Стационарный тритиевый топливный цикл токамака - термоядерного источника нейтронов тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, доктор наук Ананьев Сергей Станиславович

• Ананьев Сергей Станиславович
• доктор наук
• 2026

Оглавление диссертации доктор наук Ананьев Сергей Станиславович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ТЕРМОЯДЕРНОГО ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ/ТЕРМОЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ/ГИБРИДНОЙ СИСТЕМЫ СИНТЕЗ-ДЕЛЕНИЕ

1.1 Мощные нейтронные источники

1.2 Термоядерный источник нейтронов/гибридная система синтез-деление

1.3 Топливный цикл для ТЯР/ТИН/ГРУ

1.3.1 ТЯР без бланкета

1.3.2 ТЯР с бланкетом

1.3.3 Гибридные реакторы

1.4 Характеристики безопасности эксплуатации для ТЯР/ТИН/ГРУ

1.4.1 Принципы обеспечения безопасности

1.4.2 Ограничение трития в подсистемах ТЦ ТИН/ТЯР/ГРУ

1.4.3 Структура здания ТИН/ТЯР/ГРУ

1.4.4 Содержание трития в ТИН/ТЯР/ГРУ

1.4.5 Выводы

1.5 Выводы к главе

ГЛАВА 2. МОДЕЛИРОВАНИЕ СИСТЕМ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА. МОДЕЛЬ ДЛЯ СОГЛАСОВАННОГО РАСЧЕТА ТОПЛИВНЫХ ПОТОКОВ В ПЛАЗМЕ И СИСТЕМАХ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

2.1 Аналитическое моделирование топливного цикла

2.2 Согласованное моделирование топливных потоков в плазме и в системах ТЦ

2.3 Оценка потоков компонентов топлива с учетом ЭЛМов

2.3.1 Основные соотношения для параметров пеллет-инжекции и потоков в основной и диверторной плазме

2.4 Расчёт потоков в системах ТЦ

2.4.1 Расчёт изменения параметров в ТЦ при заданных режимах инжекции и откачки

2.4.2 Расчёт запасов изотопов в системах ТЦ

2.4.3 Расчёт количества протия в вакуумной камере

2.4.4 Расчёт количества трития в системе нейтральной инжекции

2.5 Выводы

ГЛАВА 3. РАСЧЁТНЫЙ КОД ЕС-Е^ ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПОВ ВОДОРОДА В СИСТЕМАХ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

3.1 Структура кода рабочие модули и интерфейс

3.2 Выводы

ГЛАВА 4. РАСЧЕТ ТОПЛИВНЫХ ПОТОКОВ В СИСТЕМАХ ИНЖЕКЦИИ ГРУ С УЧЁТОМ СОГЛАСОВАННОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ОСНОВНОЙ И ДИВЕРТОРНОЙ ПЛАЗМЫ

4.1 Использование согласованного моделирования основной и диверторной плазмы в ЕС-Е^

4.1.1 Диапазон для изотопного состава в диверторной плазме, при котором обеспечивается требуемая доля трития в основной плазме

4.1.2 Выводы

4.2 Потоки в системах топливного цикла ДЕМО-ТИН с учетом Б и Т пеллет инжекции

4.2.1. Базовый сценарий без стимуляции ЭЛМ (Сценарий А)

4.2.2. Сценарий с компенсацией конвективных потерь частиц в ЭЛМ без их дополнительной стимуляции (сценарий Б)

4.2.3. Сценарий с дополнительной стимуляцией ЭЛМ (В)

4.2.4 Обсуждение и выводы

4.3 Выбор изотопного состава газа для нагревных инжекторов компактного термоядерного источника нейтронов ТИН-СТ

4.3.1 Подход к организации ТЦ ТИН-СТ

4.3.2 Согласованная модель для вычисления потоков в ТЦ

4.3.3 Б+Т- и Б-пучок

4.3.4 Т-пучок

4.3.5 Потоки топлива и распределение Т в системах ТЦ

4.3.6 Новый подход к архитектуре ТЦ

4.3.7 Выводы относительно состава рабочего газа для инжекторов нейтралов

4.4 Выводы

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ КАНДИДАТНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ..202 5.1 Топливный цикл гибридного реактора ДЕМО-ТИН

5.2. Анализ технологий топливного цикла

5.2.1 Откачка и предварительное разделение

5.2.2 Выделение водорода из смеси газов

5.2.3 Разделение изотопов

5.2.4 Системы инжекции топлива в вакуумную камеру

5.2.5 Воспроизводство трития

5.2.6 Переработка тритийсодержащихрадиоактивных отходов, в том числе удаление трития из смеси газов (детритизация)

5.2.7 Хранение изотопов водорода и инвентаризация трития

5.2.8 Конструкционнын и функциональные материалы для трития

5.2.9 Обсуждение результатов

5.3 Оценка уровня готовности технологий тритиевого цикла в России на примере проекта гибридного реактора ДЕМО-ТИН

5.3.1 Методика оценки готовности технологий

5.3.2 Обсуждение результатов оценки

5.3.3 Выводы

5.4. Возможность инжекции Т в составе пучков быстрых атомов

5.4.1. Состав системы нейтральной инжекции и назначение её устройств

5.4.2. Место системы пучковой инжекции в ТЦ

5.5 Выводы

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

ЛИТЕРАТУРА

ПРИЛОЖЕНИЕ А

ПРИЛОЖЕНИЕ Б

ВВЕДЕНИЕ

СОДЕРЖАНИЕ И СТРУКТУРА ДИССЕРТАЦИИ

Диссертационная работа состоит из введения, 5 глав и заключения. В первой главе сформулированы задачи, решаемые системами топливного цикла термоядерной установки, и рассмотрены структуры, характерные для различных установок. Также там проанализированы их различия. Кратко рассмотрены требования по безопасности топливного цикла с точки зрения обращения с тритием и его соединениями. Во второй главе описываются подходы к моделированию систем тритиевого топливного цикла и описана разработанная модель для согласованного расчета топливных потоков в плазме и системах топливного цикла, в том числе, с учетом потерь частиц из-за краевых неустойчивостей. Третья глава посвящена описанию созданной программы для моделирования поведения топливных изотопов в основной и пристеночной плазме, системах инжекции, откачки и обработки газовой тритийсодержащей смеси для стационарного термоядерного источника нейтронов. В четвертой главе приводятся расчеты для проектов ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ, сформулированы требования к системам топливного цикла установок. В главе 5 описаны кандидатные технологии топливного цикла и проанализировано состояние технологической зрелости рассмотренных технологий.

Объем диссертации составляет (без учета Приложений) 296 страницы, включая 93 рисунка, 33 таблицы и список литературы из 302 наименований.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

В диссертации представлены результаты расчетно-теоретического исследования газовых и плазменных потоков изотопов водорода (топливных нуклидов) в базовых технологических системах термоядерных установок типа токамак, формирующих их топливный цикл (ТЦ). Выполнен анализ современных подходов к реализации ТЦ токамаков-реакторов и интенсивных источников нейтронов с термоядерной мощностью до 40 МВт, реализующих квазистационарные режимы работы. Разработаны и применены новые численные методы моделирования процессов в плазме и системах ТЦ токамаков, описанные и защищенные соответствующими объектами интеллектуальной собственности. Представлены и решены задачи выбора оптимальной конфигурации систем ТЦ токамаков ТИН-СТ и ДЕМО-ТИН с интенсивной реакцией D-T синтеза. Установлены зависимости интенсивности генерации нейтронов и количества топлива в ТЦ токамаков от изотопного состава плазмы и пучков инжекции. Впервые рассмотрено

влияние плотности плазмы и параметров удержания частиц (в том числе с учетом периферийных мод ЭЛМ) на потоки в системах ТЦ и их изотопный состав. Предложены перспективные варианты организации тритиевого ТЦ токамаков с минимально-возможными запасами радиоактивных топливных нуклидов на площадке эксплуатации установки.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Стационарный тритиевый топливный цикл токамака - термоядерного источника нейтронов»

Актуальность проблемы.

Термоядерные реакторы (ТЯР) и гибридные реакторные установки (ГРУ), сочетающие в себе технологии синтеза и деления, на основе токамака активно развиваются в настоящее время как перспективные производители нейтронов, тепловой и электрической энергии, а также в качестве наработчиков топливных нуклидов для энергетических ядерных реакторов. Дейтерий и тритий используются в качестве топлива для термоядерной реакции

D + T ^ 4He (3.52 MэВ) + n (14.07 MэВ) в результате которой образуется высокоэнергетический термоядерный нейтрон.

Один из компонентов в реакции (1) - изотоп водорода тритий радиоактивен и имеет время полураспада 12.32 лет, в результате чего весь доступный на сегодняшний день тритий наработан искусственно. Наработка трития была освоена в США и СССР на специализированных реакторах деления, в настоящее время основным источником коммерческого трития являются реакторы CANDU. Мировые запасы коммерчески доступного трития составляют около 25 кг. После запуска проектов ИТЭР и CFETR его количество может сократиться более чем вдвое - с чем связана обеспокоенность обеспечения ТЯР топливом. Поскольку в процессе работы ТЯР с уровнем мощности синтеза сопоставимым с реакторами деления будет выгорать от 50 до 150 кг/год трития на установке должно быть реализовано его производство для обеспечения собственных потребностей (в идеале расширенное производство для загрузки следующих реакторов). Наработка трития может производиться непосредственно в ТЯР при использовании тритийвоспроизводящих бланкетов различной конструкции. Первые эксперименты с тест-модулями бланкета запланированы в рамках проекта ИТЭР. Сегодня технологии воспроизводства трития испытываются на реакторах деления, имеющих более мягкий спектр нейтронов, чем ТЯР. Конструкция бланкетов для перспективных ТЯР в лучшем случае позволит обеспечивать собственные потребности в тритии, так как коэффициент его воспроизводства (Tritium Breeding Ratio) TBR выше, чем 1,1 в них получен быть не может. Расширенного воспроизводства трития можно добиться на ГРУ при использовании бланкетов, содержащих делящиеся нуклиды. За счет существенного размножения

вторичных нейтронов в зоне деления может быть получено значение ТБЯ(Ь) до 10, что позволит расширенно нарабатывать тритий при удовлетворении собственных потребностей ГРУ в топливе. Для источника термоядерных нейтронов (ТИН) или ГРУ требования по производству трития могут быть существенно снижены за счет меньшего масштаба мощности установки и иных целевых продуктов (следовательно, другой схемы замыкания нуклидного и энергетического баланса). Для концептуального проектирования ТЯР/ГРУ необходимо оценить количество топлива, требуемое для запуска установки, а на этапе технического проектирования установки - сформулировать требования к ним. На оценку данных целевых показателей направлены исследования, представленные в составе диссертации.

В плазменных разрядах необходимые для условий синтеза и генерации нейтронов параметры (в т.ч. профили концентрации частиц и изотопный состав плазмы) обеспечиваются топливной инжекцией частиц в вакуумную камеру. Диффузионные потери из плазмы и низкие значения сечений взаимодействия компонентов топлива приводят к высоким значениям инжектируемых потоков. При этом в плазму попадает лишь часть топлива - большая часть частиц подлежит откачке. Для существующих экспериментальных установок отношение количества инжектированных в камеру токамака частиц топлива к количеству вступивших в термоядерную реакцию на уровне 104, для перспективных проектов ожидается дополнительный рост до 10 раз. Согласно оценкам создание энергетически эффективного термоядерного реактора потребует уменьшения этого показателя - иначе потоки топлива будут настолько велики, что их обработка станет невозможна, а количество трития на установке составит десятки килограмм.

Согласование процессов топливной и газовой инжекции совместно с процессами, происходящими в основной и диверторной плазме, необходимо для обеспечения условий синтеза и генерации нейтронов - особенно в стационарном режиме. Эффективность подпитки частицами зависят от способа ввода топлива в плазму - типа инжекции. Наряду с газонапуском в камеру, имеющим наименьшую эффективность подпитки плазмы, используются инжекция быстрых атомов в виде нагревных (нейтральных) пучков, а также инжекция замороженных гранул топлива - пеллет. Последние два способа имеют наибольшую эффективность, однако поток частиц в пучках ограничен мощностью дополнительного нагрева - в результате топливные пеллеты остаются единственным способом эффективно контролировать параметры плазмы в процессе разряда. Процессы в основной плазме сопровождаются регулярными и импульсными потерями частиц и энергии, что приводит к возникновению различных процессов в пристеночной области и

диверторе (в т.ч. эрозия материалов внутрикамерных элементов, потери компонентов топлива, потоки нейтралов в плазму через сепаратрису и др.). Для компенсации нежелательных эффектов в пристеночной области осуществляется инжекция газа, а также откачка газа из дивертора - для предотвращения избыточного накопления частиц в вакуумной камере.

Системы, обеспечивающие инжекцию частиц, их откачку, обработку и хранение газа формируют замкнутый топливный цикл (ТЦ) установки. Помимо обеспечения параметров плазмы системы ТЦ должны поддерживать вакуумные условия в установке и оборот компонентов топлива и вспомогательных газов с их контролируемым выбросом. Вне зависимости от используемого топлива и назначения установки, ТЦ является ее базовой системой. По экономическим и экологическим соображениям ТЦ должен быть замкнутым.

Современный уровень развития ТЯР и ГРУ требует дополнительных фундаментальных и прикладных исследований в области термоядерного ТЦ для них. К настоящему моменту в мире накоплен большой опыт работы с тритием в лабораториях и на различных физических установках. Были созданы и успешно эксплуатировались тритиевые системы ТЯР с запасом трития до 70 г на токамаках TFTR (США) и JET (Великобритания). В последние годы усилия мирового сообщества сосредоточены на проектировании ТЦ международного термоядерного экспериментального реактора ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), в Китае были созданы прототипы всех основных систем ТЦ для национального проекта CFETR (China Fusion Engineering Test Reactor).

Примером отечественного проекта может служить тритиевый комплекс токамака ТСП (АО «ТРИНИТИ») с запасом трития на площадке 1 г, который был создан, но не эксплуатировался. В РФЯЦ-ВНИИЭФ для моделирования процессов вакуумно-тритиевого комплекса ТЯР и ресурсных испытаний технологического оборудования был сформирован крупномасштабный тритиевый контур, действовавший с 1993 до 1997 г, с содержанием трития в контуре до 200 г. Существующие технологии обращения с тритием, используемые в различных областях промышленности и науки РФ, в большинстве случаев значительно отличаются от требуемых для ТЦ ТЯР и ГРУ. Не принимая во внимание тритиевый комплекс реактора ПИК в РФ нет специализированной стендовой базы для испытания технологий тритиевого ТЦ. Большинство технологий ТЦ в РФ находятся на стадии разработки, отдельные технологии соответствуют стадии исследования.

Исследования и разработки в области ТЦ термоядерных установок и переработки, участвующих в нем тритий-содержащих газов, проводились также в Tritium Process

Laboratory (Япония), Tritium Systems Test Assembly (США), Tritium Laboratory Karlsruhe (Германия) и др. В последние годы усилия мирового сообщества сосредоточены на проектировании топливного цикла международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, который планируется начать эксплуатировать после 2030 года, а эксперименты с дейтерий-тритиевой плазмой ожидаются не ранее 2037 года. В Китае были созданы прототипы всех основных систем ТЦ для национального проекта ТЯР CFETR, который использует все технологические решения, принятые для ИТЭР. Создание реакторов с длинными или стационарными разрядами потребует принципиального нового подхода к организации ТЦ и применения иных технологических решений для его систем. Дело в том, что, все эксплуатировавшиеся до настоящего момента и проектируемые установки реализовали импульсно-периодический режим, в котором обработка газовой смеси осуществляется в перерыве между разрядами.

Создание реакторов с длинными или стационарными разрядами требует принципиально нового подхода к организации ТЦ и применения иных технологических решений для его систем, поскольку все эксплуатировавшиеся до настоящего момента и проектируемые установки реализовали импульсно-периодический режим, в котором обработка газовой смеси осуществляется в перерыве между разрядами. Переход к длинным импульсам потребует стационарной работы всех систем ТЦ с согласованием рабочих режимов и потоков, при этом интегральное количество трития на площадке установки должно быть по возможности сокращено. Создание стационарных установок с топливным циклом аналогичным существующим экспериментальным установкам приведёт к неоправданному накоплению трития в системах. Опыт тритиевых ТЦ современных токамаков может быть использован лишь отчасти, поскольку технологии обращения с тритием могут быть масштабируемы с существенными ограничениями.

Потоки топливных нуклидов в системах ТЦ для ТЯР и ГРУ могут изменяться в широком диапазоне, от единиц до сотен м3Па/с, в зависимости от термоядерной мощности установки. При этом количество радиоактивного трития в технологических системах ТЦ и плазме токамака может составлять от десятков грамм до нескольких килограммов. Проблема масштабирования ТЯР требует поиска новых технологических решений для снижения количества трития в ТЦ. Для прообраза термоядерной электростанции EU-DEMO (Demonstration Power Plant) рассматривается архитектура с несколькими контурами ТЦ - такое решение может обеспечить снижение количества трития в ТЦ до четырех раз по сравнению с одноконтурным вариантом для ТЦ ИТЭР, однако увеличит сложность ТЦ в целом и потребует применять новые технологические решения. В числе прочих, для проекта EU-DEMO планируется отказ от криоконденсационных насосов в

откачке вакуумной камеры и принцип короткоциклового («прямого») выделения изотопов водорода из выхлопа токамака. Данные решения не нашли применения в проекте ИТЭР по причине импульсно-периодического режима, однако обеспечат снижение потоков в системах ТЦ и минимальное накопление изотопов водорода там.

Исследования в направлении технологий и моделирования термоядерного ТЦ для ТЯР приобрели необычайную популярность в последние десятилетия. На международных симпозиумах (Symposium on Fusion Technology - SOFT и International Symposium on Fusion Nuclear Technology - ISFNT) по технологиям синтеза, Международных конференциях по науке и тритиевым технологиям (International Conference on Tritium Science and Technology - Tritium) докладываются результаты экспериментальных и теоретических исследований, которые проводятся практически на всех странах в поддержку проектов управляемого термоядерного синтеза (УТС) и создания ТЯР (в т.ч. проекта ITER). Там же обсуждаются работы, ведущиеся на различных физических (научных и промышленных) установках, содержащих тритий. Вопросы конструкционных материалов для ТЯР и взаимодействия изотопов водорода с ними обсуждаются на тематических конференциях Interaction of Hydrogen Isotopes with Structural Materials - IHISM, Plasma Surface Interaction

- PSI и других. Общие вопросы создания перспективных ТЯР и ГРУ обсуждаются на международных совещаниях и конференциях, проводимых МАГАТЭ: DEMO Programme Workshop series - DPWS, Fusion Energy Conference - FEC и др. Вопросам создания ГРУ посвящены специализированные мероприятия International conference on Fusion-Fission sub-critical systems for waste management and safety - FUNFI, а также семинары, например, Физические и технические аспекты объемного источника нейтронов для материаловедческих, технологических исследований и решения задач ядерной энергетики

- VNS и Совещания по нейтронным источникам и гибридным системам, стационарным режимам токамака, технологическим системам и материалам термоядерного источника нейтронов, проводимые ежегодно в НИЦ «Курчатовский институт». Конференции по физике плазмы, такие как, например, Европейская конференция по физике плазмы (EPS Conference on Plasma Physics), Международная конференция по физике плазмы и УТС (Звенигородская), посвящают множество докладов исследованию различных явлений, связанных с вопросами создания и удержания плазмы, а также ее подпитки частицами или генерации неиндукционного тока. Практически на всех перечисленных тематических мероприятиях подчеркивается важность проектирования ТЦ для ТЯР/ТИН, содержащего минимальное количество радиоактивных топливных нуклидов и уделяется внимание подходам, предлагаемым для этого.

Между тем, методики оценки количества изотопов водорода в ТЦ практически не

эволюционировали за последние десятилетия. Коды, используемые для моделирования плазменных разрядов, вакуумной откачки, обработки компонентов газовой смеси и др. предназначены для решения локальных задач и не интегрированы для проведения согласованных расчетов всех компонентов ТЦ установки. Системные коды оперируют с упрощенной моделью плазмы и редко учитывают процессы внутри вакуумной камеры кроме термоядерного выгорания. До недавнего времени для ITER использовался код CFTSIM, в котором потоки в ТЦ определялись процессами в системе разделения изотопов водорода, обрабатывающей все газовые потоки на установке в перерыве между плазменными разрядами. По мере развития проекта DEMO с этапа концептуального проектирования стало очевидным, что количество трития, требуемое для первоначальной загрузки реактора, будет определяться в первую очередь используемыми технологиями и архитектурой ТЦ и не может быть оценено с использованием простых моделей. Оптимизация отдельных систем ТЦ в последние годы успешно ведется с использованием коммерческих кодов (в т.ч. EcosimPro, AspenPlus). В России развиваются коды (в т.ч. HYDRA, TRITIUM) для моделирования поведения изотопов водорода и др. газов в системах быстрого ядерного реактора, однако область применения этих кодов для термоядерного направления оказывается весьма ограниченной. При этом отсутствуют модели, позволяющие делать оценки потоков и запасов топливных нуклидов в плазме и системах ТЦ на любой стадии проекта - от концептуальной до эскизной.

При проектировании ITER было отмечено, что современный подход к конструированию установки и эксплуатации токамака должен опираться не на метод «проб и ошибок», а на предсказательное моделирование - дивертор ITER является первым дивертором, конструкция которого основана на сравнительно подробном моделировании процессов, происходящих в пристеночной плазме. Правильность этих решений еще предстоит оценить по результатам экспериментов, однако уже сейчас совершенно ясно, что конструирование элементов термоядерной установки должно опираться на полное (насколько это возможно) понимание физики плазмы и процессов, происходящих в вакуумной камере. При этом совершенно не обязательно, чтобы она была термоядерной (имеются в виду существующие, вводимые в эксплуатацию и проектируемые физические установки).

Результаты, полученные при согласованном моделировании должны также применяться при проектировании систем откачки, топливной и газовой инжекции, а также систем топливного цикла установки. Таким образом, выбор наилучшей архитектуры систем ТЦ должен происходить на основании требований, формируемых условиями горения термоядерной плазмы и её контроля. В экспериментах было показано, что

вероятность газовыделения из материалов вакуумной камеры требует повышения требований к скорости откачки и производительности систем ТЦ на один-два порядка относительно оценок, сделанных ранее на основании скорости выгорания в плазме топливных нуклидов (и обеспечиваемых системами инжекции). Также было показано, что наличие потока нейтралов из области дивертора в основную плазму существенно влияет на её плотность (и, следовательно, состав). Это означает, что эффективная подпитка плазмы ТЯР и ГРУ топливом может осуществляться в виде пучков быстрых атомов и криогенных гранул-пеллет, газонапуск в вакуумную камеру некорректно рассматривать в качестве источника частиц для подпитки плазмы (вопреки концептуальному подходу к организации ТЦ в ТЯР).

Согласованное моделирование потоков частиц в системах откачки и топливной инжекции было проведено для проектов ITER и описания экспериментов на JET, EAST и др. Однако в проводимых экспериментах редко одновременно реализуются условия, характерные для перспективных установок, включая топливную инжекцию, нагревные пучки, контроль ЭЛМ и др. При этом существующие коды редко могут описывать изотопный состав плазмы и его связь с топливной инжекцией и газонапуском. Однако именно контроль состава плазмы может быть ключевой задачей в ТИН с пучково-плазменным механизмом генерации нейтронов. Как уже было отмечено, в свободной публикации отсутствуют модели, которые могут описывать парциальные потоки компонентов топлива в плазме и системах ТЦ в зависимости от параметров и требуемых сценариев.

Суммарный запас трития в комплексе установки зависит от применяемых в ТЦ технологий. Для ТЯР и ГРУ, рассчитанных на стационарный режим, должны быть спроектированы ТЦ, обеспечивающие стационарные свойства термоядерной плазмы для производства нейтронов, с учетом тритийвоспроизводящих систем. Вместе с этим, в ТЦ должно содержаться минимально возможное количество трития, чтобы наилучшим образом отвечать требованиям безопасности (как объектов, содержащих тритий и, в случае ГРУ, ядерные материалы).

Все вышесказанное определяет высокую актуальность темы диссертации, обосновывает необходимость проведения работ в широком диапазоне научных направлений, а полученные автором результаты демонстрируют его квалификацию и вклад в данном научном направлении.

Цель работы и задачи исследований.

Целью данной работы является разработка принципов стационарного дейтерий-тритиевого топливного цикла термоядерных источников нейтронов на примере проектов ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ, обеспечивающих минимизацию количества трития.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

1. Разработать принципы создания замкнутого дейтерий-тритиевого топливного цикла для токамаков, обеспечивающие стационарную работу термоядерного источника нейтронов;

2. Разработать расчётно-теоретическую модель топливного цикла термоядерного источника нейтронов включающую расчет потоков изотопов водорода в дейтерий-тритиевом топливном цикле, учитывающую режимы плазменных разрядов токамака;

3. На основе расчетно-теоретического моделирования определить требования к элементам топливного цикла - системам инжекции пеллет и нейтральных атомов в плазму, газонапуска и откачки из камеры токамака, необходимые для обеспечения плотности и изотопного состава плазмы термоядерного источника нейтронов;

4. На основе расчетно-теоретического моделирования определить требования к периферийным по отношению к токамаку системам дейтерий-тритиевого топливного цикла термоядерного источника нейтронов;

5. Для рассчитанных значений потоков газовой смеси и её изотопного состава обосновать выбор методов инжекции компонентов топлива, откачки, извлечения трития, разделения изотопов водорода для систем дейтерий-тритиевого топливного цикла термоядерного источника нейтронов;

6. На основании расчетно-теоретического моделирования разработать дейтерий-тритиевый топливный цикл для проектов термоядерного источника нейтронов ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ с учетом кандидатных технологий систем и их взаимной интеграции для уменьшения содержания трития в них;

7. Рассчитать количество трития и дейтерия в дейтерий-тритиевом топливном цикле проектов термоядерного источника нейтронов ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ, минимально достаточное для пуска и работы токамака;

8. Провести оптимизацию дейтерий-тритиевого топливного цикла проектов термоядерного источника нейтронов ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ для достижения максимального нейтронного выхода.

Научная новизна работы заключается в том, что:

1. Разработана схема замкнутого дейтерий-тритиевого топливного цикла токамаков, обеспечивающая стационарную работу термоядерного источника нейтронов. Минимально возможное количество трития достигается за счет разделения топливного цикла на несколько контуров топливных потоков, отсутствия операционного хранилища и согласованной работы систем в стационарном режиме.

2. Впервые исследована зависимость изотопного состава плазмы и нейтронного выхода термоядерного источника нейтронов от способов инжекции компонентов топлива в плазму для диапазона предполагаемых параметров плазмы проектируемых установок ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ.

3. Впервые разработана расчетно-теоретическая модель для расчета потоков изотопов водорода в дейтерий-тритиевом топливном цикле термоядерного источника нейтронов с учетом режимов плазменных разрядов токамака, стационарной нейтральной инжекции. Модель применена для создания топливного цикла проектируемых установок ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ.

4. Впервые рассчитаны газовые потоки компонентов топлива в топливном цикле термоядерного источника нейтронов для предполагаемых параметров плазмы и сценариев работы проектируемых установок ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ.

5. Впервые рассчитано количество дейтерия и трития в системах дейтерий-тритиевого топливного цикла термоядерного источника нейтронов, минимально достаточное для запуска и работы токамаков ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ.

6. Впервые обоснован выбор методов инжекции компонентов топлива, откачки, извлечения трития, разделения изотопов водорода для систем дейтерий-тритиевого топливного цикла термоядерного источника нейтронов с несколькими контурами топливных потоков для проектируемых установок для проектируемых установок ДЕМО-ТИН и ТИН-СТ.

Научная и практическая значимость

Проведены системные работы по тритиевому топливному циклу установок управляемого термоядерного синтеза и выполнено его концептуальное проектирование для проектов термоядерного источника нейтронов ТИН-СТ и ДЕМО-ТИН, предложена методика выбора кандидатных технологий для различных параметров плазмы токамака для снижения количества трития на площадке установки.

Показано, что для ТИН с высокой долей нейтронов, рожденных в нетепловом механизме, состав газа в системах топливного цикла будет отличен от равнокомпонентного; для возможности контроля плотности и состава плазмы требуется ее подпитка раздельными потоками изотопов водорода высокой чистоты - для обеспечения этого в топливном цикле предусмотрена система разделения изотопов водорода; сокращение потоков газа в системах топливного цикла обеспечивается многоконтурной структурой (с различным составом газа в контурах) и использованием в каждом контуре систем с сопоставимыми временами обработки; снижение интегрального количества трития достигается за счет оптимизации структуры топливного цикла, выбора технологий для систем и их интеграции.

Для проектов ТИН продемонстрирована взаимная зависимость состава плазмы, нагревных пучков и газонапуска. Показано, что для стационарной установки система пучковой (нейтральной) инжекции - важная часть топливного цикла. Обоснована нецелесообразность использования смеси D:T=1:1 во всех системах топливного цикла ТИН. С использованием новой методики раздельной оценки потоков D и Т в системах инжекции и откачки были обоснованы потоки DT 20-50 м Па/с в ТИН с учетом контроля изотопного состава плазмы Предложена структура топливного цикла, обеспечивающая увеличение нейтронного выхода за счет контроля состава плазмы при инжекции пучков различного состава. Показано, что для запуска ТИН потребуется от 0.1 до 0.6 кг трития (в зависимости от проекта), распределенного между системами топливного цикла на площадке установки в зависимости от состава пучков и структуры топливного цикла.

Значение результатов диссертационной работы для физики плазмы определяется тем, что работа направлена на решение проблем создания замкнутого термоядерного топливного цикла и связана с изучением общих свойств и закономерностей поведения изотопов водорода в основной и диверторной плазме токамака, инжекции изотопов водорода в плазму различными методами и способами контроля состава плазмы.

Предложены новые научно-обоснованные решения, которые позволят оценить потоки газа и его состав в системах инжекции, откачки и обработки, необходимые для контроля плазменного разряда с требуемыми параметрами. Это дает возможность выполнить проектирование установки, в том числе стационарной, для управляемого термоядерного синтеза на основе токамака, включая проекты токамака с реакторными технологиями (ТРТ) и гибридной реакторной установки (ГРУ), проектирование которых сейчас выполняется в России в рамках федерального проекта «Разработка технологий управляемого термоядерного синтеза и инновационных плазменных технологий» комплексной программы ГК Росатом «Развитие техники, технологий и научных

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Ананьев Сергей Станиславович, 2026 год

ЛИТЕРАТУРА

1. Taylor A., Dunne M. Bennington S. et al. A Route to the Brightest Possible Neutron Source // Science, 2007. V. 315. P. 1092-1095. D01:10.1126/science.1127185.

2. Non-Electric Applications of Fusion / U.S. Department of Energy Fusion Energy Sci. Advisory Committee (FESAC) panel report. 2003, https://science.osti.gov/-/media/fes/fesac/pdf/2003/Fesac_final_non_elec_2003.pdf (Дата обращения: 2026.02.13).

3 Gardner I.S.K. // 6th Europ. Particle Accelerator Conf. (EPAC 98), Stockholm, Sweden, 1998.

4 Широков Ю.М., Юдин Н.П. / Ядерная физика. М.: Наука, 1980.

5 Schmidt K.-H., Kelic A., Lukic S. et al. Benefits of extended capabilities of the driver accelerator for EURISOL // Phys. Rev. ST Accel. Beams. 2007. V. 10. P.014701.

6 Kuteev B.V., Khripunov V.I., Goncharov P.R., Sergeev V.Y. Intense fusion neutron sources // Plasma physics reports, 2010, V 36, № 4, pp. 281-317, D0I:10.1134/S1063780X1004001X.

7 Ehlers G., Klose F. Characterization of Magnetic Materials by Means of Neutron Scattering / Ed. by Y. Liu, D.J. Sellmyer; D. Shindo. Handbook of Advanced Magnetic Materials. V. 2. Characterization and Simulation. New York: Springer, 2006. P. 66.

8 Campbell J.H., Selby D.L., Harrington R.M., Thompson P.B. // Advanced Neutron Source (ANS) Project Progress report. 0RNL_6696. Oak Ridge National Laboratory, 1992. https://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc1409096/m2/1/high_res_d/ 7097625.pdf (Дата обращения: 20260213).

9 Appleton B., West C. Oak Ridge National Laboratory Review. 1994. V. 27. № 1. https://www.ornl.gov/sites/default/files/0RNL%20Review%20v27n1-2%201994.pdf (Дата обращения: 2026.02.13).

10 Kustom R.L. An Overview of the Spallation Neutron Source Project // XX Int. Linac Conf. (LINAC 2000), Monterey, California, USA, 2000. https://epaper.kek.jp/l00/papers/TU101.pdf (Дата обращения: 2026.02.13).

11 IAEA TECDOC Series № 1439. Development Opportunities for Small and Medium Scale Accelerator Driven Neutron Sources / Report of a technical meeting held in Vienna, Austria, 2004.

12 Peng Y._K.M., Neumeyer C.A., Fogarty P.J. et al. // 20th IAEA Fusion Energy Conf., Vilamoura, Portugal, 2004. FT/3_1Rb. https://www-

pub.iaea.org/MTCD/Meetings/PDFplus/fusion-20-preprints/FT_3-1Rb.pdf (Дата обращения: 2026.02.13).

13 H. R. Wilson, G. M. Voss, R. J. Akers, et al., in Proceedings of the 20th IAEA Fusion Energy Conference, Vilamoura, 2004, Paper FT/3-1Ra

14 Steiner D., Cheng E., Miller R. et al. The ARIES Fusion Neutron Source Study. UCSD_ENG_0083. Advanced Energy Technology Group. University of California, 2000. https://web.mit.edu/fusion-fission/HybridsPubli/Fusion_Neutron_Source_ Study.pdf (Дата обращения: 2026.02.13)

15 Abdou M.A., Ying A., Morley N. et al. Plenary Talk at the 18th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy (TOFE), San Francisco, 2008. https://fti.neep.wisc.edu/fti.neep.wisc.edu/fednews/news1208.pdf (Дата обращения: 2026.02.13)

16 Nuclear Energy Agency (NEA). Accelerator_driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles. A Comparative Study. L'Agence pour l'energie nucleaire, 2002. https://oecd-nea.org/ndd/reports/2002/nea3109-ads.pdf (Дата обращения: 2026.02.13)

17 Buccafurni A., Landeyro P.A. // Energia Nucleare. 1994. Anno II. № 3. P. 34. https://oecd-nea.org/trw/docs/hybrid/hybrid.pdf (Дата обращения: 2026.02.13)

18 Kawase Y., Inoue M. NEUTRON FACTORY PROJECT AT KURRI // 1 st Asian Particle Accelerator Conf. (APAC 98), Tsukuba, Japan, 1998, pp.104.

19 Locke Bogart S., ed. // Division of Controlled Thermonuclear Research (DCTR) Fusion-Fission Energy Systems Review Meeting. ERDA_4 UC_20. Energy Research and Development Administration (ERDA), Germantown, Maryland, 1974 https://www.ralphmoir.com/media/ssr76.pdf (Дата обращения: 2026.02.16)

20 Proc. Second Fusion-Fission Energy Systems Review Meeting, Washington, D.C., 1977. / Ed. by S. Locke Bogart. United States Department of Energy. Office of Fusion Energy. CONF_771155. Issued July 1978, 578 p.

21 IAEA_622_I3_TR_26091. TWG_FR/122. IAEA Workshop on Technology and Applications of Accelerator Driven Systems (ADS), Centre for Theoretical Physics (ICTP), Trieste, Italy, 2003: https://www.slideserve.com/butch/iaea-ictp-workshop-on-technology-and-applications-of-accelerator-driven-systems-ads-powerpoint-ppt-presentation

22 Кутеев Б.В., Докука В.Н., Голиков А.А. и др. // Тезисы докладов XXXVI Международной (Звенигородской) конференции по физике плазмы и УТС, г. Звенигород, 9-13 февраля 2009 г. / Российская акад. наук, Науч. совет РАН по физике плазмы, Науч. совет РАН по комплексной проблеме "Физика низкотемпературной плазмы" и др. ; сост. Л. М. Коврижных и др. — Москва : Плазмаиофан, 2009.

23 Kuteev B.V., Borisov A.A., Golikov A.A. et al. // Third Fusion-Fission Hybrids Workshop, East-West Science Center of the University of Maryland, USA, 2009.

24 Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Термоядерные источники нейтронов для производства топлива и энергии // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2009. Вып. 1. С. 3.

25 Азизов Э.А. Гладуш Г.Г. Докука В.Н. Хайрутдинов Р.Р. Концепция токамака с сильным полем и аспектным отношением // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. 2007. Вып. 3. С.3-13.

26 Hawryluk R.J., Batha S., Blanchard W. et al. Fusion plasma experiments on TFTR: A 20 year retrospective // Phys. Plasmas. 1998. V. 5. P. 1577.

27 Jacquinot J., Bhatnagar V.P., Cordey J.G. et al. Overview of ITER physics deuteriumtritium experiments in JET // Nucl. Fusion. 1999. V. 39. P. 235.

28 Gormezano C. High performance tokamak operation regimes // Plasma Phys. Control. Fusion. 1999. V. 41. 12B. P. B367.

29 Matsukawa M., Matsuda S., Kikuchi M. et al. Engineering Feature in the Design of JT-60SA // Proc. 21st IAEA Fusion Energy Conf., Chengdu, China, 2006. https://www-pub.iaea.org/MTCD/Meetings/FEC2006/ft_p7-5.pdf (Дата обращения: 2026.02.16).

30 Gabriel T.A., Barnes J.N., Charlton L.A. et al. / Symposium on the Savannah River Accelerator Project and Complementary Spallation Neutron Sources, University of South Carolina, Columbia, 1996.

31 Ikeda K. et al. Progress in the ITER Physics Basis // Nucl. Fusion. 2007. V. 47. P. S1-S414.

32 ITER Technical Basis. Plant Description: Plant Systems Design and Assessment. http://www.iter.org/

33 Najmabadi F. / Fusion Development Path. Interim Report. Fusion Summer Study. Snowmass, Colorado, 2002. http://aries.ucsd.edu/E4/

34 Tillack M.S., Steiner D., Waganer L.M. et al. / Issues and R&D needs for commercial fusion energy. An interim report of the ARIES technical working groups. UCSD_CER_08_01. University of California, San Diego, 2008. http://cer.ucsd.edu/REPORTS/UCSDCER_08_01.pdf

35 Fusion energy moving forward - spin off benefits from fusion R&D. European Commission.2003. http://ec.europa.eu/research/energy/pdf/spin_off_en.pdf

36 Accelerated Development of Fusion Power / Cook I., Ward D., Taylor N. // International Energy Agency Workshop on Socio Economics Aspects of Fusion Power, Culham Science Centre, UK, 2005.

37. E. T. Cheng, R. Cerbone, Y. K. M. Peng et al. Study of a spherical tokamak based volumetric neutron source // Fusion Engineering and Design. - 1998. - Vol. 38, No. 3. -P. 219-255. - DOI 10.1016/S0920-3796(97)00096-3.

38. Abdou M.A., Peng M., Berk S. et al. Technical Basis and Design Strategy for Magnetic Fusion Devices // Proceedings of the 15th International Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Vol. 2, p. 733-744, F-II-6 (IAEA, Vienna (1995).

39 Jassby D.L. Counterstreaming-Ion-Tokamak Fissile Breeder // Division of Controlled Thermonuclear Research (DCTR) Fusion-Fission Energy Systems Review Meeting. ERDA_4 UC_20. Energy Research and Development Administration (ERDA), Germantown, Maryland, 1974. P. 81-91.

40 Jassby D.L. Optimization of fusion power density in the two-energy-component tokamak reactor // Nucl. Fusion. 1975. V. 15. P. 453.

41 Jassby D.L. Neutral-beam-driven Tokamak fusion reactors // Nucl. Fusion. 1977. V. 17. P. 309-365.

42 Марчук Г.И., Дубовский Б.Г., Смелов В.В., Милютина З.Н. Исследования критических параметров реакторных систем : Сборник статей / Науч. ред. П.А. Гаврилов. - Москва : Госатомиздат, 1960. - С. 107.

43. Васильков Р.Г., Гольданский В.И., Орлов В.В. и др. Об электрическом бридинге // УФН. 1983. Т. 139. C. 435-464.

44 Cipiti B.B. Fusion Transmutation of Waste and the Role of the In Zinerator in the Nuclear Fuel Cycle / SAND2006_3522. Report of Sandia National Laboratories, 2006.

45 Manheimer, W. The Fusion Hybrid as a Key to Sustainable Development // Journal of Fusion Energy. 2004. Vol. 23, No. 4. P. 223-235.

46 McNamara B. / 4th Claverton Energy Conf. Wessex Water, Claverton Down Road, Bath, UK, 2008.

47 Taczanowski S. Transmutations of radioactive nuclides in accelerator-driven subcritical systems // Postepy Techniki Jadrowej. 1998. V. 41. P. 437-441.

48 Beller D. / Eighth Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Las Vegas, Nevada, USA, 2004. https://www.oecd-nea.org/pt/docs/iem/lasvegas04/nea-6024-pt.pdf (Дата обращения: 2026.02.16).

49 Blazquez J. / 6th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. Madrid, Spain, 2000. 277 http://www.nea.fr/html/pt/docs/iem/madrid00/Proceedings/Paper16.pdf

50. Koberl O., Ritter G., Slessarev I. et al Reactor physics analysis of hybrid systems. // Fifth OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. SCK_CEN, Mol, Belgium, 1998.

ttp://www.nea.fr/html/pt/docs/iem/mol98/session5/SVpaper3.pdf (Дата обращения: 2026.02.16).

51 Piera M., MartHnez Val J.M. Hybrid nuclear cycles for nuclear fission sustainability // 13th Int. Conf. on Emerging Nuclear Energy Systems, Istanbul, Turkey, 2007. P.170 https://inis.iaea.org/records/2yh02-z8635 (Дата обращения: 2026.02.16).

52 Dolan T.J. Fusion Research: Principles, Experiments and Technology. / New York: Pergamon Press, 1982. 855 p.

53 Bethe H.A. The Fusion Hybrid // Physics Today. 1979. V. 32. P. 44-51.

54 LLNL_WEB_408499 /LIFE: Clean Energy from Nuclear Waste. Lawrence Livermore National Laboratory, 2009.

https://lasers.llnl.gov/about/missions/energy_for_the_future/life/

55 Moses E.I. The National Ignition Facility: status and plans for the ignition campaign // J. Phys.: Conf. Ser. 2008. V. 112. 012003.

56 Kiyavitskaya H. et al. / Technical Meeting on the Use of Low Enriched Uranium (LEU) in Accelerator Driven Subcritical Assemblies, Vienna, Austria, 2005. http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/documents/TMonUseofLEUonADS/PDFPr esentations/Kiayvitskaya_Presentation.pdf

57 TRIGA Nuclear Reactors: [офиц. сайт]. - Режим доступа: https://www.ga.com/triga/, свободный (Дата обращения: 2026.02.16).

58

59

60

61

62

63

64

65

66

67

68

69

70

71

Multipurpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications : [офиц. сайт]. -Режим доступа: https://www.myrrha.be/, свободный (Дата обращения: 2026.02.16). Sheffield R. Utilization of Accelerators for Transmutation and Energy Production // Third Fusion-Fission Hybrids Workshop, East West Science Center of the University of Maryland, USA, 2009, LA-UR-10-06503.

Kotschenreuther M. et al. Fusion-Fission Transmutation Scheme—Efficient destruction of nuclear waste // Fusion Eng. and Design. 2009. V. 84, 1. P. 83-88. Ryzhkov S.V., Chirkov A.Yu., Alternative Fusion Fuels and Systems. CRC Press, Taylor& Francis Group, 2018. 210 p.

Kuzenov V.V., Ryzhkov S.V. Calculation of plasma dynamic parameters of the magnetoinertial fusion target with combined exposure // Phys. Plasmas 2019, 26, 092704, doi: 10.1063/1.5109830.

Kuzenov V.V., Ryzhkov S.V. Estimation of the neutron generation in the combined magneto-inertial fusion scheme, Phys. Scr. 2021, 96, 125613, https://doi.org/10.1088/1402-4896/ac2543.

Kotschenreuther M. / Third Fusion_Fission Hybrids Workshop, East_West Science Center of the University of Maryland, USA, 2009. Peng M. // Ibid.

Stacey W.M. Georgia Tech Studies of Sub-Critical Advance Burner Reactors // J. Fusion Energy. 2009. V. 28. № 3. P. 328.

Matzen K. // Third Fusion-Fission Hybrids Workshop, East-West Sci. Center of the University of Maryland, USA, 2009.

Li J. / Proc. 22nd IAEA Fusion Energy Conf., Geneva, Switzerland, 2008. http://fire.pppl.gov/IAEA08Geneva_li .ppt

Giancarli L., Chuyanov V., Abdou M. et al. Test blanket modules in ITER: An overview on proposed designs and required DEMO-relevant materials // J. Nucl. Mater. 2007. V. 367_370. P.1271-1280.

Salmon Th. et al.Tritium Breeding and Materials. Fusion Technology / Annual Report of the Association EURATOM-CEA. 2006. http://www_fusion_magnetique.cea.fr/ actualites/ra06/ra06_p000004_couv_contents_intro.pdf Установка DEMO - EUROfusion: [офиц. сайт]. - Режим доступа: https://www.eurofusion.org/programme/demo/, свободный (Дата обращения: 2026.02.16).

72 Указ Президента Российской Федерации от 16.04.2020 г. № 270 «О развитии техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации» / Официальный интернет-портал правовой информации. - 16.04.2020. -

http://publication.pravo.gov.ru/Document/View/0001202004160030 (Дата обращения: 2026.02.16).

73 Kuteev B.V. , Goncharov P.R. Fusion-Fission Hybrid Systems: Yesterday, Today, and Tomorrow// Fusion Sci. Technol. 2020, vol.76 (7), P. 836-847.

74 Tritium: Fuel of Fusion Reactors / Tanabe, T. ed. // Springer Japan 2017. https://doi.org/10.1007/978-4-431-56460-7

75 Митришкин Ю.В. и др. Управление плазмой в токамаках. Ч. 1. Проблема управляемого термоядерного синтеза. Токамаки. Компоненты систем управления // Проблемы управления. 2018. - № 1. - С. 2-20.

76 Азизов Э.А. и др. Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. - 2009. № 3

77 Kukushkin A.S., Polevoi A.R. et al. Physics requirements on fuel throughput in ITER // J. Nucl. Mater. 2011,V. 415, S497-S500. https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.08.050

78 Fischer, U. et al.Required, achievable and target TBR for the European DEMO // Fusion Engineering and Design. 2020. V 155, 111553

79 Abdou M., Morley N.B., Smolentsev S., Ying A., Malang S., Rowcliffe A., Ulrickson M. Blanket/first wall challenges and required R&D on the pathway to DEMO // Fusion Eng. Des. 2015. V.100, P. 2-43.

80 И.Л. Тажибаева и др. Наработка трития в литиевой керамике Li2TiO3 для бланкета термоядерного реактора // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2008, т. 2.

81. А.Н. Перевезенцев и др. Концепция топливного цикла токамака ИГНИТОР // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. - 2018. - T. 41, №1. - C 83-89.

82. П.П. Хвостенко и др. Экспериментальная термоядерная установка токамак Т-15МД // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. - 2019. - T 42, №1. - С. 15-38.

83 S. Raftopoulos e. a. Integration of the Tritium Purification System (TPS) into TFTR Operations // Princeton Plasma Physics Laboratory

84 Rebut, P.-H. From JET to the reactor // Plasma Physics and Controlled Fusion, 2006, 48(12B), B1-B13.

85

86

87

88

89

90

91

92

93

94

95

96

97

98

99

Smith R., JET EFDA Contributors. The AGHS at JET and Preparations for a Future DT Campaign // Fusion Science and Technology, 2015, Vol. 67 (3), P.571-575. M. Rozenkevich et al. Optimisation of fuel cycle for IGNITOR tokamak at TRINITI in Russia: A critical review // international journal of hydrogen energy 45 (2020) 32311e32319

M. Glugla e. a. The ITER tritium systems // Fusion Engineering and Design, 2007, Vol. 82, Is. 5-14, P. 472-487.

Francisco A. et al. Overview of the HCPB Research Activities in EUROfusion // IEEE Transactions On Plasma Science, 2018, 46(6), P.2247-2261.

Raeder, J., Piet, S., Buende, R. et al. ITER Safety //International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria), 1991, No.36

Wan Y. et al. Overview of the present progress and activities on the CFETR // Nuclear Fusion, 2017, 57(10), 102009.

Chen H. et al. Tritium fuel cycle modeling and tritium breeding analysis for CFETR // Fusion Engineering and Design, 2016, 106, P.17-20.

Kuang A.Q. et al. Conceptual Design Study for Heat Exhaust Management in the ARC Fusion Pilot Plant // Fusion Engineering and Design, 2018, V. 137. -P. 221. B. Sorbom e. a. ARC: A compact, high-field, fusion nuclear science facility and demonstration power plant with demountable magnets / Sorbom B. et al. // Fusion Eng. Des., 2015, V. 100, P. 378.

ARC reactor materials: Activation analysis and optimization / Bocci, B. et al. // Fusion Engineering and Design, 2020, V.154, 111539.

David C. Wade and Leon Walters //ARC-100: A Sustainable, Modular Reactor for Emerging Markets, Proceedings of ICAPP-10, 2010, Paper 10079. Day Chr. et al A smart three-loop fuel cycle architecture for DEMO. // Fusion Engineering and Design. 2019, V. 146, P.2462-2468.

Kuteev B.V. et al Development of DEMO-FNS tokamak for fusion and hybrid Technologies. // Nuclear Fusion, 2015, Vol.55, Is. 7, article 073035. Kuteev B.V., Alexeev P., Chernov V. e.a. Conceptual design requirements and solutions for MW-range fusion neutron source FNS-ST. / In: 24th IAEA Fusion Energy Conf. San Diego, 2012, p. 462.

Kuteev B.V., Azizov E.A., Alexeev P.N. e.a. Development of DEMO-FNS tokamak for fusion and hybrid technolo gies. // Nucl. Fus., 2015, v. 55, p. 073035.

100

101

102

103

104

105

106

107

108

109

110

111

112

113

114

Status of DEMO-FNS development / Kuteev B.V. et al. // Nuclear Fusion, 2017, V. 57, article 076039.

Analysis of promising technologies of DEMO-FNS fuel cycle / Ananyev S.S. et al. // Fusion Engineering and Design, 2020, V.161(4), 111940.

Ananyev S.S e. a.. Development of a candidate technology development program for the main DEMO-FNS fuel cycle systems / 31st Symposium on Fusion Technology S0FT2020, Poster session, P1.35

Ananyev S.S. e. a. Concept of DT fuel cycle for a fusion neutron source DEMO-FNS // Fusion Eng. Des., vol. 57, p. 109—111, 2016

Ananyev S.S. e. a. Hydrogen isotopes distribution modeling by "FC-FNS" code in fuel systems of fusion neutron source DEMO-FNS // Fusion Eng. Des., vol.146, p.582-585, 2019

Publication 103. In Ann. ICRP 37, 2-4 (2007)

Outline of safety design (case of BWR), JNES (2005)

Defense in depth in nuclear safety INSAG-10 IAEA VIENA, 1996

J. M. Miller, "Tritium Containment," in Safety in Tritium Handling Technology, 1993,

pp. 131-144.

А.М. Киркин, О возможном подходе к категорированию термоядерных установок / Доклад на Совещании по нейтронным источникам и гибридным системам, стационарным режимам токамака, технологическим системам и материалам термоядерного источника нейтронов (ТИН), 14 - 15 февраля 2022 г. D. Murdoch et al., Fusion Eng. Des. 75-79, 667-671 (2005)

Abdou M.A. et al. Deuterium-Tritium Fuel Self-Sufficiency in Fusion Reactors // Fusion Technol. 9 (March (2)) (1986) 250-285, https://doi.org/10.13182/FST86-A24715 Reux C., et. al., DEMO design using the SYCOMORE system code: Influence of technological constraints on the reactor performances // Fusion Eng. Des.136 (2018) 1572-1576, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2018.05.059

Stacey W.M. et al Resolution of Fission and Fusion Technology Integration Issues: An Upgraded Design Concept for the Subcritical Advanced Burner Reactor // Nucl. Technol. 187 (July (1)) (2014) 15-43, https://doi.org/10.13182/NT13-96 Busigin A., Gierszewski P., CFTSIM-ITER dynamic fuel cycle model // Fusion Eng. Des. 39-40 909-914, 1998, https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00222-1

115 Ni M., et.al., Development of tritium analysis system TAS 1.0 // Chin. J. Nucl. Sci. Eng. 29, 355-61, 2009, https://inis.iaea.org/search/searchsinglerecord.aspx?recordsFor=Single Record&RN=41120452

116 Ananyev S.S., Spitsyn A.V., Kuteev B.V., Electronic model «FC-FNS» of the fusion neutron source DEMO-FNS fuel cycle and modeling hydrogen isotopes flows and inventories in fueling systems // Fusion Eng. Des. 138 (December 2018) (2019) 289-293 Jan, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2018.12.003

117 Ananyev S.S. et al Architecture of fuel systems of hybrid facility DEMO-FNS and algorithms for calculation of fuel flows in the FC-FNS model // Fusion Sci. Technol. 76 (May (4)) (2020) 503-512, https://doi.org/10.1080/15361055.2020.1718855

118 Ананьев С.С., Днестровский А.Ю., Моделирование топливных потоков в системах инжекции гибридной установки ДЕМО-ТИН с учётом согласованного моделирования основной и диверторной плазмы // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, т. 42, вып. 2, 2019, https://doi.org/10.21517/0202-3822-2019-42-2-5-21

119 Веб_сайт https://www.ecosimpro.com/

120 Ovcharov A., et.al., Rigorous Dynamic Simulation of Cryogenic Distillation of Hydrogen Isotopologues in the Fuel Cycle of a Thermonuclear Reactor Based on UV Flash // Fusion Sci. Technol., vol. 76, 2020, https://doi.org/10.1080/15361055.2019.1689891

121 Urgorri F.R., et.al., Tritium transport modeling at system level for the EUROfusion dual coolant lithium-lead breeding blanket // Nucl. Fusion 57 116045, 2017, https://doi.org/10.1088/1741-4326/aa7f9d

122 Веб_сайт AspenPlus. https://www.aspentech.com/

123 Jaehyun N. et al Estimation of thermodynamic properties of hydrogen isotopes and 2 modeling of hydrogen isotope systems using Aspen Plus simulator // Journal of Industrial and Engineering Chemistry 46 (August) 2016, https://doi.org/10.1016/j.jiec.2016.07.053

124 Day C. et al Consequences of the technology survey and gap analysis on the EU DEMO R&D programme in tritium, matter injection and vacuum // Fusion Eng. Des. 109-111 (299), 2016, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2016.03.008

125 Merrill B.J., Jones J.L., Holland D.F. TMAP/Mod1: Tritium migration analysis program code description and user's manual EG and G Idaho Inc. Idaho Falls, USA, 1986

126 Longhurst G.R. TMAP7 user manual Idaho National Laboratory (INL), 2008

127 Longhurst G.R. and Ambrosek J. Verification and validation of the tritium transport code TMAP7 // Fusion Sci. Technol. 48 468-71, 2005, https://doi.org/10.13182/FST05-A967

128 Franza F. et al A model for tritium transport in fusion reactor components: the FUS-TPC code // Fusion Eng. Des. 87 299-302, 2011, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.01. 002

129 Ананьев С.С., Демидов Д.Н., Суслин С.В., Транспорт водорода и его накопление в вакансиях в процессе повреждающего нейтронного облучения в ОЦК-металлах Fe и W // ВАНТ Сер. Термоядерный синтез, т. 43, вып. 2, 2020, https://doi.org/10.21517/0202-3822-2020-43-2-13-24

130 Ананьев С.С. и др. Диффузия и удержание водорода в многослойных металлических мембранах типа {W, Cu, Fe} в условиях повреждающего нейтронного облучения // Сборник докладов 7-й Международной конференции и 14-й Международной школы молодых ученых и специалистов им. А. А. Курдюмова IHISM'21, Под редакцией доктора технических наук А. А. Юхимчука, Саров 2023 D0I:10.53403/9785951505156_2022_32

131 Shimada M., et.al., First result of deuterium retention in neutron-irradiated tungsten exposed to high flux plasma in TPE // J. Nucl. Mater. 415 S667-71, 2011, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.11.050

132 Zhang S.-Y. et al The effect of inert gas pre-irradiation on the retention of deuterium in tungsten: a TMAP investigation combined with first-principles method // Fusion Eng. Des. 121 342-7, 2017, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2017.04.120

133 Franza F., Boccaccini L.V., Ciampichetti A., Zucchetti M., Tritium transport analysis in HCPB DEMO blanket with the FUS-TPC code // Fusion Eng. Des. 88 2444-7, 2013, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.05.045

134 Merrill B.J. et al Safety assessment of two advanced ferritic steel molten salt blanket design concepts // Fusion Eng. Des. 72 277-306, 2004, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2004.07.010

135 Aiello A., Ciampichetti A., Benamati G., An overview on tritium permeation barrier development for WCLL blanket concept // J. Nucl. Mater. 329-333 1398-402, 2004, https://doi.org/10.1016/jonucmat.2004.04.205

136 Song Y., Huang Q., Ni M., Analysis on tritium controlling of the dual-cooled lithium lead blanket for fusion power reactor FDS-II // Fusion Eng. Des. 84 1779-83, 2009, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2009.01.001

137 Ананьев С.С. и Спицын А.В. Расчётный код «FC-FNS» для моделирования распределения изотопов водорода в системах топливного цикла термоядерного реактора // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2017, т. 40, вып. 1

138 Ananyev S.S. Integration of coupled modeling of the core and divertor plasmas into «FC-FNS» code and application to DEMO-FNS project // Fusion Eng. Des. 155 (June (2)) (2020) 111562, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2020.111562

139 Kukushkin A.S., Pacher H.D., Kotov V., Pacher G.W., Reiter D., Finalizing the ITER divertor design: The key role of SOLPS modeling // Fusion Eng. Des. 86 (2011) 2865-2873, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.06.009

140 Dnestrovskiy A.Y., Kukushkin A.S., Kuteev B.V., Sergeev V.Y., Integrated modelling of core and divertor plasmas for the DEMO Fusion Neutron Source hybrid facility // Nucl. Fusion 59 (9) (2019) 096053.

141 Pereverzev G.V. and Yushmanov P.N., Report ID 282186, Max-Planck-Institut fuer Plasmaphysik (2002).

142 Pacher H.D., Kukushkin A.S., Pacher G.W., Kotov V., Pitts R.A., Reiter D., Impurity seeding in ITER DT plasmas in a carbon-free environment // J. Nucl. Mater. 463 (2015) 591, https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2014.11.104

143 Pacher H.D., Kukushkin A.S., Pacher G.W., Janeschitz G., Scaling of ITER divertor parameters - interpolation from 2D modelling and extrapolation // J. Nucl. Mater. 313316 (2003) 657-663, https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01374-0

144 Ploeckl B., Day C. et al. The enhanced pellet centrifuge launcher at ASDEX Upgrade: Advanced operation and application as technology test facility for ITER and DEMO // Fusion Eng. Des. 96-97 (2015) 155-158.

145 Geraud A., et al (and JET-EFDA contributors) Status of the JET high frequency pellet injector // Fusion Eng. Des. 88 (2013) 1064-1068

146 Lang P.T. et al Final design of the JT-60SA pellet launching system for simultaneous density and ELM control // Fusion Eng. Des. 146 (2019) 91-95.

147 Combs S.K., Baylor L.R. et al Overview of recent developments in pellet injection for ITER // Fusion Eng. Des. 87 (2012) 634-640.

148 Lang P.T., Day C. et al Considerations on the DEMO pellet fuelling system // Fusion Eng. Des. 2015. Vol. 96-97. P. 123-128

149 Wang H., Peng S., Wang X., R&D progresses of D-T fuel cycling for CFETR // 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium-2019) (2019) O6B.2.

150 Pereverzev G.V., Yushmanov P.N., ASTRA: Automated System for Transport Analysis in a Tokamak // Report ID 282186. Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, 2002.

151 Pacher G.W., Pacher H.D., Kukushkin A.S. and Pitts R.A., ELM pacing and the ITER operating window: mutual constraints // Nucl. Fusion 51 (2011) 083004 (11pp) doi:10.1088/0029-5515/51/8/083004

152 Loarte A. et al Characteristics of type I ELM energy and particle losses in existing devices and their extrapolation to ITER // Plasma Phys. particle Control. Fusion. IOP Publishing, 2003. Vol. 45, № 9. P. 1549-1569

153 Ананьев С.С., Днестровский А.Ю., Кукушкин А.С., Совместное моделирование топливных потоков в плазме и в системах инжекции и откачки ДЕМО-ТИН // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2020, т. 43, вып. 4 стр. 96-109

154 Herrmann A. Overview on stationary and transient divertor heat loads // Plasma Phys. Contr. Fusion 2002, 44 883-903.

155 Polevoi A.R. et al Requirements for pellet injection in ITER scenarios with enhanced particle confinement // 2005 Nucl. Fusion 45 1451

156 Ananyev S.S., Spitsyn A.V., Kuteev B.V. // Physics of Atomic Nuclei, 2015, vol. 78, № 10. p. 1138; doi: 10.1134/S1063778815100026.

157 B. Ploeckl, Chr. Day et al Matter injection technology for DEMO, state of the art // Fusion Engineering and Design 123 (2017) 186-191

158 T. Jiang, B. Li, W. Li, M. Wang, Y. Pan, S. Maruyama, Y. Yang, Manifold Concept design for ITER Gas Injection System / 2011 IEEEINPSS 24th Symposium on Fusion Engineering

159 L.R. Baylor, P.B. Parks et al Pellet fuelling and control of burning plasmas in ITER // Nucl. Fusion 47 (2007) 443-448 doi:10.1088/0029-5515/47/5/008

160 Ананьев С.С., Длугач Е.Д., Крылов А.И., Кутеев Б.В., Панасенков А.А. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2018, т. 41, вып. 1, с. 5, doi: 10.21517/0202-3822-(2017) 41-1-5-17.

161 S.S. Anan'ev e.a. Concept of DT fuel cycle for a fusion neutron source // Fusion science and technology, vol. 67, 2015

162

163

164

165

165

167

168

169

170

171

172

173

174

175

176

177

Technical Basis for the ITER-FEAT Outline Design, ITER EDA Documentation Series, № 19. — Vienna: IAEA, 2000.

S. Giors, B. Boussier, M. Dremel, J. Kosek, A.M. Veleiro Blanco, Dynamic model of ITER Front-End Cryopumps Distribution System:Torus cryopumping and regeneration scenarios // Fusion Engineering and Design 124 (2017) 850-855 Щербак А Н., Мирнов С.В. и др. // Физика плазмы, 2018, т. 44, № 11, с. 861—869, DOI: 10.1134/S0367292118110094.

Черкез Д.И. Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико -математических наук. Москва, 2018.

Б.М. Андреев, Я.Д. Зельвенский, С.Т. Катальников, Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике: Учебное пособие для вузов / М.: ИздАТ, 2000, с. 344 С.С. Ананьев и др. Топливный цикл термоядерного источника нейтронов // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2014, т. 37, вып. 4, с.11—21.

С.С. Ананьев, В. Кошлань, Аналитическое моделирование топливного цикла для термоядерных и гибридных реакторов // Вестник МЭИ. 2022. № 1. С. 19—38. DOI: 10.24160/1993-6982-2022-1-19-38

Sergeev V.Y., Kuteev B. V et al Conceptual design of divertor and first wall for DEMO-FNS // (2015) Nucl. Fusion 55 123013

Hughes J.W. et al Access to pedestal pressure relevant to burning plasmas on the high magnetic field tokamak Alcator C-Mod // 2018 Nucl. Fusion 58 112003 (15pp) Medvedev S.Yu. et al // Plasma Physics Reports. 2021. V. 47. P. 1119. Pitts R.A. et al Physics basis and design of the ITER plasma-facing components // J. Nucl. Mater. 2011. Vol. 415, № 1 SUPPL. P. S957-S964

Valovic M. et al (and the MAST Team), Energy and particle confinement in MAST // Nucl. Fus., 45 (2005) 942

Dnestrovskiy A.Yu., Kukushkin A.S., Kuteev B.V., Sergeev V.Yu., Helium ash removal in DEMO-FNS / 28th IAEA Fusion Energy Conference, 10-15 May 2021 (online) Futatani S. et al Non-linear MHD modelling of ELM triggering by pellet injection in DIII-D and implications for ITER // (2014) Nucl. Fusion 54 073008 Ananyev S.S., Ivanov B.V., Dnestrovskij A.Yu., Kukushkin A.S., Spitsyn A.V., Kuteev B.V. // Nucl. Fusion. 2021. V. 61. 116062. https://doi.org/10.1088/1741-4326/ac28ad Kuteev B., Azizov E. et a. Steady-state operation in compact tokamaks with copper coils. Nucl. Fusion 2011, 51, 073013, doi:10.1088/0029-5515/51/7/073013.

178 Kuteev, B.V., Alexeev, P. et al. Conceptual design requirements and solutions for MW-range fusion neutron source FNS-ST. In Proceedings of the 24th IAEA Fusion Energy Conference, San Diego, CA, USA, 8-13 October 2012; p. 462. Available online: http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2012/html/proceedings.pdf (accessed on 15.08.2021).

179 Golikov A.A.; Kuteev, B.V. Selection of parameters of the stationary discharge regime in the compact tokamak. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion 2010, 2, 5058.

180 Dnestrovskij A.Y., Golikov A.A., Kuteev B.V. et al Studies of stationary operating regime of the tokamak-based neutron source // ВАНТ. Сер. Термоядерный Синтез 2010, 4, 26-35.

181 Dlougach E.D., Panasenkov A.A., Kuteev B.V., Filimonova E.A. Neutral beam current ratio in the neutron source FNS-ST. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion 2021, 44, 68-79, doi:10.21517/0202-3822-2021-44-2-100.

182 Panasenkov A.A., Ananyev S.S., Dlougach E.D., Kuteev B.V. Analysis of the setup and parameters of the FNS-ST tokamak fast atom injector. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion 2021, 44, 86-99.

183 Hemsworth R. et al A neutral beam injector for fuelling a fusion device with atomic tritium. / In Proceedings of the 9th International Conference on Tritium Science and Technology (TRITIUM 2010), Nara, Japan, 24-29 October 2010.

184 Erba M. et al Development of a non-local model for tokamak heat transport in L-mode, H-mode and transient regimes. // Plasma Phys. Control. Fusion 1997, 39, 261-276, doi: 10.1088/0741-3335/39/2/004.

185 Erba M. et al Validation of a new mixed Bohm/gyro-Bohm model for electron and ion heat transport against the ITER, Tore Supra and START database discharges. // Nucl. Fusion 1998, 38, 1013-1028, doi:10.1088/0029-5515/38/7/305.

186 Nguyen C.N. et al Integrated predictive modeling simulations of the Mega-Amp Spherical Tokamak. // Phys. Plasmas 2002, 9, 3930-3937, doi:10.1063/1.1498836.

187 Pankin A. et al The tokamak Monte Carlo fast ion module NUBEAM in the National Transport Code Collaboration library. // Comput. Phys. Commun. 2004, 159, 157-184, doi:10.1016/j.cpc.2003.11.002.

188 S.S. Ananyev, A.Yu. Dnestrovskij, A.S. Kukushkin, Selection of fuel isotope composition in heating injectors of the FNS-ST compact fusion neutron source // Applied

Science. Special Issue Advances in Fusion Engineering and Design Appl. Sci. 2021, 11, 7565. https://doi.org/10.3390/app11167565

189 J. Valentin, The 2007 / Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, Apr (2007).

190 Norms of Radiation Safety. Sanitary Rules and Regulations (NRB-99/2009), (2010).

191 C.A. Gentile et al., The operation of the TFTR tritium system / 17th IEEE/NPSS Symp. Fusion Eng., vol. 2, pp. 283-285, 1997.

192 R. Lässer et al. Overview of the performance of the JET Active Gas Handling System during and after DTE1 // Fusion Eng. Des., vol. 47, no. 2-3, pp. 173-203, 1999.

193 I. Bonnett, S. Willms et al Progress on the ITER Tritium Plant / PL7 in Proc. 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium-2019), Busan, Korea, 2019

194 S.Peng Progress of tritium science and technology for fusion energy in China / PL4 in Proc. 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium-2019), Busan, Korea, 2019

195 B.Butler et al. Latest Design Developments for the Fuel Cycle and Tritium Plant for the European DEMO Fusion Reactor / O2B.4 in Proc. 12th International Conference on Tritium Science &Technology (Tritium-2019), Busan, Korea, 2019

196 Bakharev N.N. et al. First Globus-M2 Results. // Plasma Phys. Reports 2020, vol.46, p.675-682.

197 Mirnov S.V., Lazarev V.B. Li experiments at the tokamak T-11M in field of steady state PFC investigations. // J. Nucl. Mater. 2011 vol.415(1), p.S417-S420.

198 Klyuchnikov L.A. et al. Capabilities of spectroscopic diagnostics CXRS in T-10 tokamak. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2016 vol.39, p.95-104.

199 Khvostenko P.P. et al. Experimental thermonuclear installation tokamak T-15MD. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2019 vol.42, p.15-38.

200 Kapustin Y. V. & Rogov A. V. The investigation of molybdenum mirror degradation at modeling of a leakage in the water cooling system of ITER. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2019 vol.42, p.57-65.

201 Kukushkin A.B. et al Analysis of accuracy of measuring the flux density of all hydrogen isotopes from first wall to plasma using the H-alpha diagnostics in ITER. // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion. 2019 vol.42, p.37-51.

202

203

204

205

206

207

208

209

210

211

212

213

214

215

M. Zucchetti et al. Design basis accident analysis for the Ignitor experiment // Fusion Engineering and Design (2015)

Subbotin M.L. et al Status and tasks of TRINITI site infrastructure modernization for the Ignitor project. — Fusion Eng. Des. 2019 vol.146, p.866-869. Khvostenko P. P. et al. Current status of tokamak T-15MD. // Fusion Eng. Des. 2021 vol.164, p.112211.

Веденеев А. И. и др. Экспериментальный замкнутый контур для динамического моделирования вакуумно - тритиевого комплекса термоядерных реакторов / Препринт ВНИИЭФ 1997 вып.57.

A. А. Yukhimchuk, Tritium-related activities in the Russian Federation / 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium 2019) (2019) PL6.

B. Bornschein et al. Successful experimental verification of the tokamak exhaust processing concept of ITER with the CAPER facility, Fusion Sci. Technol. 48 (1) (2005) pp 11-16.

B. Bornschein et al., Tritium tests with a technical PERMCAT for final clean-up of ITER exhaust gases // Fusion Eng. Des. 69 (September (1-4 SPEC)) (2003) 51-56.

Y. Horstensmeyer, Design Status of the torus vacuum pumping system for tritium processing in the EU DEMO / in 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium 2019) (2019) O2B.1.

M. Enoeda et al Recovery of hydrogen isotopes and impurity mixture by cryogenic molecular sieve bed for GDC gas cleanup // Fusion Technol. 28 (October (3P1)) (1995) 591-596.

Y. Kawamura et al Adsorption isotherms for tritium on various adsorbents at liquid nitrogen temperature // Fusion Technol. 37 (January (1)) (2000) 54-61.

C. Day, T. Giegerich The Direct Internal Recycling concept to simplify the fuel cycle of a fusion power plant // Fusion Eng. Des. 88 (October (6-8)) (2013) 616-620.

J.L. Hemmerich, R. Lasser, T. Winkel, Gas recovery system for the first JET tritium experiment // Fusion Eng. Des. 19 (2) (1992) 161-167.

J. Wilson, J. Becnel, D. Demange, B. Rogers, The ITER tokamak exhaust processing system design and substantiation // Fusion Sci. Technol. (2019) 1-8. A. Bell et al Operational experience with the JET AGHS cryodistillation system during and after DTE1, // Fusion Eng. Des. 47 (2-3) (1999) 321-332.

216 D.T. Lee, et al., Tritium purification system for TFTR / 15th IEEE/NPSS Symp. Fusion Eng. 1 (1993) 69-72.

217 R.J. Scillia, Operational experience in the recovery of tritium from TFTR plasma exhaust gases by cryogenic distillation / Proc.16th Int. Symp. Fusion Eng. (2) (1995) 592-595.

218 M. Ni, Y. Song, M. Jin, J. Jiang, Q. Huang, Design and analysis on tritium system of multi-functional experimental fusion-fission hybrid reactor (FDS-MFX) // Fusion Eng. Des. 87 (August (7-8)) (2012) 1004-1008.

219 R. Lasser et al., Preparative gas chromatographic system for the JET Active Gas Handling System - tritium commissioning and use during and after DTE1 // Fusion Eng. Des. 47 (2-3) (1999) 301-319.

220 D. Ducret et al Hydrogen isotopes separation by thermal cycling absorption process // Fusion Eng. Des. 58-59 (2001) 417-421.

221 A. Geraud et al., Status of the JET high frequency pellet injector // Fusion Eng. Des. 88 (October (6-8)) (2013) 1064-1068.

222 A.N. Shcherbak et al., Experiments on the capture of Li, H, and d by Lithium collectors at different surface temperatures at the T-11M tokamak // Plasma Phys. Reports 44 (November (11)) (2018) 1001-1008.

223 L. Baylor, S. Meitner, R. Duckworth, T. Gebhart, Challenges of fueling fusion plasmas with deuterium-tritium pellets / 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium-2019) (2019) P2_44.

224 A.S. Kukushkin, V.Y. Sergeev, B.V. Kuteev, Analysis of pumping conditions in DEMO-FNS / in 46th EPS Conference on Plasma Physics (2019) 2-5.

225 S. Maruyama et al., Fuelling and disruption mitigation in ITER / in 2009 23rd IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering (2009) 1-4.

226 Самые дорогие вещества в мире. Электронный ресурс. http://www.bugaga.ru/ interesting/1146729791- samye-dorogie-veschestva-v-mire.html

227 K. Katayama and M. Nishikawa, Recovery of Tritium Bred in Blanket / in Tritium: Fuel of Fusion Reactors edited by Tetsuo Tanabe, T. Tanabe, Ed. 2017, pp. 273-296.

228 Z.A. Zaurbekova et al., Study of tritium and helium generation in lithium-containing materials and their release (Review) // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusion, vol. 41, no. 4, pp. 14-25, 2018.

229

230

231

232

233

234

235

236

237

238

239

240

241

242

243

Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Азизов Э.А. и др. Термоядерный источник нейтронов для производства ядерного топлива. // Атомная энергия, 2013, т. 114, вып. 3, с. 160—165.

Review of Environmental Considerations for Production of Tritium at Watts Bar Nuclear Plant: Radiological Impacts // TPBAR Core Tennessee Valley Authority Report 2014. J.L. Anderson et al., Tritium processing and management during D-T experiments on TFTR // Fusion Technol. 26 (3P2) (1994) 427-433.

M. Huguet, et al., Technical aspects of the first JET tritium experiment // Fusion Eng. Des . 19 (2) (1992) 121-131.

A.N. Bukin, V.S. Moseeva, M.B. Rozenkevich, Isotope purification of gases containing deuterium and tritium by the method of the phase isotopic exchange of water // Theor. Found. Chem. Eng. 52 (4) (2018) 488-494.

M. Rozenkevich et al., Main features of the technology for air detritiation in scrubber column // Fusion Sci. Technol. 70 (3) (2016) 435-447.

A.N. Perevezentsev Phase isotope exchange of water as a gas detritiation method // Theor. Found. Chem. Eng. 47 (1) (2013) 47-54.

I.A. Alekseev et al., The study of CECE process at the experimental industrial plant / Proceedings of the 20th Symposium on Fusion Technology (1998) 7-11 vol. 09. A.N. Perevezentsev, A.C. Bell, Development of water detritiation facility for JET // Fusion Sci. Technol. 53 (April (3)) (2008) 816-829.

H.A. Boniface et al Water detritiation system for ITER—evaluation of design parameters // Fusion Sci. Technol. 71 (April (3)) (2017) 241-245.

X. Wang, G. Ran, H. Wang, C. Xiao, G. Zhang, C. Chen, Current progress of tritium fuel cycle technology for CFETR // J. Fusion Energy 38 (February (1)) (2019) 125-137. H.-F. Fang, C.-F. Wang, C.-K. Lin, Improving distillation method and device of tritiated water analysis for ultra high decontamination efficiency // J. Environ. Radioact. 150 (December) (2015) 62-67.

Ministry of Health of the Russian Federation, Sanitary Rules "Radiation Safety at Work With Tritium and Its Compounds", (2004).

V. Khripunov, First wall material damage induced by fusion-fission neutron environment // Fusion Eng. Des. 109-111 (November) (2016) 7-12.

T. Hayashi, T. Suzuki, M. Yamada, W. Shu, T. Yamanishi, Safe handling experience of a tritium storage bed // Fusion Eng. Des. 83 (10-12) (2008) 1429-1432 Dec.

244

245

246

247

248

249

250

251

252

253

254

255

256

R.-D. Penzhorn, F. Mannone, Tritium storage, Safety in Tritium Handling Technology, (1993), pp. 107-129.

M.H. Chang, et al., Current Status of process design for ITER storage and delivery system / 12th International Conference on Tritium Science & Technology (Tritium 2019) (2019) O3B.2.

H. Chung, et al., Fusion tritium research facilities in KAERI // Fusion Eng. Des. 87 (August (5-6)) (2012) 448-453.

S. Cho, et al., Status of R&D activities on the ITER tritium storage and delivery system / 22nd IAEA FUSION ENERGY CONFERENCE (2008) IT/P7-22. A.A. Yukhimchuk, et al., Research and development facilities for safety handling with tritium and its compounds in fundamental and applied study // Probl. At. Sci. Technol. Ser. Thermonucl. Fusio 36 (3) (2013) 26-52.

Tanabe T. Interactions of hydrogen with fusion reactor materials. Moscow: MEPhI, 2019. - 152 p.

Alimov V.N. et al Hydrogen transport through V-Pd alloy membranes: Hydrogen solution, permeation and diffusion.// J Memb Sci, 2015, vol. 481, p. 54—62, doi: 10.1016/j.memsci.2015.01.058.

Hanke S. et al. Progress of the R&D programme to develop a metal foil pump for DEMO. // Fusion Engineering and Design, 2020, vol. 161, p. 111890; doi: 10.1016/j.fusengdes.2020.111890.

Ashikawa N. et al Characteristics of tungsten and carbon dusts in JT-60U and evaluation of hydrogen isotope retention. // J. of Nuclear Materials, 2013, vol. 438, p. S664—S667; doi: 10.1016/j.jnucmat.2013.01.140.

Brezinsek S. et al. Fuel retention studies with the ITER-Like Wall in JET. // Nuclear Fusion, 2013, vol. 53, № 8; doi: 10.1088/0029-5515/53/8/083023. Characterization of Size, Composition and Origins of Dust in Fusion Devices. / Summary Report of the Third Research Coordination Meeting, IAEA Headquarters, Vienna, Austria, 2011.

Goldston R.J. et al Recent advances towards a lithium vapor box divertor. // Nuclear Materials and Energy, 2017, vol. 12, p. 1118—1121; doi: 10.1016/j.nme.2017.03.020. Iafrati M. Structural and PFC materials for liquid metal concepts. // 6th IAEA DEMO Programme Workshop (DPWS 6) October 1 4, 2019.

257 Mazul I. Overview materials engineering challenges for DEMO PFCs and PFMs. // 6th IAEA DEMO Workshop, Moscow, 1 4 October, 2019.

258 Blokhin A.I., Chernov V.M. Nuclear Physical Properties of Austenitic Nickel and Manganese Steels under Neutron Irradiation in Nuclear Fission (Fast) and Fusion Reactors. // Physics of Atomic Nuclei, 2021, vol. 84, № 7, p. 1272—1284; doi: 10.1134/S1063778821070024.

259 Murty K.L., Charit I. Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities. // J. of Nuclear Materials, 2008, vol. 383, № 1—2, p. 189—195; doi: 10.1016/j.jnucmat.2008.08.044.

260 Yvon P. et al Structural materials for next generation nuclear systems: Challenges and the path forward. // Nuclear Engineering and Design, 2015, vol. 294, p. 161—169; doi: 10.1016/j.nucengdes.2015.09.015.

261 Sokolov Yu. A. Overview of the Russian Demo plant study. // Fusion Engineering and Design, 1995, vol. 29, p. 18—27; doi: 10.1016/0920-3796(95)80001-E.

262 Kolbasov B.N. et al. Russian concept for a DEMO-S demonstration fusion power reactor. // Fusion Engineering and Design, 2008, vol. 83, № 7—9, p. 870—876; doi: 10.1016/j.fusengdes.2008.07.041.

263 Federici G. et al European DEMO design strategy and consequences for materials. // Nuclear Fusion, 2017, vol. 57, № 9, p. 092002; doi: 10.1088/1741-4326/57/9/092002.

264 Porton M. et al. Structural Design Criteria Development Needs for a European DEMO // Fusion Science and Technology, 2014, vol. 66, № 1, p. 18—27; doi: 10.13182/FST14-781.

265 Solonin M.I. et al Present status and future prospect of the Russian program for fusion low activation materials. — J. of Nuclear Materials, 2000, vol. 283—287, p. 1468— 1472; doi: 10.1016/S0022-3115(00)00350-0.

266 Chernov V.M. et al. Structural materials for fusion power reactors—the RF R&D activities. // Nuclear Fusion, 2007, vol. 47, № 8, p. 839—848; doi: 10.1088/00295515/47/8/015.

267 Baluc N. et al. Status of R&D activities on materials for fusion power reactors. // Nuclear Fusion, 2007, vol. 47, № 10, p. S696—S717; doi: 10.1088/0029-5515/47/10/S18.

268 Азизов Э.А., Гладуш Г.Г., Минеев А.Б. УТС с магнитным удержанием и разработка гибридного реактора синтез—деление на основе токамака. / Москва: Тровант, 2016.

269 Tanigawa H. et al. Development of benchmark reduced activation ferritic/martensitic steels for fusion energy applications. // Nuclear Fusion, 2017, vol. 57, № 9, p. 092004; doi: 10.1088/1741-4326/57/9/092004.

270 Cabet C. et al Ferritic-martensitic steels for fission and fusion applications. // J. of Nuclear Materials, 2019, vol. 523, p. 510—537; doi: 10.1016/j.jnucmat.2019.05.058.

271 Chen J.M., Chernov V.M., Kurtz R.J., Muroga T. Overview of the vanadium alloy researches for fusion reactors. // J. of Nuclear Materials, 2011, vol. 417, № 1—3, p. 289—294; doi: 10.1016/j.jnucmat.2011.02.015.

272 Muroga T., Hatano Y., Clark D., Katoh Y. Characterization and qualification of neutron radiation effects — Summary of Japan-USA Joint Projects for 40 years. // J. of Nuclear Materials, 2022, vol. 560, p. 153494; doi: 10.1016/j.jnucmat.2021.153494.

273 E.A. Azizov, et al., Tokamak DEMO-FNS: concept of magnet system and vacuum chamber // Phys. At. Nucl. 79 (7) (2016) 1125-1136.

274 Иванов Б.В., Ананьев С.С., Оценка уровня готовности технологий тритиевого цикла в России на примере проекта гибридного реактора ДЕМО-ТИН // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2021, т. 44, вып. 4, стр 5-24, doi: 10.21517/0202-3822-2021-44-4-5-24

275 Иванов Б.В., Ананьев С.С., Оценка уровня готовности технологий тритиевого топливного цикла для реактора ДЕМО-ТИН. Часть 2 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2022, т. 45, вып. 4, стр 120, doi: 10.21517/02023822-2022-45-4-119-134

276 Иванов Б.В., Ананьев С.С., Бобырь Н.П., Оценка уровня готовности технологий тритиевого топливного цикла для реактора ДЕМО-ТИН. Часть 3 // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2023, т. 46, вып. 1, стр 49, doi: 10.21517/0202-3822-2023-46-1-49-63

277 Council of the European Union. Council regulation (EC) № 428/2009. Off. J. Eur. Union, 2009.

278 Wassenaar Arrangement Secretariat. Wassenaar Arrangement on Export Controls for Conventional Arms and Dual-Use Goods and Technologies. 2015, vol. II, p.1-156.

279 Heder, M. From NASA to EU: The evolution of the TRL scale in Public Sector Innovation // Innov. J. 2017, vol.22, p.1-23.

280 European Commission. General Annexes Horizon 2020. / Work Program. 2014 - 2015, p.36.

281 ISO 16290:2013 Space systems. Definition of the Technology Readiness Levels (TRLs) and their criteria of assessment.

282 Оленин Ю.А., Мотькина Ю.В. Перечень уровней готовности технологий и производства ГК Росатом, 2018.

283 Трубников Г.В. Методика определения уровней готовности технологии в рамках проектов федеральной целевой программы 'Исследования и разработки по приоритетным направлениям развития научно-технологического комплекса России на 2014 - 2020 годы', 2017.

284 Tillack M.S. et al. An evaluation of fusion energy R&D gaps using technology readiness levels // Fusion Sci. Technol. 2009, vol.56, p.949-956.

285 Horstensmeyer Y.N., Butler B., Day C., Franza F. Analysis of the EU-DEMO fuel cycle elements: Intrinsic impact of technology choices. // Fusion Eng. Des. 2018, vol.136, p.314-318.

286 Tillack M.S., Tanigawa H., Zinke S.J. & Kimura A. Technology readiness applied to materials for fusion applications. // 15th International Conference on Fusion Reactor Materials, 2011.

287 Orsitto F. P. et al. Diagnostics and control for the steady state and pulsed tokamak DEMO. // Nucl. Fusion. 2016, vol.56(2), p.1-23.

288 Welte S., Besserer U., Osenberg D., Wendel J. Tritium Laboratory Karlsruhe: Administrative and technical framework for isotope laboratory operation // Fusion Sci. Technol. 2015, vol.67, p.635-638.

289 Wendel J. et al. 30 Years Tritium Laboratory Karlsruhe - From basic technology to advanced experiments and analytics. / 31st Symposium on Fusion Technology, SOFT2020, Poster session, P1.799.

290 R.S.Hemsworth et al Overview of the design of the ITER heating neutral beam injectors // New J. Phys. 19 (2017) 025005

291 Toigo V., Piovan R., Bello S. Dal. et al. The PRIMA Test Facility: SPIDER and MITICA test-beds for ITER neutral beam injectors. // New J. Phys., 2017, vol. 19, р. 085004

292 С.С. Ананьев, Е.Д. Длугач, А.В. Клищенко, Анализ влияния магнитного поля ДЕМО-ТИН на инжекцию нейтральных пучков и способы экранировки инжекторов // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2021, т. 44, вып. 1 DOI:10.21517/0202-3822-2020-44-1-45-56

293 A.Krylov and R. S. Hemsworth, Gas flow and related beam losses in the ITER neutral beam injector. // Fusion Eng. and Des., 2006, vol. 81, Issue 19, pp. 2239-2248

294 Дьячков Б.А., Петруша В.Ю. и др., // ЖТФ, 1968, т. 38, с. 37.

295 N.N. Semashko, V.V. Kuznetsov, A.I. Krylov. Production of Negative Hudrogen Ion Beams by Double Charge Exchange, In: Proc. of Symp. on Production and Neutralization of negative hydrogen ions and beams. Brookhaven, 1977, p. 170.

296 В.И. Бутусов, В.С. Свищёв и др. ЖТФ, т.37, №10, 1967

297 K.H. Berkner, R. Pyle, S.E. Savas, K.R. Stalder, Plasma Neutralizers for H- or D-Beams, In: Proc. of 2-nd Symp. on Production and Neutralization of negative hydrogen ions and beams. Brookhaven, 1980, p. 291.

298 V.M. Kulygin et al The next step in the development of a negative ion beam plasma neutralizer for ITER NBI, Nuclear Fusion, Vol. 41, No. 4 (2001)

299 J.H. Fink, G. Hamilton, Efficient Production of Neutral Beams by Photo Detachment of Negative Ions / In: Proc. of Symp. on Production and Neutralization of negative hydrogen ions and beams. Brookhaven, 1977, p. 185.

300 Попов С.С., Бурдаков А.В., Иванов А.А., Котельников И.А., Фотонная ловушка для нейтрализации пучков отрицательных ионов, Препринт, Институт ядерной физики им. Г.И. Будкера СО РАН, Новосибирск, 2015

301 Наумов В..К., Семашко Н.Н., Комов A.T. и др. Method of Adiabatic Cross-section and its Application for Estimating of Thermophysical and Thermostrength Parameters of High Density Beam Dumps. // Plasma Devices and Operations, 1999, Vol.8, pp.39-65

302 S.S. Ananyev, E.D. Dlougach, A. I. Krylov, B.V. Kuteev, A.A. Panasenkov, Modeling and optimization of a plasma heating and current drive system for fusion neutron source DEMO-FNS project // Fusion Engineering and Design 161 (2020) 112064, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2020.112064

ПРИЛОЖЕНИЕ А

Программа работ по созданию специализированной стендовой базы для систем топливного цикла

Для повышения безопасности и снижения затрат на освоение и отработку технологий для работы с тритием целесообразно проводить их последовательно. При этом каждый этап будет решать конкретные научные задачи, обеспечивающие переход к последующим этапам:

• Отработка технологий с использованием нерадиоактивных изотопов водорода (протий и дейтерий). Данный этап позволит получить необходимый опыт работы с технологиями, основные параметры и характеристики процессов (ввиду близости свойств изотопов водорода), отработать безопасные способы работы с исследуемыми технологии. За счет отсутствия необходимости специальных условий, это позволит значительно сократить сроки подготовки помещений для работы установок и получения разрешительной документации, снизить затраты на обеспечение радиационной безопасности в помещениях и контроль облучения персонала.

• Работа с минимально значимой активностью трития или незначительным количеством трития (удовлетворяющим требованиям к работам в помещениях третьего класса опасности). На данном этапе тритий будет введен в исследуемые среды, разделяемые вещества и т.д. в качестве радиоактивной метки. Это позволит верифицировать полученные на первом этапе данные, параметры и характеристики процессов, а также получить данные основанные на собственной радиоактивности трития и откалибровать оборудование для работы с ионизирующим излучением трития. Данные работы возможно осуществлять на оборудовании и в помещениях, которые использовались на первом этапе работы, при условии получения соответствующих разрешений и лицензий в компетентных органах. Процесс получения разрешительной документации необходимо совместить с первым этапом работы.

• На данном этапе предполагается отработка технологий, создание оборудования и обучение персонала на релевантных (актуальных) для тритиевого топливного цикла смесях веществ, в частности концентрации трития в смеси изотопов водород ~50 ат. %. Такие работы возможны только в специально оборудованных помещениях с соответствующими мерами безопасности, высоким уровнем квалификации персонала и другими специальными мерами. Исследования на данном этапе позволят верифицировать данные, характеристики и параметры процессов, полученных на

первом и втором этапе, провести отработку технологий и оборудования на актуальных рабочих веществах, обучить персонал для работы с системами и оборудованием тритиевого топливного цикла. Отдельной задачей данного этапа работы является интеграция технологий для замыкания цикла переработки трития, что должно включать: приготовление трития или тритийсодержащих веществ, их использование в экспериментальном оборудовании, сбор и очистка трития от примесей, разделение изотопов водорода (выделение чистого трития), хранение трития для последующего использования. Подготовка помещений и оборудования для данного этапа работы потребует значительных материальных и временных ресурсов. Поэтому целесообразно использовать для этой цели лабораторные и исследовательские площадки существующих научных центров, работающих с большими количествами трития. • Интеграция технологий топливного цикла в остальные системы термоядерной установки, исследование и отработка процессов в операционной среде термоядерной установки. Данный этап возможен только в условиях работающей термоядерной установки, ее масштаб может быть незначительным, а общее количество используемого трития может быть меньше, чем на этапе отработки технологий. Эти работы позволят верифицировать данные, характеристики и параметры, полученные на третьем этапе, провести интеграцию технологий с другими системами термоядерной установки (например, с системой откачки, диагностики плазмы, с бланкетом и системой охлаждения и др.). Работы на данном этапе, особенно работы по проектированию и интеграции оборудования тритиевого топливного цикла потребуют значительных материальных и временных ресурсов.

Реализация сразу 4 этапа без реализации 2 и 3 этапов несёт существенные риски, связанные с тем, что комплекс топливного цикла, создаваемый сразу в составе термоядерной установке без предварительной отработки систем и проведения ресурсных испытаний, может оказаться неработоспособным или его запуск потребует непозволительно длительное время.

С началом работ по тематике ТЦ необходимо создание специализированной лаборатории для решения актуальных задач по взаимодействию изотопов водорода с твердым телом: материаловедческих задач применительно к ТЯР и ГРУ (в т.ч. с учетом индуцированных дефектов кристаллической структуры), проведения исследований в интересах фундаментальной и прикладной науки и др.

Отдельно стоит обратить внимание не только на необходимость повышения уровня технологий обращения с тритием, но и повышения уровня подготовки персонала, а также

увеличение общего количества инженерно-технического и научного персонала в данной отрасли. Необходимо обеспечить своевременную передачу уникального опыта, и не допустить утрату некоторых компетенций носителями, которых зачастую являются несколько человек в стране.

Для выявления критических областей и технологий требующих доработки необходим анализ состояния и степени готовности технологий с точки зрения их применения в ТЦ токамака. Такой анализ был проведен [274-276] в дополнение к работам по концептуальному проектированию ТЦ и выбору оптимальной архитектуры, а также оценке целевых потоков и составу газа - что совместно определяет кандидатные технологии для ТЦ.

Создание систем ТЦ в России может быть выполнено при кооперации (и координации работ) десятка различных институтов - ведущих организаций в своих областях:

- Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»;

- Российский федеральный ядерный центр - всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики (РФЯЦ-ВНИИЭФ);