Further development of a fusion-fission hybrid facility based on a superconducting tokamak, DEMO-FNS, continues in Russia for integrated commissioning of steady-state and nuclear fusion technologies at a power level up to 40 MW fusion and 400 MW fission reactions. This facility is considered as the main source of technological and nuclear scientific information in the RF National program on controlled fusion and plasma technologies that is currently being developed and submitted to the authorities for approval. In this work the progress over the last two years is reported in core plasma modelling, design and integration of enabling systems, including the first wall, divertor, neutron beam heating and current drive, as well as the choice of materials. Use of supercritical CO2 coolant was reviewed from an activation point of view. Interaction of fusion-fission hybrid systems with the nuclear fuel cycle of Russia's nuclear power industry was shown. onstruction of the device is expected in 2033.

РАСЧЁТЫ РАВНОВЕСИЯ И УСТОЙЧИВОСТИ ПЛАЗМЫ ДЛЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ТОКАМАКА Т-15 В.Ф.Андреев 1 , А.А.Иванов 2 , Н.В.Касьянова 1 , В.Э.Лукаш 1 , С.Ю.Медведев 2 , А.В.Мельников 1 , А.Д.Садыков 3 , А.В.Сушков 1 , Д.Ю.Cычугов 5 , Р

Development of a demonstration fusion neutron source (FNS) for nuclear fuel production and nuclear waste transmutation on the basis of a spherical tokamak (ST) with the MW power of deuterium and tritium fusion has reached the stage of the technical requirements for the conceptual design. The conceptual design was aimed at a compact device with the lowest level of the fusion power providing nevertheless the neutron flux (~0.2 MW/m) and the fluence (~2 MW-y) with the blanket area (~10 m) sufficient to test fusion materials and fusion-fission hybrid technologies. This paper describer design solutions for technology systems of the device.

НИЦ «Курчатовский институт», Москва, РоссияПредложены варианты профилей плазмы для возможных стационарных режимов с улучшенным удержанием плазмы в компактном токамаке ТИН-СТ с аспектным отношением R/a = 1,75, вытянутостью сечения  = 2,75 и треугольностью δ = 0,4.Для увеличения доли бутстреп-тока максимум градиента давления расположен на 0,8 малого радиуса плазмы.Величина внутренней индуктивности изменяется от 0,3 для варианта со скинированным профилем тока до 0,4 в случае монотонно спадающего к границе пикированного профиля тока.Предложенные профили были использованы для расчётов равновесия плазмы со свободной границей и МГД-устойчивости.Для ограничения инкремента вертикальной неустойчивости плазмы значениями ниже 100 с -1 (что определяется возможностями систем активной стабилизации) требуются дополнительные пассивные стабилизаторы как у внешней, так и внутренней стенок вакуумной камеры.Предельные по устойчивости внешних винтовых мод величины нормированного тока составляют I N < 8 (что соответствует току плазмы I p = 2,9 МА при а = 0,27 м и В = 1,35 Тл).Для стационарных режимов с большими  и фактором запаса устойчивости на магнитной оси q 0 > 1 оптимальная величина тока ниже: I N = 5 (I p = 1,8 МА).Глобальные винтовые моды ограничивают величину нормированного бета β N < 6 при условии стабилизации внешних винтовых мод, неустойчивых из-за конечной проводимости стенки (RWM) и q 0 > 2. Винтовые/баллонные моды со средними величинами тороидального волнового числа n > 5, которые слабо стабилизируются проводящей стенкой, дают то же ограничение β N < 6.

This paper considers a fast track to non-energy applications of nuclear fusion that is associated with the ‘fusion for neutrons’ (F4N) paradigm. Being a useful product accompanying energy, fusion neutrons are more valuable than the energy released in DT reactions and they are urgently needed for research purposes and to develop and validate modern technologies. In the near future neutron yield in fusion devices will become significantly larger than that of fission and accelerator sources. This paper describes a compact tokamak fusion neutron source based on a small spherical tokamak (FNS-ST) with a MW range of DT fusion power and considers the key physics issues of this device. The major and minor radii are ∼0.5 and ∼0.3 m with magnetic field ∼1.5 T, heating power less than 15 MW and plasma current 1–2 MA. The production rate of DT neutrons of (3–10) × 10 17 n s −1 and their flux at the first wall of 0.2 MW m −2 ensure that the device is capable of fusion–fission demonstration experiments. The problems of major concern are discharge initiation, current drive, plasma—fast ion beam stability and high first wall and divertor loads. The conceptual design provides solutions to these problems and suggests the feasibility of the FNS-ST.

The paper describes a concept of a compact tokamak fusion neutron source based on a small spherical tokamak (FNS-ST) with MW-range of the DT-fusion power and considers key physics issues of this device. The major and minor radii are ~0.5 and ~0.3 m at magnetic field ~1.5 T, heating power less than 15 MW and plasma current 2 MA. The production rate of DT-neutrons of (3-10)  10 n/s and the neutron wall load of 0.2 MW/m provide the device to be sufficient for fusion-fission demonstration experiments. The problems of major concerns are discharge initiation, current drive, plasma-fast ion beam stability and high first wall and divertor loads. The conceptual design of enabling systems suggests feasibility of FNS-ST.

Данная работа посвящена численному исследованию режима работы термоядерного источника нейтронов (ТИН) с помощью одномерного транспортного кода ASTRA и кода расчёта инжекции нейтрального пучка NUBEAM на основе метода Монте-Карло.В используемой модели самосогласованно учитываются конечное время удержания энергии плазмы, взаимодействие плазмы с нейтральным пучком и генерация электрического тока.Найден стационарный режим работы ТИН со средней плотностью плазмы ~10 20 м -3 и полным током 1,5 МА, тороидальным магнитным полем 1,5 Тл, дающий нейтронный выход ~510 17 с -1 для компактного токамака с аспектным отношением R/a = 0,5/0,3 м и вертикальным удлинением шнура κ = 2,75.Оптимизированы параметры источника нейтральных атомов: полная вводимая мощность на пучке 6 МВт, энергия частиц 130 кэВ, оптимальный угол ввода пучка порядка 10º по вертикали.Показана трудность реализации режима работы ТИН с высокой долей бутстреп-тока.Проведён анализ чувствительности оптимального режима к форме профилей плотности и температуры плазмы.Проведена проверка надёжности результатов применения модели путём уменьшения удержания тепловой энергии плазмы.Показано, что в широких пределах изменения удержания магнитного поля и тока реализуется стационарный режим, а выход нейтронов получается достаточным для демонстрационных целей.

Results are presented from experimental and theoretical studies of the heating of a hydrogen plasma with a lithium admixture at the fundamental ion-cyclotron frequency of hydrogen in the T-11M tokamak. It is found experimentally that the action of RF radiation on a hydrogen plasma containing a small amount (less than 4%) of lithium increases the duration of the discharge current pulse. The effect of the increase in the discharge current pulse under the action of RF radiation is simulated numerically.

Charge-exchange recombination spectroscopy under ITER conditions is numerically simulated using the DINA code. The code allows one to calculate the attenuation of neutral beams in plasma, the intensity of atomic emission and emission from the ions produced by charge exchange with the neutral beam, and the intensity ratio between the emission related to charge exchange and the background continuum plasma emission. The cross sections for atom-ion interactions in plasma are calculated, and the excitation rates of spectral transitions in hydrogen-like impurity ions are determined. The measurement scheme and the main parameters of the spectrometer proposed for charge-exchange recombination diagnostics in ITER are described.

The formation of halo currents in a peripheral tokamak plasma is simulated numerically with the 1.5-dimensional resistive code DINA. Results from numerical calculations of the vertical displacement episode for a tokamak on the scale of the ITER reactor are presented. In the peripheral plasma region, the poloidal and toroidal components of the halo current are estimated for an electron temperature on the order of 50 eV in the case of an uncontrolled upward motion of the plasma column. Numerical calculations incorporating halo currents show that the vertical velocity of the plasma column decreases during the vertical displacement episode.

The radiation emitted by plasma impurities in the TSP high-field tokamak is studied by means of spectroscopic diagnostics. The resulting data are used to explain the behavior of the plasma column at the stage of discharge preceding the plasma compression. The experimental optical data are compared with the results of both the measurements and the numerical simulation of the behavior of the plasma column.