Диапазон научных исследований Национального исследовательского центра «Курчатовский институт» достаточно широк. Сегодня институт:

— проводит фундаментальные и прикладные научные исследования и разработки по широкому спектру направлений, в т.ч. в области конвергенции наук и технологий;

— решает задачи целевой междисциплинарной подготовки и повышения квалификации кадров;

— активно участвует в программах Президента и Правительства РФ по модернизации экономики и выработке политики страны в области высоких технологий, науки и образования;

— является научным координатором от Российской Федерации ряда международных научных мегапроектов.

В частности, Казахстан и Россия много лет вели переговоры о создании в г. Курчатов Восточно-Казахстанской области (бывший Семипалатинский ядерный полигон) термоядерного исследовательского комплекса. Работы по строительству установки токамака КТМ на территории Национального ядерного центра РК проводились в рамках разработки технического проекта международного термоядерного экспериментального реактора (ITER). Проект создан группой казахстанских и российских ученых под руководством академика РАН президента HИЦ «Курчатовский институт» Велихова Е.П. Общая стоимость проекта составляет $15 млн. Генераторы для казахского токамака создавались Всероссийским научно-исследовательским институтом токов высокой частоты им. Вологдина.

Общий вид установки КТМ

Токамак КТМ – единственный в мире специализированный токамак, который предоставит широкие возможности исследований и испытаний материалов первой стенки и внутрикамерных компонентов в диапазоне реакторных нагрузок от 0,5 до 5 МВт/м² и на приемной пластины дивертора реактора в диапазоне от 2 до 20 МВт/м². Обладая уникальными физическими характеристиками, он позволит провести актуальные плазмофизические исследования компактных магнитных конфигураций, что откроет возможности создания экономичных гибридных (синтез-деление) и термоядерных (синтез) реакторов.

5 сентября 2010 г. был проведен пробный запуск казахстанского материаловедческого токамака, на котором в вакуумной камере КТМ в течение 40 мс был получен плазменный шнур с максимальным током 25 кА – «первая плазма». Для проведения пробного пуска была произведена настройка системы диагностик физических параметров плазмы первой очереди, настройка системы регистрации данных, системы предионизации, рабочего газа, системы питания электромагнитных обмоток КТМ, системы вакуумной подготовки камеры КТМ.

Сегодня Казахские ученые стремятся привлечь к работе над токамаком лучших мировых специалистов. Эксперименты на КТМ должны помочь в работе над первым в истории человечества действующим термоядерным реактором. По прогнозам экспертов, уже к 2040 г. ITER может дать первый промышленный ток. Учитывая, что термоядерные реакторы должны быть значительно чище, чем современные ТЭС, безопаснее, чем АЭС, а запасов топлива для них (в виде дейтерия и трития, а в дальнейшем и гелия-3, который можно будет доставлять с Луны, где он имеется в колоссальных количествах) должно хватить на многие века, ученые планируют, что во второй половине столетия человечество может вступить в новую эру — термоядерной энергетики.

          Задача проекта КТМ

• Создание уникальной исследовательской и испытательной базы для разработки материалов и соответствующих технологий термоядерных реакторов, а также узлов и элементов реакторных камер.

• Отработка высокоресурсных конструкций дивертора и первой стенки, режимов ВЧ-нагрева и генерации неиндуктивного тока в интересах ИТЭР и ДЭМО.

• Исследования принципиальных плазмофизических характеристик компактных токамаков как термоядерной составляющей гибридных реакторов для наработки искусственного ядерного топлива, утилизации долгоживущих высокоактивных отходов ядерной энергетики деления и, возможно, для производства электроэнергии в подкритических системах.

Справка:

Токамак (сокращенно от «тороидальная камера с магнитным полем») — замкнутая магнитная ловушка, имеющая форму тора и предназначенная для создания и удержания высокотемпературной плазмы, что позволит осуществить термоядерную реакцию, в ходе которой должна выделиться энергия, значительно большая, чем энергия, затрачиваемая на формирование плазмы.