Hi-Tech новости 24 Июня 2014 года
Данная новость была прочитана 4207 раз

1. Запустить международный термоядерный реактор ITER планируется в 2020-х 2. О работах CompMechLab® НИУ СПбГПУ по расчетному сопровождению процесса проектирования термоядерных реакторов–токамаков

Логотип Iter     Логотип проекта Joint European Torus (JET)

Недавно в Московском физико-техническом институте состоялась российская презентация проекта ИТЭР, в рамках которого планируется создать термоядерный реактор, работающий по принципу токамака. Группа ученых из России рассказала о международном проекте и об участии российских физиков в создании этого объекта.

Сейсмоизоляция установки токамака проекта ИТЭР
Сейсмоизоляция установки токамака проекта ИТЭР

ИТЭР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor — Международный термоядерный экспериментальный реактор) — проект термоядерного реактора, позволяющий продемонстрировать и исследовать термоядерные технологии для их дальнейшего использования в мирных и коммерческих целях. Создатели проекта считают, что управляемый термоядерный синтез может стать энергетикой будущего и служить альтернативой современным газу, нефти и углю. Исследователи отмечают безопасность, экологичность и доступность технологии ИТЭР по сравнению с обычной энергетикой. По сложности проект сравним с Большим адронным коллайдером; установка реактора включает в себя более десяти миллионов конструктивных элементов.

Вид на стройплощадку токамака сверху, полученный 29 апреля 2014 года

Вид на стройплощадку токамака сверху, полученный 29 апреля 2014 года   Вид на стройплощадку токамака сверху, полученный 29 апреля 2014 года

Вид на стройплощадку токамака сверху, полученный 29 апреля 2014 года   Вид на стройплощадку токамака сверху, полученный 29 апреля 2014 года
Вид на стройплощадку токамака сверху, полученный 29 апреля 2014 года

Об ИТЭР

Для тороидальных магнитов токамака необходимо 80 тысяч километров сверхпроводящих нитей; общий их вес достигает 400 тонн. Сам реактор будет весить около 23 тысяч тонн. Для сравнения — вес Эйфелевой башни в Париже равен всего 7,3 тысячи тонн. Объем плазмы в токамаке будет достигать 840 кубических метров, тогда как, например, в крупнейшем действующем в Великобритании реакторе такого типа — JET — объем равен ста кубическим метрам.

Высота токамака составит 73 метра, из которых 60 метров будут находиться над землей и 13 метров — под ней. Для сравнения, высота Спасской башни Московского Кремля равна 71 метру. Основная платформа реактора будет занимать площадь, равную 42 гектарам, что сопоставимо с площадью 60 футбольных полей. Температура в плазме токамака будет достигать 150 миллионов градусов Цельсия, что в десять раз выше температуры в центре Солнца.

Токамак JET из Оксфордшира в Великобритании с внешним радиусом 2,96 метра позволяет разогревать плазму объемом до ста кубических метров
Токамак JET из Оксфордшира в Великобритании с внешним радиусом 2,96 метра позволяет разогревать плазму объемом до ста кубических метров

В строительстве ИТЭР во второй половине 2010 годов планируется задействовать одновременно до пяти тысяч человек — в их число войдут как рабочие и инженеры, так и административный персонал. Многие компоненты ИТЭР будут доставляться от порта у Средиземного моря по специально сооруженной дороге длиной около 104 километров. В частности, по ней будет перевезен самый тяжелый фрагмент установки, масса которого составит более 900 тонн, а длина — около десяти метров. Более 2,5 миллионов кубометров земли вывезут с места строительства установки ИТЭР.

Общие затраты на проектные и строительные работы оцениваются в 13 миллиардов евро. Эти средства выделяются семью основными участниками проекта, представляющими интересы 35 стран. Для сравнения, совокупные расходы на строительство и обслуживание Большого адронного коллайдера почти в два раза меньше, а строительство и поддержание работоспособности Международной космической станции обходится почти в полтора раза дороже.

Токамак

Сегодня в мире существуют два перспективных проекта термоядерных реакторов: токамак (тороидальная камера с магнитными катушками) и стелларатор. В обеих установках плазма удерживается магнитным полем, однако в токамаке она имеет форму тороидального шнура, по которому пропускается электрический ток, тогда как в стеллараторе магнитное поле наводится внешними катушками. В термоядерных реакторах происходят реакции синтеза тяжелых элементов из легких (гелия из изотопов водорода — дейтерия и трития), в отличие от обычных реакторов, где инициируются процессы распада тяжелых ядер на более легкие.

 

Электрический ток в токамаке используется также и для начального разогрева плазмы до температуры около 30 миллионов градусов Цельсия; дальнейший разогрев производится специальными устройствами.

Теоретическая схема токамака была предложена в 1951 советскими физиками Андреем Сахаровым и Игорем Таммом, и в 1954 году в СССР была построена первая установка. Однако, ученым не удавалось продолжительное время поддерживать плазму в стационарном режиме, и к середине 1960 годов в мире сложилось убеждение, что управляемый термоядерный синтез на основе токамака невозможен.

Игорь Тамм   Лев Арцимович
Игорь Тамм (слева) и Лев Арцимович (справа)

Но уже через три года на установке Т-3 в Институте атомной энергии имени Курчатова под руководством Льва Арцимовича удалось нагреть плазму до температуры более пяти миллионов градусов Цельсия и ненадолго удержать ее; ученые из Великобритании, присутствовавшие на эксперименте, на своем оборудовании зафиксировали температуру около десяти миллионов градусов. После этого в мире начался настоящий бум токамаков, так что в мире было построено около 300 установок, самые крупные их которых находятся в Европе, Японии, США и России.

Основные участники проекта: ЕС, Индия, Китай, Республика Корея, Россия, США и Япония
Основные участники проекта: ЕС, Индия, Китай, Республика Корея, Россия, США и Япония

Управление ИТЭР

В 1985 году Евгений Велихов предложил Михаилу Горбачеву объединить усилия США и СССР в области термоядерной энергетики и начать работу над созданием международного термоядерного реактора на основе токамака. В 1988 начались первые проектные работы, и уже в 1992 году было подписано международное соглашение о разработке технического проекта реактора ИТЭР. Полная стоимость на этапе разработки проекта составила около двух миллиардов долларов. Участие России и США в финансировании этого этапа составило примерно по 17 процентов; остальная часть была поделена примерно поровну между ЕС и Японией.

Сейчас основными учредителями ИТЭР являются Евросоюз, Индия, Китай, Южная Корея, Россия, США и Япония. В проекте прямо или косвенно заняты около 35 стран, составляющие более половины населения земного шара. По квоте России с 1994 года в проекте ИТЭР участвует и Казахстан. Ученые планируют уже в 2020 году начать эксперименты на ИТЭР. Однако начало работ часто откладывается; к настоящему времени запаздывание оценивается в два-три года.

После подписания соглашения о ИТЭР 24 октября 2007 года
После подписания соглашения о ИТЭР 24 октября 2007 года

Где что находится

В самом начале проекта между Японией и Францией шла борьба за возможность размещения установок ИТЭР на своих территориях. В результате победила Франция: в 2005 году было принято решение о строительстве реактора на юге страны, в 60 километрах от Марселя в исследовательском центре Карадаш. Комплекс занимает общую площадь около 180 гектаров. На ней размещены установки реактора, системы энергообеспечения, газохранилище, водонасосная станция, градирня, административные и другие здания. В 2007 году началось строительство комплекса и закладка фундамента, а совсем недавно, 19 марта 2014 года, произведена заливка бетона для установки для получения трития.

Расположение Карадаша
Расположение Карадаша отмечено красной точкой, расстояние до ближайшего грузового порта — более ста километров

Реактор и топливо

В основе работы реактора ИТЭР лежит термоядерная реакция слияния изотопов водорода дейтерия и трития с образованием гелия с энергией 3,5 мегаэлектронвольт и высокоэнергетического нейтрона (14,1 мегаэлектронвольт). Для этого дейтерий-тритиевая смесь должна быть нагрета до температуры более ста миллионов градусов Цельсия, что в пять раз больше температуры Солнца. При этом смесь превращается в плазму из положительно заряженных ядер водорода и электронов. В такой разогретой плазме энергии дейтерия и трития достаточно, чтобы начались термоядерные реакции слияния с образованием гелия и нейтрона.

Термоядерная реакция синтеза гелия
Термоядерная реакция синтеза гелия

На один акт реакции выделяется энергия в 17,6 мегаэлектронвольт, которая включает в себя кинетическую энергию нейтрона и ядра гелия. Нейтрон из плазмы попадает в теплоноситель, которым окружена плазма, и его энергия движения переходит в тепловую энергию. Энергия гелия используется для поддержания стационарного температурного режима в плазме.

Дейтерий содержится в обычной воде; его ученые научились добывать сравнительно легко. В природном водороде содержится около 0,01 процента этого изотопа. С тритием сложнее — его почти нет на Земле. Однако, ученые планируют получать его в рамках проекта ИТЭР, используя реакции взаимодействия нейтрона с изотопами лития Li-6 и Li-7, который может быть введен в состав теплоносителя бланкета — оболочки, окружающей плазму. Продуктами такого взаимодействия являются гелий, тритий и нейтрон (в случае изотопа Li-7).

Суммируя, можно сказать, что топливом для реактора ИТЭР являются дейтерий и литий. При этом содержание дейтерия в воде океана практически не ограничены, а лития в земной коре почти в 200 раз больше, чем урана; при использовании дейтерия, содержащегося в бутылке воды, выделится столько же энергии, сколько при сжигании бочки бензина: калорийность термоядерного топлива в миллион раз выше любого из современных неядерных источников энергии.

Макет комплекса ИТЭР 2010 года
Макет комплекса ИТЭР 2010 года

Параметры реактора

Для энергетической выгоды реактор должен функционировать со значением параметра Q, большего пяти. Этот параметр показывает соотношение высвобождаемой в процессе реакции энергии к энергии, затраченной на создание и нагрев плазмы. Кроме того, необходим нагрев плазмы до температуры, большей ста миллионов градусов Цельсия, и такая нагретая плазма в реакторе должна быть устойчивой более одной секунды.

Так, на установке TFTR в Нью-Джерси в США была осуществлена термоядерная реакция с мощностью около десяти мегаватт с импульсом длительностью 0,3 секунды. На установке JET в Великобритании была получена мощность 17 мегаватт с Q=0,6.

Схема реактора ИТЭР
Схема реактора ИТЭР
В реакторе размерами 40 на 40 метров: 1 — центральный соленоид, 2 — катушки полоидального магнитного поля, 3 — катушка тороидального магнитного поля, 4 — вакуумная камера, 5 — криостат, 6 — дивертор.

В ИТЭР в первой фазе эксперимента планируется удержать плазму до тысячи секунд с Q более десяти при температуре около 150 миллионов градусов и выделяемой мощностью в 500 мегаватт. Во второй фазе ученые хотят перейти к непрерывному режиму работы токамака, и, в случае успеха, к первой коммерческой версии токамака DEMO. DEMO будет устроен существенно проще и не будет носить исследовательской нагрузки, а для его работы не потребуется значительного числа датчиков, так как необходимые параметры работы реактора будут отработаны уже на экспериментальном реакторе ИТЭР.

Участие России

Участие Россия в проекте ИТЭР в настоящее время составляет около десяти процентов. Это позволяет стране получать доступ ко всем технологиям проекта. Основной задачей, которая стоит перед Россией в рамках проекта, является производство сверхпроводящих магнитов, а также разнообразных диагностических датчиков и анализаторов структуры плазмы.

В этой статье приведено интервью с российским участником проекта ИТЭР Владимиром Аносовым, начальником группы в отделе экспериментальной физики токамаков ГНЦ РФ ТРИНИТИ.

- На чем основана уверенность в том, что ИТЭР заработает через 5-10 лет? На каких практических и теоретических разработках?

- С российской стороны заявленный график работ мы выполняем и не собираемся нарушать. К сожалению, мы видим некоторое запаздывание работ, выполняемых другими, в основном Европой; частично есть запаздывание у Америки и наблюдается тенденция к тому, что проект будет несколько задержан. Задержан, но не остановлен. Есть уверенность в том, что он заработает. Концепт самого проекта полностью теоретически и практически просчитан и надежен, поэтому я думаю, что он заработает. Даст ли он в полной мере заявленные результаты... поживем — увидим.

- Проект скорее носит исследовательский характер?

- Конечно. Заявленный результат не есть полученный результат. Если он будет получен в полной мере, я буду предельно счастлив.

- Какие новые технологии появились, появляются или будут появляться в проекте ИТЭР?

- Проект ИТЭР является не просто сверхсложным, но еще и сверхнапряженным проектом. Напряженным в плане энергонагрузки, условий эксплуатации определенных элементов, в том числе наших систем. Поэтому новые технологии просто обязаны рождаться в этом проекте.

- А есть пример?

- Космос. Например, наши алмазные детекторы. Мы обсуждали возможность применения наших алмазных детекторов на космических грузовиках, которые представляют собой ядерные машины, перевозящие некоторые объекты типа спутников или станций с орбиты на орбиту. Есть такой проект космического грузовика. Так как это аппарат с ядерным реактором на борту, то сложные условия эксплуатации требуют анализа и контроля, так что наши детекторы вполне могли бы это сделать. На данный момент тема создания такой диагностики пока не финансируется. Если она будет создана, то может быть применена, и тогда в нее не нужно будет вкладывать деньги на стадии разработки, а только на стадии освоения и внедрения.

- Какова доля современных российских разработок нулевых и девяностых годов в сравнении с советскими и западными разработками?

- Доля российского научного вклада в ИТЭР на фоне общемирового очень велика. Я не знаю ее точно, но она очень весома. Она явно не меньше российского процента финансового участия в проекте, потому что во многих других командах есть большое количество русских, которые уехали за границу работать в другие институты. В Японии и Америке, везде, мы с ними очень хорошо контактируем и работаем, кто-то из них представляет Европу, кто-то — Америку. Кроме того, там есть и свои научные школы. Поэтому, насчет того, сильнее мы или больше развиваем то, что делали раньше... Один из великих сказал, что «мы стоим на плечах титанов», поэтому та база, которая была наработана в советские времена, неоспоримо велика и без нее мы ничего бы не смогли. Но и в данный момент мы не стоим на месте, мы движемся.

- А чем занимается именно ваша группа в ИТЭР?

- У меня сектор в отделе. Отдел занимается разработкой нескольких диагностик, наш сектор занимается конкретно разработкой вертикальной нейтронной камеры, нейтронной диагностики ИТЭР и решает большой круг задач от проектирования до изготовления, а также проводит сопутствующие научно-исследовательские работы, связанные с разработкой, в частности, алмазных детекторов. Алмазный детектор — уникальный прибор, первоначально созданный именно в нашей лаборатории. Ранее использовавшийся на многих термоядерных установках, сейчас он применяется достаточно широко многими лабораториями от Америки до Японии; они, скажем так, пошли за нами следом, но мы продолжаем оставаться на высоте. Сейчас мы делаем алмазные детекторы и собираемся выйти на уровень их промышленного производства (мелкосерийного производства).

- В каких отраслях промышленности могут использоваться эти детекторы?

- В данном случае это термоядерные исследования, в дальнейшем мы предполагаем, что они будут востребованы в ядерной энергетике.

- Что именно делают детекторы, что они измеряют?

- Нейтроны. Более ценного продукта, чем нейтрон, не существует. Мы с вами также состоим из нейтронов.

- Какие характеристики нейтронов они измеряют?

- Спектральные. Во-первых, непосредственная задача, которая решается в ИТЭРе, это измерение энергетических спектров нейтронов. Кроме того, они мониторят количество и энергию нейтронов. Вторая, дополнительная задача, касается ядерной энергетики: у нас есть параллельные разработки, которые могут измерять и тепловые нейтроны, являющиеся основой ядерных реакторов. У нас эта задача второстепенная, но она также отрабатывается, то есть мы можем работать здесь и в тоже время делать наработки, которые могут быть вполне успешно применены в ядерной энергетике.

- Какими методами вы пользуетесь в своих исследованиях: теоретическими, практическими, компьютерным моделированием?

- Всеми: от сложной математики (методов математической физики) и математического моделирования до экспериментов. Все самые разные типы расчетов, которые мы проводим, подтверждаются и проверяются экспериментами, потому что у нас непосредственно экспериментальная лаборатория с несколькими работающими нейтронными генераторами, на которых мы проводим тестирование тех систем, которые сами же и разрабатываем.

- У вас в лаборатории есть действующий реактор?

- Не реактор, а нейтронный генератор. Нейтронный генератор, по сути, это минимодель тех термоядерных реакций, о которых идет речь. В нем идет все то же самое, только там процесс несколько иной. Он работает по принципу ускорителя — это пучок определенных ионов, ударяющий по мишени. То есть в случае плазмы мы имеем горячий объект, в котором каждый атом имеет большую энергию, а в нашем случае специально ускоренный ион ударяется по мишени, насыщенной подобными же ионами. Соответственно, происходит реакция. Скажем так, это один из способов, которым вы можете делать ту же самую термоядерную реакцию; единственное только, что доказано, что данный способ не обладает высоким КПД, то есть вы не получите положительный энерговыход, но саму реакцию вы получаете — мы непосредственно наблюдаем данную реакцию и частицы и все, что в ней идет.

Публикация подготовлена сотрудниками CompMechLab® по материалам сайта Lenta.ru.

Комментарий FEA.ru

 

Логотип CompMechLab

Сотрудники CompMechLab работают в рамках проекта ITER, а также других термоядерных реакторов–токамаков в течение более чем 30 лет. Среди работ последних 10 лет могут быть отмечены следующие выполненные и продолжающиеся проекты:

2005 – 2006 Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты блока W–LBSRPдивертора токамака JET (JointEuropeanTorus). Работы велись в рамках ITER–likeWallProject на JET – переконструкирование части элементов JET с целью тестирования материалов, выбранных для ITER. Заказчик – научно–исследовательский центр г. Юлих, Институт физики плазмы, Германия.

Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты блока W–LBSRPдивертора токамака JET (JointEuropeanTorus)   Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты блока W–LBSRPдивертора токамака JET (JointEuropeanTorus)   Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты блока W–LBSRPдивертора токамака JET (JointEuropeanTorus)

2006 – 2008 Формулировка и реализация в системе ANSYS процедуры многоуровневой гомогенизации для сверхпроводящих кабелей ITER. Заказчик – проф. Б.А. Шрефлер, Италия.

Формулировка и реализация в системе ANSYS процедуры многоуровневой гомогенизации для сверхпроводящих кабелей ITER

2009 – наст.вр. Электромагнитные и прочностные статические и динамические многовариантные расчеты в поддержку проектирования элементов диагностики cCXRS верхнего порта ITER. Заказчик – научно–исследовательский центр г. Юлих, Германия.

Электромагнитные и прочностные статические и динамические многовариантные расчеты в поддержку проектирования элементов диагностики cCXRS верхнего порта ITER

Электромагнитные и прочностные статические и динамические многовариантные расчеты в поддержку проектирования элементов диагностики cCXRS верхнего порта ITER  Электромагнитные и прочностные статические и динамические многовариантные расчеты в поддержку проектирования элементов диагностики cCXRS верхнего порта ITER

2011 – 2013 Полный цикл расчетов для проектируемого оптического модуля диагностики томсоновского рассеяния диверторного порта токамака ITER – электромагнитные, тепловые и прочностные расчеты, включая сейсмическую и циклическую прочность. Оптимизация конструкции оптического блока. Заказчик – ФТИ им. А.Ф. Иоффе

Полный цикл расчетов для проектируемого оптического модуля диагностики томсоновского рассеяния диверторного порта токамака ITER – электромагнитные, тепловые и прочностные расчеты, включая сейсмическую и циклическую прочность   Полный цикл расчетов для проектируемого оптического модуля диагностики томсоновского рассеяния диверторного порта токамака ITER – электромагнитные, тепловые и прочностные расчеты, включая сейсмическую и циклическую прочность   Полный цикл расчетов для проектируемого оптического модуля диагностики томсоновского рассеяния диверторного порта токамака ITER – электромагнитные, тепловые и прочностные расчеты, включая сейсмическую и циклическую прочность

2012 – наст.вр. Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты диагностики «Рефлектометрия». Заказчик – Координационный центр "Управляемый термоядерный синтез – международные проекты".

Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты диагностики «Рефлектометрия»   Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты диагностики «Рефлектометрия»   Тепловые, электромагнитные и прочностные расчеты диагностики «Рефлектометрия»

2012 – наст.вр. Электромагнитные и прочностные расчеты элементов диагностики «Спектроскопия водородных линий». Заказчик – Координационный центр "Управляемый термоядерный синтез – международные проекты".

Электромагнитные и прочностные расчеты элементов диагностики «Спектроскопия водородных линий»   Электромагнитные и прочностные расчеты элементов диагностики «Спектроскопия водородных линий»

Всего по теме данной тематике сотрудниками CompMechLab® опубликовано более 60 работ, начиная с 1982 года.Работы за последние 10 лет:

  1. Alexander Nemov, Victor Modestov, Igor Buslakov, Ilya N. Loginov, Ilya V. Ivashov, Aleksey Lukin, Aleksey I. Borovkov, Mikhail M. Kochergin, Eugene E. Mukhin, Andrey E. Litvinov, Alexandr N. Koval, Sergey Yu. Tolstyakov, Philip Andrew. Development of ITER divertor Thomson scattering support structure design on the basis of engineering analyses // Fusion Engineering and Design (2014), http://dx.doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.04.008
  2. A. Nemov, A. Panin, A. Borovkov, M. Khovayko, E. Zhuravskaya, Yu. Krasikov, W. Biel, O. Neubauer. Dynamic structural analysis of a fast shutter with a pneumatic actuator // Fusion Engineering and Design, 88 (2013), pp. 2133–2137
  3. Victor S. Modestov, Alexander S. Nemov, Igor V. Buslakov, Aleksey I. Borovkov, Mikhail M. Kochergin, Eugene E. Mukhin, Andrey E. Litvinov, Alexandr N. Koval and Philip Andrew. Engineering analyses of ITER divertor diagnostic rack design // Fusion Engineering and Design, 88 (2013), pp. 2038–2042
  4. E EMukhin, V V Semenov, A G Razdobarin, S Yu Tolstyakov, M MKochergin, G S Kurskiev, A ABerezutsky, K A Podushnikova, S V Masyukevich, P V Chernakov, A I Borovkov, V S Modestov, A S Nemov, A S Voinov, A F Kornev, V K Stupnikov, A ABorisov, G N Baranov, A N Koval, A F Makushina, B A Yelizarov, A S Kukushkin, A Encheva and P Andrew. The ITER divertor Thomson scattering system: engineering and advanced hardware solutions // Journal of Instrumentation, Volume 7, February 2012, doi:10.1088/1748–0221/7/02/C02063
  5. Nemov A.S., Boso D.P., Voynov I.B., Borovkov A.I., Schrefler B.A. Generalized stiffness coefficients for ITER superconducting cables, direct FE modeling and initial configuration // Cryogenics, 2010, Vol. 50, Issue 5, 304 – 314.
  6. Nemov A., Borovkov A., Boso D., Schrefler B.A. Finite element simulation of the mechanical behaviour of multilevel composite ITER cables // Proc. IV European Conference on Computational Mechanics ECCM, Paris, France, 2010.
  7. Немов А.С., Боровков А.И., Шрефлер Б.А. Многоуровневая гомогенизация кабелей с иерархической композитной структурой // Научно–технические ведомости СПбГПУ. – СПб.: Изд. СПбГПУ. 2009. № 3. 153 – 162.
  8. Немов А.С., Боровков А.И. Метод многоуровневой гомогенизации для композитных сред с произвольной анизотропией. 1. Гомогенизация анизотропных сред // XXXVIII Неделя науки СПбГПУ: Материалы Всероссийской межвузовской научно–технической конференции – СПб.: Изд–во Политехн. ун–та, 2009. – Часть V. – С. 49 – 50.
  9. Немов А.С., Боровков А.И. Метод многоуровневой гомогенизации для композитных сред с произвольной анизотропией. 2. Процедура многоуровневой гомогенизации // XXXVIII Неделя науки СПбГПУ: Материалы Всероссийской межвузовской научно–технической конференции – СПб.: Изд–во Политехн. ун–та, 2009. – Часть V. – С. 51 – 52.
  10. Nemov A., Borovkov A., Schrefler B. Finite Element Modeling of the ITER Superconducting Cables Mechanical Behavior Using LS–DYNA Code // Proc. 7th European LS–DYNA Conference. 2009, Salzburg, Austria, 9p.
  11. Немов А.С., Войнов И.Б., Боровков А.И. Расчетное определение жесткостных характеристик кабелей с иерархической структурой // Научно–технические ведомости СПбГПУ. – СПб.: Изд. СПбГПУ. 2008. № 4. 21 – 27.
  12. Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3–D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB–SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Fusion Engineering and Design. 82 (2007). 1871–1877.
  13. Hirai T., Bondarchuk E., Borovkov A.I., Koppitz Th., Linke J., Mertens Ph., Neubauer O., Panin A., Philipps V., Pintsuk G., Sadakov S., Steinbrech R.W., Schweer B., UytdenhouwenI., Vaen R., Samm U., Sievering R. Development and testing of a bulk tungsten tile for the JET divertor // Physics Scripta. 2007. T128. 144 – 149.
  14. Вorovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3–D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB–SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Proc. 24th Symposium on Fusion Technology. Poland. Warsaw. 2006. Preprint EFDA–JET–CP(06)04–04. 2006. 11p.
  15. Hirai T., Bondarchuk E., Borovkov A.I. et al. Development and Testing of a Bulk Tungsten Tile for the JET Divertor // Proc. 11th Int. Workshop on Plasma–Facing Materials and Components for Fusion Applications. Germany. 2006

Работы в рамках проекта ITER становятся темами бакалаврских, магистерских и кандидатских диссертаций, защищаемых на кафедре «Механика и процессы управления» института прикладной математики и механики СПбГПУ.

25 декабря 2013 года на заседании диссертационного совета Д 212.229.05 состоялась защита сотрудником CompMechLab® А.С. Немовым диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 01.02.04. “Механика деформируемого твердого тела”. Тема диссертации “Конечно–элементное моделирование и исследование механического поведения кабелей с многоуровневой композитной структурой”. Научный руководитель – зав. CompMechLab® , профессор СПбГПУ, к.т.н. А.И. Боровков. Официальные оппоненты: Петреня Юрий Кириллович, доктор физико–математических наук, чл.–корр. РАН, зам. генерального директора – технический директор ОАО «Силовые машины»; Мельников Борис Евгеньевич – д.т.н., проф., зав. кафедрой «Сопротивление материалов» инженерно–строительного института СПбГПУ. Ведущая организация – Федеральное государственное бюджетное учреждение науки «Институт Проблем Машиноведения Российской Академии Наук».

Диссертационная работа А.С. Немова посвящена разработке методов и алгоритмов расчета напряженно–деформированного состояния сложных кабелей многоуровневой свивки с многоуровневой композитной структурой, позволяющих определять напряжения и деформации как на макроуровне, так и на уровне микроструктуры, включая краевые эффекты.

При проведении тайного голосования диссертационный совет в количестве 17 человек, участвовавших в заседании, из 24 человек, входящих в состав совета, проголосовал "единогласно" (за – 17, против – нет, недействительных бюллетеней – нет), за присуждение А.С. Немову ученой степени кандидата технических наук по специальности 01.02.04 "Механика деформируемого твердого тела".

Студентами, принимавшими участие в работах, посвященных расчету и проектированию элементов установок управляемого термоядерного синтеза были защищены выпускные работы (бакалаврские и магистерские диссертации, а также дипломные работы) по темам:

  • Конечно–элементное исследование пространственного напряженно–деформированного состояния блока дивертора токамака JointEuropeanTorusпод действием электромагнитных нагрузок
  • Конечно–элементное моделирование и исследование опорного элемента термоядерной установки “Cтелларатор”
  • Расчет прочности вакуумной камеры ITER (InternationalThermonuclearExperimentalReactor) при резком изменении сдерживающего магнитного поля
  • Конечно–элементное моделирование и исследование напряженно–деформированного состояния крепления зеркала модуля диагностики токамака ИТЭР
  • Нелинейный конечно–элементный анализ термонапряженного состояния элементов диагностического модуля токамака ИТЭР
  • Конечно–элементное моделирование и анализ термонапряженного состояния зеркального элемента диагностического модуля ITER

Другие новости на сайте FEA.ru по этой теме:

25.08.2012 1. Бериллиево-вольфрамовые стенки международного термоядерного реактора ITER успешно прошли испытания. 2. О работах CompMechLab® НИУ СПбГПУ по расчетному сопровождению процесса проектирования вольфрамовых стенок дивертора термоядерного реактора JET
06.07.2012 1. ITER - Солнце в миниатюре. 2. О работах CompMechLab® НИУ СПбГПУ по конечно-элементному исследованию мультидисциплинарных проблем термоядерных реакторов
2012.06.30 Темы 27 бакалаврских работ, защищенных по направлению 151600 "Прикладная механика" (профиль - "Вычислительная механика и компьютерный инжиниринг") на кафедре "Механика и процессы управления" ФМФ НИУ СПбГПУ
29.06.2012 Темы 23 магистерских диссертаций, защищенных по направлению 151600 "Прикладная механика" (магистерская программа - "Вычислительная механика и компьютерный инжиниринг") на кафедре "Механика и процессы управления" ФМФ НИУ СПбГПУ
01.11.2011. 1. Термоядерный реактор JET тестирует покрытие, открывающее путь к термояду. 2. О работах CompMechLab® НИУ СПбГПУ по расчетному сопровождению процесса проектирования модуля W-LBSRP для реактора JET
30.06.2011 ITER против IGNITOR
28.02.2009 В немецком научно-исследовательском Forschungszentrum Juelich будет установлен самый мощный суперкомпьютер в Европе
22.10.2007 DELMIA будет использоваться при создании термоядерного реактора
22.11.2006 Подписано соглашение о строительстве первого в мире международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР
10.10.2006 В Китае прошли испытания экспериментального термоядерного реактора
13.06.2006 Cотрудничество CompMechLab с Forschungscentrum Juelich в области проблем механики термоядерных ректоров
27.05.2006 Дан старт проекту по созданию первого в мире термоядерного реактора ИТЕР
21.04.2006 Названы имена лауреатов крупнейшей российской научной премии Глобальная энергия