Термоядерное мастерство

В России создают уникальное оборудование для проектов в области термоядерного синтеза

Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова (НИИЭФА) — ключевая организация в Росатоме, занимающаяся разработками в сфере управляемого термоядерного синтеза. Организованный одновременно с атомным проектом институт почти 70 лет занимается разработкой установок с магнитным удержанием плазмы, в частности токамаков. Постоянно совершенствуемые опыт, научный уровень и производственный потенциал обеспечили НИИЭФА ведущую роль в исполнении российских обязательств по поставкам наукоемкого оборудования международного проекта ИТЭР (Кадараш, Франция) — самого крупного токамака в истории человечества. Рассказываем об основных событиях 2023 года и планах на 2024 год.

Катушка полоидального поля PF1

Это рекордный по характеристикам для постсоветского пространства сверхпроводниковый соленоид, поставленный Россией на площадку строительства ИТЭР в начале 2023 года. PF1 — одна из шести катушек полоидального поля — часть электромагнитной системы удержания плазмы. Разработанная и изготовленная совместными усилиями НИИЭФА и Средне-Невского судостроительного завода, предоставившего производственное помещение и возможность использовать технологии и системы качества судовой промышленности, катушка PF1 в полной мере продемонстрировала огромный научный и производственный потенциал России в области магнитных и сверхпроводниковых технологий.

Соленоидальная обмотка катушки собрана из восьми сверхпроводниковых двухслойных двухзаходных галет. Первую из них намотали и успешно испытали еще в 2016 году, последнюю — в 2019-м. Весной 2021 года были завершены сборка и вакуумно-нагнетательная пропитка корпусной изоляции обмотки катушки PF1. После нескольких стадий всесторонних приемо-сдаточных испытаний в ноябре 2022 года катушка была отправлена водным путем в Марсель, а затем специализированным транспортом в Кадараш. Событие стало одним из самых значимых для НИИЭФА в прошлом году, завершив более чем 20-летние усилия нескольких поколений ученых, инженеров, специалистов и рабочих, подтвердивших свою высочайшую квалификацию.

Полномасштабные испытания катушки PF1, а также секций тороидальной обмотки электромагнитной системы ИТЭР в условиях, имитирующих рабочие в части токов до 70 кА при температуре 5 К, запланированы на площадке строительства в рамках мероприятий, цель которых — минимизировать риски сдвига сроков получения первой плазмы. Дирекция ИТЭР запланировала средства и время для подготовки уникального испытательного стенда. В рамках подготовки испытаний ученые и инженеры НИИЭФА в конце 2023 года разработали программу и методику испытаний, а также спецификации испытательного стенда.

В 2024 году специалисты НИИЭФА продолжают работы по технологическому контролю и корректировке разделов технической спецификации криогенных испытаний катушки PF1 и секций тороидальной обмотки электромагнитной системы ИТЭР. Чтобы объединить усилия НИИЭФА и специалистов других стран — участников проекта ИТЭР, была создана рабочая группа, куда вошли представители Международной организации ИТЭР, европейского, японского и российского домашних агентств.

В планах рабочей группы — выполнение аналитических и расчетных работ, цель которых — подтвердить возможность создания условий испытаний, выбора режимов, схем измерения, питания и прочего. По результатам этих работ учеными и инженерами института будут корректироваться и разрабатываться технические требования, программы и методики испытаний.

Верхние патрубки вакуумной камеры

В НИИЭФА разработали конструкцию верхних патрубков вакуумной камеры установки ИТЭР. На заводе MAN ЕS под авторским надзором специалистов института в 2023 году завершили изготовление 18 патрубков.

Также в прошлом году специалисты НИИЭФА начали проектирование и изготовление уплотнительных элементов патрубков. В частности, были термообработаны, упакованы и подготовлены к отправке гайки М52 и шайбы М52 из термостойкого сплава Инконель 718, изготовлен комплект деталей (двойные фланцы, заглушки и вставки) для верхних удлинительных патрубков. Комплект обеспечивает установку, юстировку и крепление в верхних удлинительных патрубках порт-плагов при сборке реактора. В 2024 году изготовление комплекта деталей для верхних удлинительных патрубков продолжится.

Обращенные к плазме элементы

К обращенным к плазме элементам в термоядерных реакторах-токамаках относятся такие элементы, как панели первой стенки и элементы дивертора, включающие в себя центральные сборки, вертикальные внешние и вертикальные внутренние мишени. В прошлом году НИИЭФА завершил разработку технологии и изготовил первые серийные образцы элементов центральной сборки дивертора.

В настоящее время продолжается изготовление элементов серийных центральных сборок дивертора (ЦСД), которые войдут в первую поставочную партию. Уже изготовлены корпуса из нержавеющей стали, биметаллические крышки, проведена пайка вольфрам-медной облицовки на обращенные к плазме элементы ЦСД, изготовлено 13 крупногабаритных элементов стальной опорной конструкции и другие конструктивные элементы — всего более 800.

Кроме того, завершено изготовление и успешно проведены испытания полномасштабного прототипа панели первой стенки ИТЭР с бериллиевой облицовкой, подготовлен отчет по итогам испытаний, изготовлены два биметаллических полуфабриката крышек пальцев длиной 1200 мм и опытные образцы полуфабрикатов компонентов панелей первой стенки. Выполнена технологическая проработка пальцев восьмой, самой сложной панели первой стенки.

В прошлом году специалисты НИИЭФА провели тепловые испытания обращенных к плазме элементов полномасштабного прототипа внешней вертикальной мишени дивертора ИТЭР производства Японии и тепловые испытания обращенных к плазме элементов полномасштабного прототипа внутренней вертикальной мишени дивертора ИТЭР производства Европейского союза. Испытания были проведены на уникальном российском стенде IDTF (ITER Divertor Test Facility). Оба прототипа успешно выдержали испытания, которые включали в себя более 36 000 циклов при тепловых нагрузках от 5 до 20 МВт/м².

В 2023 году стартовала разработка системы управления вакуумными печами для участка индукционной пайки облицовки элементов панелей первой стенки ИТЭР. Облицовка припаивается на бронзовое основание в вакуумной печи высокочастотным индукционным способом.

В этом году ученые АО «НИИЭФА» заняты изготовлением и тестированием опытных образцов биметаллических полуфабрикатов пальцев панели первой стенки, изготовлением обращенных к плазме элементов и коллекторов стальных опорных конструкций центральных сборок дивертора и испытанием мощными тепловыми потоками обращенных к плазме элементов центральных сборок дивертора ИТЭР (их поставляет Россия) и внешних вертикальных мишеней дивертора, которые поставляет Япония.

Устройства коммутации тока и вывода энергии, силовых цепей

Россия отвечает за самую дорогостоящую и одну из самых сложных в изготовлении систем — коммутационную аппаратуру, шинопроводы и энергопоглощающие резисторы для электропитания и защиты сверхпроводниковой электромагнитной системы реактора ИТЭР.

Для этой системы НИИЭФА разрабатывает и изготавливает все силовые компоненты систем электропитания токамака, расположенных между выводами AC/DC-преобразователей и фидерами сверхпроводниковых катушек. В число этих компонентов входит уникальная коммутационная аппаратура постоянного тока, обеспечивающая оперативные переключения токов в системах электропитания сверхпроводниковых катушек и защитный вывод энергии, накопленной в магнитном поле катушек, при аварии. Вторая важная составляющая — энергопоглощающие резисторы и элементы системы принудительного охлаждения резисторов. Первые нужны для рассеивания колоссальной энергии (суммарно более 50 ГДж), запасенной в магнитном поле катушек. Главная функция вторых — вывести эту энергию из секции резисторов системы оперативного вывода энергии, если из-за аварии сверхпроводящие свойства будут утрачены. Третья составляющая — сильноточные и высоковольтные токоведущие шины, которые подводят мощности от AC/DC-преобразователей к сверхпроводниковым катушкам, а также опоры для их установки. Четвертая составляющая — компоненты для сборки коммутационных аппаратов в здании диагностики.

В 2023 году, несмотря на санкционное давление и ограничительные меры, введенные против России, НИИЭФА в четыре этапа отправил на строительную площадку в Кадараш 24 трейлера общим весом более 282 тонн.

В 2024 году изготовление, испытание и подготовка к отправке коммутирующей аппаратуры, энергопоглощающих резисторов, шинопроводов и контрольно-измерительной аппаратуры для систем электропитания обмоток магнитной системы ИТЭР продолжатся.

Термоядерные проекты в России и других странах

НИИЭФА разрабатывает, изготавливает и испытывает уникальное оборудование не только для ИТЭР, но и для российских мегасайенс-проектов в области термоядерного синтеза. Ученые института участвуют в создании токамака Т-15МД, который строится в Курчатовском институте, установки «Глобус-3» в ФТИ им. А. Ф. Иоффе и токамака с реакторными технологиями (ТРТ).

Для Т-15МД ученые НИИЭФА разработали концептуальный проект системы ионно-циклотронного нагрева токамака. В этом году они разрабатывают эскизный проект этой системы.

Специалисты НИИЭФА участвовали в создании «Глобуса-М» (запущен в 1999 году) и «Глобуса-М2» (в 2018 году). Оба — сферические токамаки, чьи параметры позволяют ставить эксперименты и получать результаты мирового уровня. Теперь ученые НИИЭФА и ФТИ проводят исследования, нацеленные на определение инженерно-физических параметров компактного токамака с малым аспектным отношением (отношением радиусов тора) «Глобус-3». Это водородный прототип термоядерного источника нейтронов.

В прошлом году ученые НИИЭФА разработали предварительную конструкцию электромагнитной системы и тепловых экранов ТРТ, его пневмогидравлическую схему и конструктивное исполнение гелиевых коммуникаций, актуализировали конструкцию криостата и определили технические требования к системе криогенного обеспечения. Также в институте разработали предварительную компоновку систем ТРТ и конструкцию панелей первой стенки на внутреннем обходе тора и встроенных катушек для качания сепаратрисы. Результаты этих работ позволят завершить в этом году эскизный проект ТРТ.

НИИЭФА участвует не только в российских, но и в зарубежных проектах. Один из них — создание материаловедческого токамака КТМ в Казахстане. В прошлом году ученые института сделали расчеты и разработали конструкцию эквивалента плазменной нагрузки для системы дополнительного высокочастотного нагрева плазмы и провели расчеты в поддержку экспериментальной программы КТМ.

В частности, были скорректированы параметры настроек регуляторов токов в обмотках и параметры программного блока измерения тока и положения плазмы, сформулированы требования и рекомендации для повышения точности измерения параметров электромагнитного поля и плазмы, калибровки измерительных каналов электромагнитной диагностики КТМ. Также был разработан контур быстрого управления вертикальным положением плазмы токамака КТМ, включая синтез линейной математической модели объекта управления и синтез регулятора вертикального положения плазмы, проведены модельные исследования контура быстрого управления вертикальным положением плазмы и выполнены прочие работы.

Кроме того, защитные размыкатели для устройств быстрого вывода энергии из сверхпроводниковых обмоток магнитной системы, произведенные НИИЭФА, работают в японском токамаке JT-60SA. Первая плазма на нем была получена в октябре прошлого года, пока это крупнейший в мире экспериментальный термоядерный реактор.