Оның айтуынша, Қазақстан Республикасының Ұлттық ядролық орталығындағы басқарылатын термоядролық синтез (БТС) саласындағы зерттеулер ғылыми қызметтің неғұрлым озық және стратегиялық маңызды бағыттарының бірі.
– Бағдарламаның орталық элементі ретінде бірегей зерттеу құрылғысы — КТМ қазақстандық материалтану токамагы. Соның арқасында Қазақстан әлемдік термоядролық зерттеулердің негізгі сегменттерінің бірінде озық позицияға көтерілді. КТМ токамагын құрылуы – Үкіметтің ИТЭР эксперименттік термоядролық реакторын құру жөніндегі халықаралық бағдарламаны қолдау және елде заманауи ғылым мен жоғары технологияларды дамытуға бағытталған стратегиялық шешімінің нәтижесі. Олардың негізгі міндеті – плазма физикасын және оны ұстау мәселелерін зерттеу. Біздегінің әлемдегі өзге токамактардан айырмашылығы, КTM бастапқыда болашақ термоядролық синтез реакторларының бірінші қабырғасының материалдары мен конструкцияларын сынауға арналған арнайы қондырғы ретінде жасалған.
КТМ-нің халықаралық бағдарламаға қосқан негізгі үлесі оның арнаішілік құрылғыларға экстремалды жылу жүктемелерін моделдеуінде. Қондырғы 20 МВт/м²-ге дейінгі жылу ағынында материалдардың үлгілерін сынауға мүмкіндік береді. Бұл тек штаттық ғана емес, сонымен қатар ИТЭР-де плазманың үзілуі секілді апаттық жағдайына да сәйкес келеді. Осы мақсатта токамак камерадағы вакуумды бұзбай материалдың сынақ үлгілерін орналастыруға және ауыстыруға мүмкіндік беретін жылжымалы қабылдау-диверторлық құрылғымен жабдықталған. Бұл ИТЭР мен болашақ термоядролық электрстанцияларға материалдарды іріктеуге және квалификациялау процесін жеделдетуге мүмкіндік беріп отыр, – дейді Бауыржан Жамбылұлы.
КТМ токамагындағы зерттеулердің негізгі міндеттері материалдардың жоғары температуралы плазмамен өзара әрекеттесуін зерттеу және болашақ термоядролық реакторлардың негізгі тораптарының материалдарын сынау. Бұл міндеттерді іске асыру плазманың қосымша ЖЖ-қыздыруын пайдалана отырып плазмалық разрядтың есептік жұмыс параметрлеріне қол жеткізу кезінде мүмкін болады. Есептік параметрлер – плазма тогы750 кА, осіндегі тороидтық магнит өрісінің шамасы 1 Тл, разрядтың ұзақтығы шамамен 5 с, плазманың диверторлық конфигурациясы. Көрсетілген параметрлер қондырғы үшін шекті болып табылмайды және материалтану зерттеулерін жүргізу үшін базалық болып таңдалды.
Қол жеткізілген жетістіктерді атап өтпеуге болмайды. 2019 жылдың соңында КТМ токамагында физикалық іске қосу жүргізілді, онда ток 100 кА және разряд ұзақтығы ~70 мс плазманың дөңгелек көлденең қимасы бар омдық қыздыру режимінде плазмалық разряд алынды. Плазмалық разрядтың қол жеткізген параметрлері КТМ токамагын физикалық іске қосудың нысаналы параметрлеріне сәйкес келеді. Нәтижесінде қондырғының өнімділігі көрсетілді. Бұл КТМ эксперименттік кешенін пайдалануға беруге негіз болды.
КТМ токамагы әлемдегі осындай үлгідегі ең ірі қондырғылардың бірі екенін атап өткен жөн және сонымен қатар қазіргі уақытта жұмыс істеп тұрған ең үлкен сфералық токамак.
Бүгінгі таңда КТМ токамагында қондырғыны жобалық параметрлерге шығару бойынша жұмыстар жалғасуда. Омдық қыздыру режимінде диверторлық конфигурациясы бар номиналды плазма тогымен плазмалық разрядтар алынды. Бұл нәтижелер плазманы қосымша қыздыру арқылы КТМ-дегі разрядтардың номиналды параметрлеріне қол жеткізуге мүмкіндік береді. Қазір біз иондық-циклотрондық резонанс жиілігінде плазманы қосымша қыздыру жүйесін іске қосу бойынша белсенді жұмыстар жүргізіп жатырмыз. Осы жүйе іске қосылғаннан кейін КТМ операциялық жұмыс режимдеріне шығарылады және толық ауқымды материалтану зерттеулері мен жоғары температуралы плазманың беталысы және ұсталу ерекшеліктерін зерттеу басталады.
Қазіргі уақытта ҚР ҰЯО-да зерттеулердің негізгі бағыты термоядролық реакторларға арналған материалдарды зерделеумен байланысты, бұл ретте КТМ қазақстандық материалтану токамагына шешуші рөл беріледі. Бұл қондырғы реакторларға барынша жақын жағдайларда плазмаға қаратылған материалдарды сынау бойынша бірегей эксперименттер жүргізу мүмкіндігін қамтамасыз етеді. Қазір КТМ базасында материалтану зерттеулерін жүргізуге дайындық жұмыстары белсенді жүргізілуде, бірінші қабырға элементтері мен дивертордың перспективалық материалдарын сынау бойынша ұзақ мерзімді жұмыс жоспары әзірленуде.
Қарқынды жылу мен плазмалық ағындардың әсері кезде материалдарды сынау DEMO класындағы болашақ энергетикалық қондырғылар үшін өте маңызды екенін айта кету керек. Термоядролық плазма жағдайындағы жұмыс талаптарына жауап беретін бірінші қабырғаға арналған материалдарды әзірлеу энергетикалық термоядролық реакторды құру жолындағы негізгі аспекті.
КТМ кешеніндегі жұмыстардан бөлек, біз ҚР ҰЯО базасындағы қондырғыларды – ядролық реакторлар мен стендтерді пайдалана отырып басқа да ҒЗЖ–ны белсенді жүргізіп келеміз.
Мысалы, тритий атқарымына арналған бридер материалдарын зерттеу жұмыстары жүргізілуде. Құрамында литий бар керамика нейтрон ағынының әсерінен сыналады және тритий атқарымының тиімділігі зерттеледі. Li₂TiO₃ литий керамикасы 600-800 °C-тық температура диапазонында өндірілетін тритийдің бөлінуінің жоғары сипаттамаларын көрсетті, бұл оны бридер материалы ретінде болашақта қолдануға үміткер етеді. Осындай эксперименттер ИВГ-1М және ИГР реакторларында жүргізіледі.
Сонымен қатар плазмаға қаратылған материалдардың жаңа класы ретінде қарастырылатын литийлі капиллярлы-кеуекті құрылымдар (ККҚ) зерттелуде. Бұл композиттік жүйе сұйық металдардың артықшылықтарын қатты матрицаның конструкциялық тұрақтылығымен біріктіреді.
Литийлі ККҚ-ны плазмаға қаратылған материалдар ретінде қолданудың тиімділігі зертхана жағдайында да, қолданыстағы Т-11М, NSTX, EAST, TJ-II қондырғыларында да орындалған бірқатар эксперименттермен расталады. ҚР ҰЯО-да реакторлардың арнаішілік элементтерінің құрамында литийлі ККҚ-ны пайдалану бойынша зерттеулер де жүргізіледі. Осы жұмыстардың шеңберінде литий диверторының макеті әзірленуде. Жақын арада литийлі ККҚ негізінде жасалған дивертор модулін сынау жоспарлануда.
Бірінші қабырға үлгілеріне алдын ала шағын ауқымды сынақтар жүргізу үшін ҚР ҰЯО–да мамандандырылған имитациялық стенд – сызықты плазмалық үдеткіш құрылды. Бұл стендте сыналатын материалдардың бетіне зарядталған бөлшектер ағынының әсерін зерттеу бойынша алдын ала сынақтар жүргізіледі. Қондырғыда вольфрам, бериллий, литийлі ККҚ және т. б. осы сияқты материалдар сыналды.
Сондай-ақ, ҚР ҰЯО базасында ИТЭР халықаралық ұйымымен жасалған келісім шеңберінде ИТЭР термоядролық реакторы үшін конструкциялық және функционалдық материалдарды сынау бойынша зерттеулер жүргізіледі.
Жалпы ҚР ҰЯО-да БТС бойынша зерттеулер шеңберінде жүргізілетін жұмыстардың кең ауқымына қарамастан, біз өз жолымыздың басында тұрмыз және осы бағытта әлі де көп жұмыс істеу керек деп санаймын. Негізгі зерттеулер мен жаңалықтар әлі алда.
