тоже время уже сейчас становится очевидной глубокая связь между процессами в SOL, в диверторной области и процессами удержания горячей плазмы. Поэтому одновременно ведется исследование различных типов диверторов с высокопроизводительной откачкой. Нагрузка на первую стенку в токамаке ASDEX-U составляет 0.2 МВт/м2, на диверторные пластины 4МВт/м2.

Следующим по масштабу действующим токамаком является токамак JT-60U (Япония), сооруженный в центре Нака (Япония). Стоимость JT-60U составляет более 500 млн. долларов. Токамак JT-60U имеет заметно меньшие возможности исследований и испытаний материалов и видов диверторных устройств, так как диверторный объем в установке ограничен. Поэтому и программа исследования материалов защиты первой стенки и приемных пластин дивертора заметно уже. Предельные характеристики нагрузок на первую стенку составляет 0.25 МВт/м2, а на диверторные пластины 6.5 МВт/м2.

Широкая программа исследований поведения различных материалов проводится на токамаке DIII-D (США), в т.ч. изучение процессов распыления материалов первой стенки и дивертора, влияния на эти процессы покрытий различного типа; cпособов снижения нагрузок на диверторные пластины путем переизлучения энергии диверторного слоя при инжекции сильноизлучающих газов, исследование влияния на процессы в диверторном объеме и в рабочем объеме камеры мощной откачки в области дивертора и др. Максимальная нагрузка на первую стенку составляет 0.4 МВт/м2, а на диверторные пластины 7 МВт/м2. Стоимость токамака DIII-D около 300 млн.долларов

В последние годы вошли в строй действующих сферические токамаки NSTX (США, 30 млн. долл.), Глобус-М (Россия, 3 млн. долл.).MAST (Великобритания, 40 млн. долл.). Основной целью исследований на токамаках NSTX, MAST, Глобус-М является исследование предельных параметров и особенностей удержания горячей плазмы в вытянутой тороидальной конфигурации с малым аспектным отношением.

На первом этапе исследования процессов в области за Х-точкой в программах этих установок имеют место накопление информации без специальной диверторной программы. Однако в будущем токамак NSTX даст возможность постановки более глубоких исследований процессов в диверторной области и на диверторных пластинах.

Установка MAST стоимостью около 25 млн. футов близок по параметрам и задачам к NSTX и отличается тем, что все полоидальные обмотки, кроме центрального соленоида, помещены внутрь вакуумной камеры, а также способами допнагрева и организации плазменного шнура.

Установка	Основные цели исследований первой стенки и диверторов	min Zэфф	Рдоп МВт	max t, сек	А	P/V МВт/м3	P/S МВт/м2 дивертор	Im, МA	P/S МВт/м2 1 стенка
JET	Испытание открытых и закрытых диверторов и применых пластин, испытание материалов защиты первой стенки, изучение влияния ELM.	1,4	40	3-20	2,4	0,48	7	4,8	0,27
ASDEX-U	Снижение пиковых тепловых нагрузок в различных конструкциях дивертора при изменении скорости откачки диверторного объема.	1,4	20	5	4,1	0,8	4	0,8	0,23
JT-60	Исследование W-образного дивертора и влияния тонких покрытий на стойкость материалов дивертора.	2	40	7	2,9	0,46	6,5	4,5	0,25
DIII-D	Исследования режимов работы дивертора, скорости химического и физического распыления материалов, приемных пластин, тонких покрытий на эрозию. Создание базы данных по диверторам.	1,4	20	5	2,5	1	7	3	0,4
GLOBUS-M	Изучение конфигураций с малым аспектом на распределение энергетических потоков на первую стенку и в диверторную область	2-3	4,7	0,3	1,5	5,8	-	0,5	0,7
NSTX	Установление диверторных скейлингов в широкой области параметров горячей плазмы для сферических токамаков	2	6 (11)	1-5	1,25	0,77	6-11	1-2	0,15
MAST	Режимы с высоким βN и бустроп током. Исследоваие пристеночной плазмы и параметров SOL.	>2	6.4	5	>1.3	-	~2	1.35	0.2
ITER	Поведение материалов дивертора под действием мощных потоков плазмы, нейтронов и a-частиц.	1,65	50 (100)	400	3,1	0,05-0,1 (0,52)	10 (20)	15-17	0,6
КТМ	Изучение процессов взаимодействия потоков плазмы с приемными пластинами дивертора, изучение эрозии и распыления, методов снижения нагрузок на дивертор и другие.	1,5-2	5	5(7)	2	1	5-20	0,75	0,2