В 2009 году исполняется 90 лет со дня создания физико-механического факультета
Кафедра Экспериментальная ядерная физикаКафедра БиофизикаКафедра Физика прочности и пластичности материаловКафедра ГидроаэродинамикаКафедра Механика и процессы управленияКафедра Компьютерные технологии и эксперимент в теплофизикеКафедра Прикладная математикаКафедра Экспериментальная физикаКафедра Высшая математикаКафедра Теоретическая механикаКафедра Теоретическая физикаКафедра Математическая физикаКафедра Математическое и программное обеспечение высокопроизводительных вычислений

· На Главную
· О факультете
· Из истории ФМФ
· ФизМех-90
· Кафедры ФМФ
· Студентам ФМФ
· Абитуриентам
· Платное обучение

· Новости ФМФ
· Новости науки
· Гранты и программы
· Голосования
· Вопросы и ответы
· Поиск по сайту



Rambler's Top100

Рейтинг@Mail.ru




Вы можете разместить на своих страницах наш баннер:

Физико-Механический факультет СПбГПУ

Получить код баннера



В Китае прошли испытания экспериментального термоядерного реактора

В КНР прошли успешные испытания экспериментального термоядерного реактора. Испытание нового реактора проходило в Институте физики плазмы, расположенном в городе Хэфэй в восточной провинции Китая Аньхуэй. Реактор получил официальное название - Экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак (Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST).

Комментарий www.FEA.ru экспертов. Краткая историческая справка, современное состояние крупнейшего в мире международного проекта ITER, работы сотрудников CompMechLab в области проблем механики термоядерных реакторов в 1982-2006 годах.



В конце сентября 2006 года, как сообщило китайское государственное информационное агентство «Синьхуа», Китай успешно провел испытания нового экспериментального термоядерного реактора.

Испытание проходило в Институте физики плазмы в городе Хэфэй в восточной провинции Китая Аньхуэй.

Официальное название нового реактора — экспериментальный усовершенствованный сверхпроводящий токамак  — Experimental Advanced Superconducting Tokamak (EAST), однако китайские журналисты называют этот реактор «искусственным солнцем», поскольку физики моделируют в нем процессы горения на ближайшей к нам звезде. Как пишет «Синьхуа», EAST представляет собой усовершенствованную версию токамака первого поколения и «является первым подобным реактором в мире». «Новый реактор станет источником более дешевой, безопасной и чистой энергии, что поможет снизить зависимость экономики от ископаемого топлива», подчеркивает агентство. 

Новый реактор позволяет проводить опыты по термоядерному синтезу на протяжении нескольких часов. Таким образом, китайские ученые получили установку подобную той, что была создана в СССР в 1988 году.

Как сообщил «Эксперту Online» замдиректора Института ядерного синтеза Российского научного центра «Курчатовский институт» Борис Кутеев (ранее зам. декана физико-технического факультета СПбГПУ),  установка EAST — экспериментальная,  и она не может рассматриваться как промышленный образец. Более того, она вообще не может рассматриваться как источник энергии, поскольку на получение в ней плазмы с заметным уровнем термоядерного синтеза приходится тратить больше энергии, нежели выделяется во время самого синтеза.

Тем не менее Б. Кутеев расценил испытание новой установки как «замечательное достижение китайских ученых, которое имеет значение для всех стран». Ценность нового реактора в том, что он позволит поддерживать международный проект ИТЕР по сооружению термоядерной электростанции во Франции. Эту станцию планируется построить к 2016 году, однако ученые еще не завершили все разработки по поддержанию в ней технологического цикла.

50% в проекте ИТЕР принадлежит Евросоюзу, по 10% — России, США, Китаю, Южной Корее и Индии. Поэтому достижения всех термоядерщиков из этих стран приближают реализацию общего проекта. Это очень важно, поскольку все исследования в этой области позволяют получать новые результаты крайне медленно.

Так, первые в мире токамаки появились почти сорок лет назад. Однако реакторы типа EAST, использующие принцип сверхпроводимости, позволяют получать электрический импульс, порождающий и поддерживающий процессы в реакторе не в течение нескольких секунд, как на первых токамаках, а на протяжении 1000 секунд и более. Возможность проводить опыт на протяжении нескольких часов позволяет намного увеличить скорость исследований.

В России первый токамак Т-7 был создан в 1978 году в Курчатовском институте, и позднее он был отправлен в Китай в город Хэфэй, где находится и установка EAST. Таким образом, советский токамак стал первым термоядерным реактором в Китае, а нынешняя установка –вторым. Первый отечественный реактор нового типа, использующий принцип сверхпроводимости и получивший название Т-15, был создан в Москве в 1988 году.

По словам китайских специалистов, строительство EAST оценивается в ~ 40 миллионов долларов, что значительно меньше, чем ожидаемые расходы на ITER. При этом мощность устройства составит 500 мегаватт, то есть всего половину от средней производительности энергоблока обычной АЭС. В Китае особо отмечают, что ITER будет запущен только в следующем десятилетии, так что EAST, скорее всего, станет первой термоядерной электростанцией в мире.

Топливом для EAST служат тяжелые изотопы водорода — дейтерий и тритий. Реакция между ними является, в частности, главным источником энергии Солнца. На Земле радиоактивный тритий получают искусственно, тогда как дейтерий содержится в обычной воде, но его извлечение оттуда довольно трудоемко. Тем не менее, за несколько лет работы реактор израсходует не более килограмма каждого из изотопов.

Идея намного более мощного, чем атомные электростанции, и экологически безвредного источника энергии основана на работах советских физиков-академиков Д.Сахарова и И.Тамма. 29-летний Дмитрий Сахаров в 1950 году предложил использовать для этого реакцию управляемого термоядерного синтеза в плазме, удерживаемой в магнитной ловушке специального вида.

Термин "ТОКАМАК" (ТОроидальная КАмера с Магнитными Катушками) придумали И.Головин и Н.Явлинский, которые вместе академиком с Л.Арцимовичем сумели изготовить в Курчатовском институте первый образец устройства. Внутри него разогретая индукционными токами плазма перемещалась в поле сверхсильных магнитов, не касаясь стенок камеры.

Проблема состояла в том, чтобы заставить ядра сблизиться на достаточно малое расстояние. Сверхвысокое давление, обеспечивающее это в звездах, объясняется невозможной на Земле силой притяжения. Нужное сжатие обеспечивал и "обычный" ядерный взрыв, и на этом была основана водородная бомба, успешные испытания которой сделали одного из авторов токамака, Андрея Сахарова, академиком в 32 года. Сделать процесс управляемым оказалось намного труднее.

В конце 1960-х годов экспериментаторы добились плотностей и температур, необходимых для термоядерного синтеза. Речь шла о процессе, обратном тому, который протекает внутри обычных ядерных реакторов. Во втором случае энергия выделяется при распаде тяжелых ядер, тогда как в первом - при слиянии легких, например, дейтерия и трития. Физикам известно, что именно этим обусловлено свечение большинства звезд, но неясно, как воспроизвести "звездный" процесс на Земле.

Американские исследователи Хирш и Фармсворт сумели продемонстрировать первую искусственную термоядерную реакцию в 1967 году. Они использовали предварительно разогнанные частицы, которые разогревали ионизированный газ и увеличивали давление в нем.

Тем не менее, до строительства термоядерных электростанций было еще очень далеко: поддержание температуры плазмы тербовало больших мощностей, чем могла дать сама реакция. Несмотря на это, токамаки возникали повсеместно, и "центр тяжести" исследований переместился на Запад. И.Тамм умер в 1971 году, а Андрей Сахаров после публикации "Размышлений о мирном сосуществовании" был отстранен от секретных работ тремя годами раньше.

В 1983 году в Великобритании построили реактор JET (Joint European Torus), а в 1982 началась сборка Tore Supra во французском Карадаше  там же, где, согласно решению международной комиссии, будет построен ITER. Два года спустя Япония стала обладательницей токамака JT-60.

Но так называемый критерий Лоусона, при выполнении которого выделяется больше энергии, чем расходуется, так и не был достигнут ни на одном из устройств.

Чтобы обеспечить всех дешевой и безопасной энергией, требовались серьезные затраты. Оценка их масштабов заставила представителей нескольких государств затеять совместный проект — Международный эспериментальный ядерный реактор (ITER) . Первым с таким предложением выступил глава СССР, Михаил Горбачев, в 1985 году. Европа, США, Япония и Канада заявили о готовности сотрудничать.

В 1992 году, после того как цели были сформулированы, началось уточнение технических деталей. В то время, когда германские и японские ученые уже занимались разработкой самого реактора, возникли разногласия по поводу того, где его строить. В самом начале предпочтительной считалась канадская территория: там сосредоточены серьезные запасы трития — самого труднодоступного компонента ядерного топлива. Долгое время он накапливался в качестве побочного продукта работы энергетических реакторов CANDU. Тритий сильно радиоактивен — период его полураспада составляет всего 12 лет (это намного меньше, чем, например, у урана-235, из которого состоят топливные элементы большинства АЭС), поэтому его транспортировка, тем более через океан, была бы связана с техническими трудностями и наверняка вызвала бы протесты экологов. Впрочем, тритий можно получать и из распространенного элемента лития.

Схема

Схема реактора с сайта iter.org 

Аргументами в пользу других мест служила уже развернутая там атомная инфраструктура. Рядом с будущим реактором должна находиться "обычная" электростанция, с помощью которой будут разогревать плазму до требуемой температуры. Учитывались, кроме того, особенности ландшафта, легкость доставки материалов, захоронения отходов и готовность специалистов отправиться на новую "площадку".

Среди кандидатур числились Роккасё в японской префектуре Аомори, Ванделлос в Испании и Кадараш во Франции. Последние две принадлежали членам Евросоюза, и перед участием в общем конкурсе необходимо было определиться, что выбрать.

Компромисс был найден в конце 2003 года: Испания уступила Франции право построить у себя реактор — в обмен на размещения у себя европейской штаб-квартиры проекта. Таким образом, до последнего обсуждения дошли только два претендента.

Победителем стал Кадараш, который некоторые из российских экспертов успели назвать "французской Дубной". Небольшой город недалеко от Марселя вполне соответствует представлениям о "наукограде". С 1988 там работает токамак на сверхпроводящих магнитах, родственный будущему реактору. В Кадараше есть атомная электростанция и исследовательский центр — то, что нужно серьезному термоядерному реактору для жизни.

Кадараш,

Кадараш, Франция. Источник - fusion-magnetique.cea.fr

Вместе с рабочими местами, которые ITER обеспечит на много лет вперед, Евросоюз приобрел обязанность взять на себя половину всех расходов. Как заявили участники совещания, стоимость строительства составит по разным оценкам 5-12 миллиардов долларов, и во столько же обойдется его использование в течение нескольких лет. Россия планирует компенсировать десятую часть затрат — российские ученые изготовят, например, одну из главных деталей реактора — сверхпроводящие магниты.

ITER (название которого, кстати, переводится с латыни как "шаг") будет вырабатывать 7 миллиардов киловатт-часов в год, не производя опасных для окружающей среды веществ. Продукты реакции — инертный гелий и нейтроны, которые легко нейтрализовать. Требования к ресурсам — скромны: 100 граммов дейтерия и три тонны лития в год.

 Концептуальная схема термоядерного проекта ITER выглядит следующим образом - Conceptual Drawing of the ITER .

В мае 2002 года во Франции был установлен мировой рекорд по продолжительности разряда плазмы. В течение 210 секунд в экспериментальном термоядерном реакторе Tore Supra протекал трёхмегаваттный разряд, при котором выделилось 600 мегаджоулей энергии. Это в два раза превышает предыдущий рекорд, также установленный Tore Supra в 1996 году.

В  мая 2006 года японским учёным в токамаке JT-60 сохранить плазму в течение 28,6 секунд. Дальнейшей задачей японских учёных является удержание плазмы в течение 400 секунд и демонстрация осуществимости создания термоядерного реактора, а также решение сопутствующих физических и технологических проблем.

Напомним, что в конце июня 2006 года в Москве министры Японии, Южной Кореи, Китая, России, США и Евросоюза определили дальнейшую судьбу одного из самых громких научных проектов. Первый термоядерный реактор, ITER - International Thermonuclear Experimental Reactor, способный генерировать больше энергии, чем потреблять, будет построен на юге Франции, в городе Кадараш.

Архитекторы уже вписали ITER в реальный пейзаж (иллюстрация AFP/File).
Архитекторы уже вписали ITER в реальный пейзаж в окрестностях Кадараша

(иллюстрация AFP/File).

Значение проекта ITER для современной цивилизации — сложно переоценить.

***

Выпускники кафедры "Механика  и процессы управления" и лаборатории "Вычислительная механика" (CompMechLab) имеют многолетний положительный опыт работы в различных международных организациях, занимающихся исследованием разнообразных инженерных проблем механики термоядерных реакторов:

- Joint Central Team, ITER Naka Joint Work Site, Naka Fusion Institute, Ibaraki, Japan;

    - см. Conceptual Drawing of the ITER 

- Joint Central Team, ITER Garching Site, Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching, Germany;

- UK Atomic Energy Authority, Culham Science Centre, UK;

- Forschungszentrum Jülich, Institut für Plasmaphysik, Jülich, Germany;

- Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, EURATOM association, Greifswald, Germany.

В настоящее время сотрудники CompMechLab принимают участие в работах, проводимых совместно:

  • с сотрудниками Университета г. Падуя, Италия, и связанных с конечно-элементным моделированием и исследованием проблем термомеханики многоуровневых композитных структур на основе Nb3Sn-сверхпроводников в рамках Network of Excellence "Knowledge-based Multicomponent Materials (KMM NoE)";
  • с сотрудниками Института физики плазмы Forschungszentrum Jülich, Германия, и связанных с конечно-элементным моделированием  и исследованием проблем электродинамики и механики контактного взаимодействия перспективных конструкционных элементов дивертора термоядерного реактора   JET  (Великобритания) - крупнейшего в мире исследовательского реактора.

Приведем перечень публикаций сотрудников CompMechLab, посвященных исследованию разнообразных проблем механики термоядерных реакторов, выполненных в 1982 - 2006 годах:

Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3-D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB-SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Fusion Engineering and Design. 2006. (in print)

Borovkov A., Gaev A., Nemov A., Neubauer O., Panin A. 3-D Finite Element Electromagnetic and Stress Analyses of the JET LB-SRP Divertor Element (Tungsten Lamella Design) // Proc. 24th Symposium on Fusion Technology. Poland. Warsaw. 11-15 Sept. 2006.

Hirai T., Bondarchuk E., Borovkov A.I. et al. Development and Testing of a Bulk Tungsten Tile for the JET Divertor. Proc. 11th Int. Workshop on Plasma-Facing Materials and Components for Fusion Applications. Germany. 2006

Palmov V.A., Borovkov A.I. Six Fundamental Boundary Value Problems in the Mechanics of Periodic Composites // Applied Mechanics and Materials, Vols. 5-6 , 2006, 551 - 558.

Боровков А.И., Пальмов В.А. Базовые решения и регулярное разложение в механике периодических композитов // Труды СПбГТУ, № 498. Вычислительная математика и механика. СПб. Изд-во СПбГПУ. 2006. 73 – 97.

Borovkov A.I., Palmov V.A. Basic Solutions in the Problem of Homogenization of Periodic Composites // Proc. 8th Int. Workshop “Nondestructive Testing and Computer Simulations in Science and Engineering” (NDTCS'2004). A. Melker, Ed., Proc. of SPIE. Vol. 5831. Washington. USA. 2004. 155 – 166.

Borovkov A.I., Klimshin D.V., Shevchenko D.V. Finite Element Determination of Critical Zones in Composite Structures // Proc. 11th Int. ANSYS’2004 Conf. “Profiting from Simulation: Business and Technical Leadership Through Simulation-Driven Design”. Pittsburgh, PA, USA. 2004. 20 p. 

Боровков А.И., Климшин Д.В., Шевченко Д.В. Формулировка, обоснование и применение нового критерия макроразрушения композитных структур // Материалы VIII Всеросс. конф. по проблемам науки и высшей школы “Фундаментальные исследования в технических университетах”.  СПб.: Изд. СПбГПУ.  2004. 185 – 186.

Borovkov A.I., Sabadash V.O. Finite element multiscale homogenization and sequential heterogenization of composite structures // Proc. 10th Int. ANSYS’2002 Conf. “Simulation: Leading Design into the New Millennium”. Pittsburgh. USA. 2002. 15 p.

Borovkov A.I., Palmov V.A., Banichuk N.V., Stein E., Saurin V.V., Barthold F.-J.; Misnik Yu.Yu. Finite Element Modelling and Structural Optimization based on Macro-Failure Criterion for Laminated Composite Structures with Free Edge // Int. J. Computational Civil and Structural Engineering. V.1, Issue 1, 2000. 91 –104.

Borovkov A.I., Palmov V.A., Banichuk N.V., Stein E., Saurin V.V., Barthold F.-J.  Macro-Failure Criterion for the Theory of Laminated Composite Structures with Free Edge Delaminations // Int. J. Computers & Structures. V.76 (1-3) 2000. 195-204.

Баничук Н.В., Саурин В.В., Боровков А.И., Пальмов В.А., Бартольд Ф.-Й., Штайн Э. Оптимизация формы слоистых конструкций при прочностных ограничениях, обусловленных межслойным разрушением // Проблемы прочности и пластичности. Вып. 62. Изд-во Нижегородского университета. Нижний Новгород. 2000. 19-30.

Borovkov A., Misnik Yu., Grodinskaya E.G., Kondratiev S.V., Mikhaluk D.S. Subinterface and interface cracks in composites. Finite element computations of brittle fracture parameters // Proc. 3rd Int. Workshop “Nondestructive Testing and Computer Simulations in Science and Engineering” (NDTCS'99). A. Melker, Ed., Proc. of SPIE. Vol. 4064. Washington. 2000. 392-400.

Borovkov A.I., Kiylo O., Bondarchuk E. et al.Three Dimensional Numerical Structural Analysis of the ITER Magnet System at Fault Event // Plasma Devices and Operations. 1999. V.7. 1-9.

Borovkov A., Misnik Yu. Finite Element Stress and Fracture Analysis of Multidirectional Laminated Composite Structures. 1. Heterogenization and New 3D Models // Appl.Math.Mech. (Z.Angew.Math.Mech. – ZAMM). V.79. 1999. S525-S526.

Borovkov A.I., Kiylo O.L., Misnik Yu. et al. Finite Element Stress and Fracture Analysis of the Multidirectional Laminated Composite Structures. 2. h-p-Refinement and m-Adaptive Procedures // Appl.Math.Mech. (Z.Angew. Math.Mech. – ZAMM). V.79. 1999. S527-S528.1990

Боровков А.И., Ильин П.В., Ширяев П.М. и др. Конечно-элементное исследование пространственного напряженного состояния сверхпроводящей обмотки тороидального поля установки ИТЭР // V Всес. конф. по инж. проблемам термоядерных  реакторов. Тез. докл. Л. 1990. 87-88.

Боровков А.И., Ильин П.В., Кирьян Д.Г. и др. Подсистема компьютерной графики PCG в конечно-элементном анализе двумерных задач механики  // Всес. конф. “Современные проблемы физики и ее приложений”. Тез. докл. М. 1990. С.100.

Borovkov A.I., Klich A.E. Computational Micromechanics of Composites. Finite Element Homogenization Methods // Appl.Math.Mech. (Z.Angew.Math.Mech. - ZAMM). V.78. Suppl. 1. 1998. S295-S296.

Semenov A.S., Borovkov A.I. Finite Element Modelling of Thermo-elasto-visco-plastic Effects in Nuclear and Thermonuclear Reactor Components // Appl.Math.Mech. (Z.Angew.Math.Mech. - ZAMM). V.78. Suppl. 1. 1998. S729-S730.

Borovkov A.I., Kiylo O.L., Panin A.G. Finite Element Modelling and Stress Analysis of Composite Structures of the ITER Electromagnetic System // Appl.Math.Mech. (Z.Angew.Math.Mech. - ZAMM). V.78. Suppl. 1. 1998. S293-294.

Borovkov A.I., Grodinsky K., Klysh A. et al. Local Finite Element Stress Analysis of the International Thermonuclear Experimental Reactor Central Solenoid // Plasma Devices and Operations. 1998.  V.6. 149-157.

Borovkov A.I., Bykov V.A., Komarov V.M., Mazul I.V., Semenov A.S. 3D Thermal Elasto-Plastic Analysis of ITER Divertor High Heat Flux Element // Plasma Devices and Operations. 1998. V.6. 55-63.

Borovkov A.I. Finite Element Macro- and Micromechanics of the Complex Composite Structures. // Abstr. 3rd EUROMECH Solid Mechanics Conf. Stockholm. Sweden. 1997. P.57.

Borovkov A.I., Semenov A.S. Thermo-elasto-visco-plastic Finite Element Analysis of Nuclear and Thermonuclear Reactor Components // Abstr. 3rd EUROMECH Solid Mechanics Conf. Stockholm. Sweden. 1997. P.55.

Borovkov A.I., Nikulina L.V., Grodinsky K.G. et al. Computational Thermomechanics of the Divertor Target Composite Structures of the ITER. Part I: Thermal Analysis // Appl.Math.Mech. (Z.Angew.Math.Mech. – ZAMM). V.77. Suppl. 2. 1997. S521-S522.

Borovkov A.I., Semenov A.S. Computational Thermomechanics of the Divertor Target Composite Structures of the ITER. Part II: Thermo-Elasto-Plastic Analysis // Appl.Math.Mech. (Z.Angew.Math.Mech. – ZAMM). V.77. Suppl. 2. 1997. S523-S524.

Боровков А.И., Клыш А.Е. Сравнительный анализ метода асимптотического осреднения и метода прямой гомогенизации в задачах определения эффективных характеристик волокнистых композитов // “Механика симметричных неоднородных сред и ее приложения”. Одесса. Украина. 1997. 31-37.

Боровков А.И. Конечно-элементная термомеханика композитных структур сверхпроводящих магнитных систем // III научн.-техн. сем. “Актуальные проблемы прочности материалов конструкций при низких температурах”. Тез. докл. СПб. 1997. 35-40.

Titus P.H., Panin A.G., Borovkov A.I. Evaluation of Insulation Shear Stresses in the ITER Central Solenoid // Proc. 17th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering (SOFE'97). San Diego. USA.1997. V.2. 689-692.

Боровков А.И., Быков В.А., Семенов А.С. и др.Термо-упруго-пластический анализ пространственных энергоприемных элементов дивертора установки ИТЭР // VI Всерос. конф. “Инженерные проблемы термоядерных реакторов”. Тез. докл. СПб. 1997. С.45.

Borovkov A.I., Grodinsky K.G., Nikulina L.V. et al. Local Finite Element Stress Analysis of the ITER Central Solenoid // Abstr. VI All-Russian Conf. “Engineering Problems of Thermonuclear Reactors”. St.Petersburg. Russia. 1997. P.97.

Bondarchuk E., Borovkov A.I., Kiylo O. et al. Fully Three-Dimensional Finite Element Stress Analysis of the ITER Magnet System under Fault Conditions // Abstr. VI All-Russian Conf. “Engineering Problems of Thermonuclear Reactors”. St.Petersburg. Russia. 1997. P.117.

Боровков А.И., Семенов А.С. Конечно-элементное исследование термо-упруго-пластического состояния композитных структур при экстремальных термосиловых воздействиях // Межд. конф. “Математические модели и методы их исследования”. Тез. докл. Красноярск. 1997. 40-41.

Borovkov A.I. Finite Element Methods of Homogenization and Heterogenization for Thermal and Stress Analyses of Superconducting Magnet System // Abstr. 15th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15). China. 1997. P.19.

Borovkov A.I., Kiylo O.L., Panin A.G. Three-Dimensional Finite Element Stress Analysis of Composite Structures of the ITER Superconducting Electromagnetic System under Fault Conditions // Abstr. 15th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15). China. 1997. P.19.

Borovkov A.I., Kiylo O.L., Panin A.G. et al. Local Finite Element Structural Analysis of the ITER Central Solenoid // Abstr. 15 th Int. Conf. on Magnet Technology. China. 1997.

Krivchenkov Y., Stoner J., Borovkov A.I. et al. Stress Variation in the Winding Pack of an ITER Central Solenoid Configuration // Proc. 15 th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15). Eds. L. Liangzhen, S. Guoliao, Y. Luguang. China. Science Press. 1997. 1319-1322.

Borovkov A.I., Nikulina L., Shiryaev P. et al. ITER Central Solenoid Prototype Sample Design and Three Dimensional Finite Element Modeling // IEEE Transactions on Magnetics. 1996. V.32. N 4.  2982-2985.

Боровков А.И. Вычислительная механика композитных структур термоядерных реакторов // XIV Межд. конф. “Методы потенциала и конечных элементов в автоматизированных исследованиях инженерных конструкций”. Тез. докл. СПб. 1996. 18-21.

Borovkov A.I., Semenov A.S. Thermo-Elasto-Plastic Finite Element Analysis of Composite Structures under Nonstationary High-Temperature Loading // Computational Plasticity. Fundamentals and Applications (COMPLAS IV). Eds. D.R.J. Owen, E. Onate. Swansea. U.K.: Pineridge Press. 1995. 1305-1320.

Bondarchuk E.N., Borovkov A.I., Panin A.G. et al. Three Dimensional Finite Element Stress Analysis of the ITER Electromagnetic System Composite Structure under Fault Conditions // Abstr. XIV Int. Conf. on Magnet Technology (MT-XIV). Tampere. Finland. 1995. P.31.

Borovkov A.I., Korsunsky V.E., Nikulina L.V. et al. ITER Central Solenoid Prototype Sample Design and Three Dimensional Finite Element Modeling // Abstr. XIV Int. Conf. on Magnet Technology (MT-XIV). Tampere. Finland. 1995. P.31.

Borovkov A.I., Bykov V.A., Divnich  A.V. et al. 2D and 3D Thermal and Thermo-Elasto-Plastic Finite Element Analysis of Macroheterogeneous Mock-up for High Heat Flux Divertor Element for ITER // Abstr. Int. Conf. “Optimization of Finite Element Approximation” (OFEA'95). St.Petersburg. Russia. 1995. 103-104.

Borovkov A.I., Dang S.S., Korsunsky V.E. et al. 2D & 3D Finite Element Modeling in Support for the ITER Central Solenoid Design // Abstr. Int. Conf. “Optimization of Finite Element Approximation” (OFEA'95). St. Petersburg. Russia. 1995. P.104.

Боровков А.И., Никулина Л.В., Данг Суан Шинь. Конечно-элементное определение эффективных упругих и теплофизических характеристик сверхпроводящих центрального соленоида и обмотки тороидального поля термоядерной установки  ITER // Российская научно-техн. конф. Инновационные наукоемкие технологии для России. Тез. докл. СПб. 1995. С.34.

Боровков А.И., Быков В.А., Гиниятулин Р.Н. и др. Конечно-элeментное исследование нестационарного теплового и термонапряженного состояния стенда для испытания прочности соединения бериллиевого покрытия с медными элементами установки  ITER // Российская научно-техн. конф. “Инновационные наукоемкие технологии для России”. Тез. докл. СПб. 1995. С.49.

Боровков А.И., Быков В.А., Комаров В.М. и др. Конечно-элeментное исследование нестационарного теплового и термонапряженного состояния лайнера приемного диверторного устройства установки  ITER // Российская научно-техн. конф. Инновационные наукоемкие технологии для России. Тез. докл. СПб. 1995. С.50.

Боровков А.И., Дивнич А.В., Никулина Л.В. и др. Исследование термонапряженного состояния и оценка долговечности приемных элементов дивертора термо­ядерной установки ИТЭР при циклическом тепловом нагружении // III Межд. конф. “Радиационное воздействие на материалы термоядерных реакторов”. Тез. докл. СПб. 1994. 115-117.

Акимов М.Б., Боровков А.И., Дивнич А.В. Конечно-элементное исследование пространственного напряженного состояния вакуумной камеры термоядерной установки  ИТЭР // Труды  СПбГТУ. № 446. Механика и процессы управления. 1993. С.154-156.

Borovkov A.I., Ilyin P., Shiryaev P. et al.Three Dimensional Finite Element Stress Analysis of Different Designs of Superconducting Toroidal Field Coils for the International Thermonuclear Experimental Reactor // IEEE Transactions on Magnetics. 1992. V.28. N 1. 247-250.

Borovkov A.I., Ilyin P., Krivchenkov Yu. et al. Finite Element Analysis of Effective Mechanical and Thermal Characteristics of Micro Heterogeneous Superconducting Toroidal Field Coils // IEEE Transactions on Magnetics. 1992. V.28. N 1. 927-930.

Borovkov A.I., Ilyin P., Shiryaev P. et al. 3D Finite Element Stress Analysis of ITER Superconductor Toroidal Field Coil // Abstr. XII Int. Conf. on Magnet Technology (MT-XII). Leningrad.  USSR. 1991. P.67.

Borovkov A.I., Ilyin P., Krivchenkov Yu. et al. Finite Element Evaluation of Thermoelastic Characteristics of Micro Heterogeneous Toroidal Field Superconductor Coils // Abstr. XII Int. Conf. on Magnet Technology (MT-XII). Leningrad. USSR. 1991. P.377.

Боровков А.И., Ширяев П.М., Львов В.Б. и др. Конечно-элементное решение трехмерных задач теории упругости гетерогенных анизотропных сред // “Эффективные численные методы решения краевых задач механики твердого деформируемого тела”. Ч. 1. Харьков. 1989. 38-40.

Боровков А.И., Елисеев В.В. Определение эффективных физико-механических свойств композиционных материалов //  Труды  ЛПИ. № 425. Механика и процессы управления. 1988. 65-70.

Боровков А.И., Елисеев В.В., Пальмов В.А.  Расчет допустимой по прочности скорости охлаждения соленоида //  Всес. научн.-техн. конф. Научные пробл. совр. энергетического машиностроения и их решение. Тез. докл. Л. 1987. С.175.

Боровков А.И., Милославский Д.Л., Саксаганский Г.Л. Моделирование и конечно-элементный анализ теплового и напряженного состояния трубчатых конструкций первой стенки термоядерного реактора-токамака  // Тр. семинара специалистов стран-членов СЭВ “Нейтронно-физические и теплофизические исследования для обоснования проекта опытного термоядерного реактора”. Варна. НРБ. 1987.

Боровков А.И., Елисеев В.В., Пальмов В.А. и др. Моделирование и конечно-элементное исследование теплового и напряженного состояния сверхпроводящих электромагнитных систем в режиме циркуляционного охлаждения // IV Всес. конф. по инж. проблемам  термоядерных реакторов. Тез. докл. М.: ЦНИИатоминформ, 1987. 108-109.

Боровков А.И., Елисеев В.В., Спирченко Ю.В. Температурные напряжения в некруговых соленоидах в режиме циркуляционного охлаждения // IV Всес. конф. по инж. пробл. термоядерных реакторов. Тез. докл. М.: ЦНИИатоминформ, 1987. 114-115.

Боровков А.И., Милославский Д.Л., Саксаганский  Г.Л. Анализ характеристик приемных элементов дивертора из молибденового сплава с газовым охлаждением // IV Всес. конф. по инж. пробл. термоядерных реакторов. Тез. докл. М.: ЦНИИатоминформ, 1987. 321-322.

Боровков А.И., Касаткин А.И., Милославский Д.Л. и др. Анализ характеристик первой стенки водоохлаждаемого бланкета с жидким литий-свинцовым бридером // IV Всес.  конф. по инж. пробл. термоядерных реакторов. Тез. докл. М.:  ЦНИИатоминформ, 1987. 319-320.

Боровков А.И. Эффективные физико-механические свойства волокнистых композитов - М.: Изд-во ВИНИТИ.  1985. - 113 с.

Боровков А.И.,  Елисеев В.В., Пальмов В.А. и др. Исследование температурных  полей и напряженно-деформированного состояния сверхпроводящих электромагнитных систем в режиме охлаждения // Докл.  III Всес. конф. по инж. пробл. термоядерных реакторов. Т.2.  М.: ЦНИИатоминформ, 1984. 29-36.

Боровков А.И., Волков А.Ф., Динабург Л.Б. и др. Оценка термонапряженного состояния обмотки тороидального поля установки Т-15 при ее охлаждении // III Всес. конф. по криогенной технике. Тез. докл. М. 1982.

 

Ссылки www.FEA.ru  по теме:

Сотрудничество CompMechLab с Forschungszentrum Jülich, Institut für Plasmaphysik, Jülich, Germany в области  проблем механики термоядерных реакторов

КЭ исследование 3-D напряженно-деформированного состояния блока W-LBSRP дивертора токамака JET под действием электромагнитных нагрузок

 

Источники информации:

www.rian.ru:  

     Термоядерный проект ИТЭР: человечество приступает к созданию "земного солнца"

science.compulenta.ru: 

     Поставлен новый рекорд удержания плазмы

www.lenta.ru:

     Первый термоядерный реактор появится в Китае

     Термоядерное тепло для всех

www.expert.ru:

     КНР внесет вклад в проект ИТЭР

www.membrana.ru:

     Рекорд: разряд плазмы продолжался 210 секунд

    Франция станет домом для крупнейшего термоядерного реактора




Версия для печати Распечатать статью   



©2003-2018 ФМФ СПбГПУ. Техническая поддержка: CompMechLab. Разработка: Меркушев Владимир.
Другие веб-проекты: CAE.ru, SolidWorks.spb.ru, , CompMechWorkshop.com, Simpleware.ru,
Moldex3D.ru, DIGIMAT.CompMechLab.ru, ESAComp.CompMechLab.com, KISSsoft.CompMechLab.com