Токамак КТМ представляет собой специализированную установку, предназначенную для исследования конструкционных и функциональных материалов, элементов и узлов будущих установок термоядерного синтеза, а также исследования по физике плазмы. Основные особенности данного токамака – это аспектное отношение, равное 2, что является пограничной областью между сферическими и классическими токамаками; наличие транспортно-шлюзового и подвижного диверторного устройства, позволяющих производить замену образцов диверторных пластин без разгерметизации вакуумной камеры. Базовыми параметрами плазмы КТМ являются: ток плазмы 750 кА, диверторная конфигурация с вытянутостью к=1,7 и длительностью разряда 5 с, треугольность 0,1 – 0,2. Номинальное тороидальное магнитное поле 1 Тл. Внутренняя поверхность вакуумной камеры КТМ облицована графитовыми тайлами марки FP-479. В качестве дополнительного нагрева плазмы будет использоваться ионно-циклотронный резонансный нагрев (ИЦР).
В настоящий момент на токамаке КТМ выполняются работы по выводу установки на номинальные параметры и достигнуты следующие параметры плазменного разряда в режиме омического нагрева: ток плазмы Ip ≈ 500 кА, плотность 1×1019 м-3, с длительностью разряда ~ 1 с.
В настоящее время на токамаке КТМ реализуется программa совместных научных исследований, которая была разработана в целях реализации межправительственного Соглашения стран СНГ о совместном использовании экспериментального комплекса на базе токамака КТМ. В программе совместных исследований принимают участие от РФ специалисты НИЦ «Курчатовский институт», НИИЭФА им. Ефремова, ФТИ им. Иоффе, Томского политехнического университета и АО «Красная Звезда» (ныне отделение НИКИЭТ), НИЯУ МИФИ. От Республики Беларусь в совместных исследованиях принимают участие: ГНУ «ОИЭЯИ-Сосны» НАН РБ, НИУ «Институт ядерных проблем» Белорусского государственного университета. Программа совместных работ с использованием КТМ состоит из следующих этапов: отработка методик проведения исследований на КТМ; разработка инновационных технологий для создания термоядерного реактора; модернизация технологии подготовки токамака КТМ, исследование взаимодействия плазма-стенка; совершенствование технологических, физических методов диагностики плазмы и системы управления.
Авторы
Батырбеков Э.Г., Тажибаева И.Л., Чектыбаев Б.Ж., Ольховик Д.А., Бакланов В.В. (Национальный ядерный центр республики Казахстан, Курчатов, Казахстан)