В АО «НИИЭФА» испытали оборудование для системы безопасности реактора ИТЭР

В АО «НИИЭФА» успешно завершились коммутационные испытания прототипа системы быстрого (защитного) вывода энергии из сверхпроводящих обмоток тороидальной магнитной системы ИТЭР, относящейся к системе радиационной безопасности реактора.

Испытания прошли с 13 по 15 апреля на одном из испытательных стендов АО «НИИЭФА». Они проводились при участии представителей российского Агентства ИТЭР (Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «ИТЭР-Центр»).

Система защитного вывода энергии из обмоток тороидального поля с суммарным запасом энергии 40 ГДж, разработанная в АО «НИИЭФА», состоит из девяти комплексных устройств, рассчитанных на длительное протекание постоянного тока 68 кА и развивающих при коммутации тока обмоток в энергопоглощающие резисторы суммарную мощность свыше 600 МВт.

Полномасштабный прототип такого устройства, прошедший полный комплекс типовых испытаний, включает в себя два сильноточных размыкателя постоянного тока: двухступенчатый коммутатор, работающий совместно с импульсной системой противотока на базе емкостных накопителей, предназначенных для гашения дуги, и уникальный быстродействующий аппарат с пиро-приводом, который используется в качестве резервного выключателя.

Прошедшие испытания завершили начавшуюся в 2014 году многолетнюю серию типовых испытаний полномасштабных прототипов электротехнического оборудования (коммутационной аппаратуры, шинопроводов и энергопоглощающих резисторов) для систем питания обмоток магнитной системы, подлежащего поставке в МО ИТЭР в качестве натурального взноса Российской Федерации. Успешные результаты последних испытаний открывают дорогу к началу изготовления и поставки одной из наиболее сложных и ответственных систем в рамках обязательств РФ.

«Конструкция системы защитного вывода энергии позволяет за крайне ограниченное время, буквально за доли секунды, вывести накопленную энергию из магнитных систем токамака и предохранить эти системы от выхода из строя вследствие воздействия температуры и высокого напряжения. Разработать оборудование такого рода в соответствии с требованиями безопасности термоядерного реактора позволило уникальное сочетание опыта работы специалистов АО «НИИЭФА» как со сверхпроводниковыми магнитными системами, так и с сильноточным коммутационным оборудованием», – отметил заместитель генерального директора по термоядерным и магнитным технологиям – директор НТЦ «Синтез» АО «НИИЭФА» И.Ю. Родин.

ИТЭР (ITER) – Международный экспериментальный термоядерный реактор на базе концепции токамака и один из крупнейших примеров глобального партнерства в сфере развития ядерной энергетики. Цель «мегасайенс-проекта» – продемонстрировать возможности управляемого термоядерного синтеза для перехода на более «чистый» и безопасный вид добычи энергии. Над проектом совместно работают страны Евросоюза, а также Россия, США, Индия, Китай, Южная Корея и Япония. Организацией, ответственной за выполнение обязательств российской стороны в проекте ИТЭР, определена Госкорпорация «Росатом». Работу координирует Частное учреждение Госкорпорации «Росатом» «Проектный центр ИТЭР». В ответственность Российской Федерации входит изготовление и поставка 25 сложнейших высокотехнологичных систем будущей установки. Выполнение работ по проекту ИТЭР поддерживает научные и инженерные коллективы на российских предприятиях.

Акционерное общество «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова» (АО «НИИЭФА») – предприятие Госкорпорации «Росатом», ведущий научный, проектно-конструкторский и производственно-стендовый центр Российской Федерации 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 организациях и предприятиях России, стран СНГ, Болгарии, Венгрии, Германии, Египта, Индии, Китая, Кубы, США, Финляндии, Франции, Японии, КНДР, Республики Корея.