| Проект «Разработка и совершенствование технологических и диагностических систем токамака КТМ для получения высокотемпературной плазмы и проведения материаловедческих исследований» поддержан грантом Министерства науки и высшего образования РФ (Соглашение №075-15-2023-615 от 30.08.2023г.) и выполняется в сотрудничестве с иностранным партнером – РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан» в соответствии с Программой совместных научных исследований на казахстанском материаловедческом токамаке на 2021–2023г., утвержденной Решением Экономического совета стран СНГ 12 марта 2021г.
Исследование проводится совместно с сотрудниками Национального ядерного центра Республики Казахстан и специалистами Физико-технического института им. А.Ф. Иоффе и НИИЭФА им. Д.В. Ефремова.
Одной из основных научных задач экспериментов, проводимых на токамаке КТМ, является исследование взаимодействия тепловых потоков высокотемпературной плазмы с кандидатными материалами первой стенки и дивертора будущих экспериментальных и промышленных установок термоядерного синтеза. Физический пуск токамака был осуществлен в ноябре 2019 года.
На 2023-2024 годы поставлена задача обеспечения перехода токамака КТМ к основной научной программе и получение высокотемпературной диверторной плазмы. Для качественного улучшения параметров плазменного разряда требуется провести ряд работ по разработке и совершенствованию технологических и диагностических систем токамака, обеспечивающих получение и удержание высокотемпературной диверторной плазмы.
Таким образом, целью проекта является освоение новых методик и принципов работы в области управляемого термоядерного синтеза, позволяющих качественно улучшить параметры плазменного разряда в токамаке КТМ для проведения материаловедческих исследований.
Для достижения указанной цели на данном этапе проекта решались следующие задачи:
• Аналитический обзор современной научно-технической, нормативной, методической литературы по тематике исследования.
• Разработка замкнутого контура управления плотностью плазмы. Синтез модели объекта управления.
• Исследование системы магнитного управления формой плазмы токамака КТМ. Калибровка датчиков электромагнитной диагностики.
• Исследование системы магнитного управления формой плазмы токамака КТМ. Изменение алгоритма управления источниками питания обмоток полоидального поля PF.
• Разработка испытательного стенда для настройки системы нагрева плазмы ионно-циклотронным излучением.
• Разработка концептуального проекта диагностики томсоновского рассеяния токамака КТМ.
• Исследование плазменного разряда в режимах с омическим и дополнительным нагревом и определение оптимальных сценариев работы установки КТМ.
• Исследование режимов работы ВЧ генератора токамака КТМ на эквивалент нагрузки.
• Проведение патентных исследований в соответствии с ГОСТ Р 15.011-2022.
Работы данного этапа в целом направлены на проведение теоретических и экспериментальных исследований поставленных в проекте задач. Результаты работ являются промежуточными и будут использоваться при продолжении работ на следующем этапе проекта.
При выполнении исследований было задействовано оборудование и инфраструктура Уникальной научной установки «Сферический токамак Глобус-М», оборудование экспериментального комплекса «Токамак КТМ», а также, использовались экспериментальные данные, полученные на токамаке КТМ.
|
| Проект «Разработка и совершенствование технологических и диагностических систем токамака КТМ для получения высокотемпературной плазмы и проведения материаловедческих исследований» поддержан грантом Министерства науки и высшего образования РФ (Соглашение №075-15-2023-615 от 30.08.2023г.) и выполняется в сотрудничестве с иностранным партнером – РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан» в соответствии с Программой совместных научных исследований на казахстанском материаловедческом токамаке на 2021–2023г., утвержденной Решением Экономического совета стран СНГ 12 марта 2021г.
Исследование проводится совместно с сотрудниками Национального ядерного центра Республики Казахстан и специалистами Физико-технического института им. А.Ф. Иоффе и НИИЭФА им. Д.В. Ефремова.
Одной из основных научных задач экспериментов, проводимых на токамаке КТМ, является исследование взаимодействия тепловых потоков высокотемпературной плазмы с кандидатными материалами первой стенки и дивертора будущих экспериментальных и промышленных установок термоядерного синтеза. Физический пуск токамака был осуществлен в ноябре 2019 года.
На 2023-2024 годы поставлена задача обеспечения перехода токамака КТМ к основной научной программе и получение высокотемпературной диверторной плазмы. Для качественного улучшения параметров плазменного разряда требуется провести ряд работ по разработке и совершенствованию технологических и диагностических систем токамака, обеспечивающих получение и удержание высокотемпературной диверторной плазмы.
Таким образом, целью проекта является освоение новых методик и принципов работы в области управляемого термоядерного синтеза, позволяющих качественно улучшить параметры плазменного разряда в токамаке КТМ для проведения материаловедческих исследований.
Для достижения указанной цели на данном этапе проекта решались следующие задачи:
• Аналитический обзор современной научно-технической, нормативной, методической литературы по тематике исследования.
• Разработка замкнутого контура управления плотностью плазмы. Синтез модели объекта управления.
• Исследование системы магнитного управления формой плазмы токамака КТМ. Калибровка датчиков электромагнитной диагностики.
• Исследование системы магнитного управления формой плазмы токамака КТМ. Изменение алгоритма управления источниками питания обмоток полоидального поля PF.
• Разработка испытательного стенда для настройки системы нагрева плазмы ионно-циклотронным излучением.
• Разработка концептуального проекта диагностики томсоновского рассеяния токамака КТМ.
• Исследование плазменного разряда в режимах с омическим и дополнительным нагревом и определение оптимальных сценариев работы установки КТМ.
• Исследование режимов работы ВЧ генератора токамака КТМ на эквивалент нагрузки.
• Проведение патентных исследований в соответствии с ГОСТ Р 15.011-2022.
Работы данного этапа в целом направлены на проведение теоретических и экспериментальных исследований поставленных в проекте задач. Результаты работ являются промежуточными и будут использоваться при продолжении работ на следующем этапе проекта.
При выполнении исследований было задействовано оборудование и инфраструктура Уникальной научной установки «Сферический токамак Глобус-М», оборудование экспериментального комплекса «Токамак КТМ», а также, использовались экспериментальные данные, полученные на токамаке КТМ.
|
| Одной из основных научных задач экспериментов, проводимых на токамаке КТМ, является исследование взаимодействия тепловых потоков высокотемпературной плазмы с кандидатными материалами первой стенки и дивертора будущих экспериментальных и промышленных установок термоядерного синтеза. Физический пуск токамака был осуществлен в ноябре 2019 года.
|
| На 2023-2024 годы поставлена задача обеспечения перехода токамака КТМ к основной научной программе и получение высокотемпературной диверторной плазмы. Для качественного улучшения параметров плазменного разряда требуется провести ряд работ по разработке и совершенствованию технологических и диагностических систем токамака, обеспечивающих получение и удержание высокотемпературной диверторной плазмы.
|
| Таким образом, целью проекта является освоение новых методик и принципов работы в области управляемого термоядерного синтеза, позволяющих качественно улучшить параметры плазменного разряда в токамаке КТМ для проведения материаловедческих исследований.
|
| Для достижения указанной цели на данном этапе проекта решались следующие задачи:
|
| • Аналитический обзор современной научно-технической, нормативной, методической литературы по тематике исследования.
|
| • Разработка замкнутого контура управления плотностью плазмы. Синтез модели объекта управления.
|
| • Исследование системы магнитного управления формой плазмы токамака КТМ. Калибровка датчиков электромагнитной диагностики.
|
| • Исследование системы магнитного управления формой плазмы токамака КТМ. Изменение алгоритма управления источниками питания обмоток полоидального поля PF.
|
| • Разработка испытательного стенда для настройки системы нагрева плазмы ионно-циклотронным излучением.
|
| • Разработка концептуального проекта диагностики томсоновского рассеяния токамака КТМ.
|
| • Исследование плазменного разряда в режимах с омическим и дополнительным нагревом и определение оптимальных сценариев работы установки КТМ.
|
| • Исследование режимов работы ВЧ генератора токамака КТМ на эквивалент нагрузки.
|
| • Исследование режимов работы ВЧ генератора токамака КТМ на эквивалент нагрузки.
|
| • Проведение патентных исследований
|
| Работы данного этапа в целом направлены на проведение теоретических и экспериментальных исследований поставленных в проекте задач. Результаты работ являются промежуточными и будут использоваться при продолжении работ на следующем этапе проекта.
|
| При выполнении исследований было задействовано оборудование и инфраструктура Уникальной научной установки «Сферический токамак Глобус-М», оборудование экспериментального комплекса «Токамак КТМ», а также, использовались экспериментальные данные, полученные на токамаке КТМ.
|
 |
Расписание
