31 июля специалистами НТЦ «Синтез» АО «НИИЭФА» совместно с коллективом организации-соисполнителя АО «СНСЗ» была завершена одна из ключевых операций по изготовлению сверхпроводящей катушки полоидального поля PF1 Международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР, International Thermonuclear Experimental Reactor) – наложение корпусной изоляции.

Технологический процесс укладки изоляции на тело катушки начался еще в 2019 году, сразу после сборки обмотки катушки из восьми двойных галет. В первом полугодии 2020 года была полностью выполнена изолировка внешних элементов (гелиевые входы и выходы, контактные соединения, терминальные выводные концы и коллекторы системы криогенного охлаждения). Работы включили в себя последовательную укладку многослойной витковой структуры из радиационностойких высокопрочных стеклолент типа S2 и полиимидных лент типа Kapton Dupont. Наложение корпусной изоляции на внешние элементы катушки производилось с пошаговым контролем качества в соответствии с требованиями ЧУ «ИТЭР-Центр» и Международной организации ИТЭР с учетом сложностей, выявленных при аналогичных операциях на PF6 (производства компании ASIPP, КНР).

В настоящее время катушка готовится к вакуумно-нагнетательной пропитке, после которой изоляция приобретёт необходимую механическую и диэлектрическую прочность для бесперебойной работы в условиях эксплуатации термоядерного реактора. Итоговые приёмочные испытания катушки – испытания по критерию Пашена – запланированы на 2021 год.

Для справки:

Акционерное общество «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова» (АО «НИИЭФА») – предприятие Госкорпорации «Росатом», ведущий научный, проектно-конструкторский и производственный центр России по созданию электрофизических установок и комплексов для решения научных и прикладных задач в области физики плазмы, атомной и ядерной физики, физики элементарных частиц, здравоохранения, радиационных и энергетических технологий, интроскопии. Созданные в институте установки успешно эксплуатируются во многих научных организациях и на промышленных предприятиях России, стран СНГ, Болгарии, Венгрии, Германии, Египта, Индии, Китая, Кубы, США, Финляндии, Франции, Японии, КНДР, Республики Корея.

ИТЭР (ITER) – экспериментальный термоядерный реактор на базе концепции токамака и один из крупнейших примеров международного сотрудничества в сфере развития ядерной энергетики. Цель этого «мегасайенс-проекта» – продемонстрировать возможность управляемого термоядерного синтеза с временем горения и мощностью промышленного масштаба. Над ним совместно работают страны Евросоюза, а также Россия, США, Индия, Китай, Южная Корея и Япония. ИТЭР строится по технологии установки ТОКАМАК («тороидальная камера магнитная катушка»), разработанной выдающимися советскими учеными. Россия как один из инициаторов объединения международных усилий по созданию ИТЭР, занимает одну из ключевых позиций в проекте, внося в него фундаментальный вклад. Организацией, ответственной за выполнение обязательств российской стороны в проекте ИТЭР, определена Госкорпорация «Росатом». Работу координирует Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Проектный центр ИТЭР».

Россия участвует в проекте сразу в нескольких форматах: обеспечиваются финансовые взносы в бюджет Международной организации ИТЭР; реализуется изготовление и поставка 25 систем сложнейшего высокотехнологичного оборудования (9% от стоимости сооружения реактора по техническому проекту); в проекте работает российский персонал, прикомандированный к Международной организации ИТЭР. Выполнение работ по проекту ИТЭР поддерживает научные и инженерные коллективы на российских предприятиях, формирует кооперацию с другими институтами и организациями, а также обеспечивает подготовку высококвалифицированных специалистов в ряде университетов (МИФИ, МФТИ, НГУ, ЛГУ, МГУ и других).

Все обязательства России и Росатома выполняются своевременно и в полном объеме. К настоящему моменту выполнены все обязательства по изготовлению и поставке Международной организации ИТЭР 22 км проводников тороидального поля и 11 км проводников полоидального поля. Также будет поставлено оборудование в области систем электропитания, в том числе одна из шести катушек полоидального поля магнитной системы ИТЭР. Также должны быть поставлены все 18 верхних патрубков вакуумной камеры, оборудование для электронно-циклотронного нагрева плазмы генерации тока, 9 диагностических систем для измерения спектра параметров плазмы в ходе работы установки; 179 панелей первой стенки и соединители модулей бланкета; ряд порт-плагов, предназначенных для диагностического оборудования; коммутирующая аппаратура.

Источник: Отдел внутренних и внешних коммуникаций АО «НИИЭФА»