SEARCH:

Павлов Вадим Михайлович
Кандидат технических наук

Отделение ядерно-топливного цикла, Доцент

Тел.: 8 (3822) 60-63-40
Вн. телефон: 5203
написать сообщение
Сегодня
22 июля 2024 / Monday / Неделя четная
Time tableРасписание
  
    New Tab     
    New Tab     
    New Tab     
    New Tab     
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.
2011 © Томский политехнический университет
При полном или частичном использовании текстовых и графических материалов с сайта ссылка на портал ТПУ обязательна