Система охлаждения диагностического защитного модуля, до проведения технологической доработки, успешно прошла защиту финального проекта. Одним из основных требований проведению технологической доработки было не вносить существенных изменений, которые могли бы привести к ухудшению гидравлической системы ДЗМ.

Рассмотрены вопросы, касающиеся специфики калибровки детекторов на основе органических сцинтилляторов, входящих в состав нейтронного спектрометра ИТЭР. Предложены решения для калибровки детекторов по комптоновскому краю и по пикам полного поглощения, полученным при помощи методов восстановления спектра. Произведено сравнение результатов с модельными. Изучается зависимость L(E) световыхода в сцинтилляторах от энергии частиц, необходимая для моделирования отклика детектора.

ДМНП ИТЭР предназначен для измерения полного нейтронного выхода и термоядерной мощности. Планируется in situ калибровка системы с применением нейтронного генератора НГ-24М, размещаемого на роботизированной руке ART. С использованием кода OpenMC выполнено моделирование транспорта нейтронов и оценено влияние геометрии манипулятора на скорости счёта детекторов. Показано, что учёт геометрии ART приводит к изменению скоростей счёта до 10%, преимущественно в области энергий до ~1 МэВ.

В работе представлен автоматизированный метод исследования эрозии материалов, обращенных к плазме, основанный на алгоритмах компьютерного зрения и машинного обучения. В отличие от стандартных процедур, требующих ручного анализа, разработанный подход позволяет в автоматическом режиме выявлять дефекты и рассчитывать морфометрические характеристики трещин.

В данной работе представлена численная модель, которая может быть использована для расчета динамики плазменного потока в межэлектродном зазоре ускорителей. В основе модели лежит система уравнений, включающая уравнения идеальной МГД для произвольного уравнения состояния и уравнение диффузии МП в плазму. Система уравнений решается конечноразностным методом КИР на одномерной сетке.

В данной работе представлены результаты расчета остаточных тепловых напряжений, возникающих в макетах элементов первой стенки ИТЭР после облучения плазмой. В модели учитывалась теплопроводность материала, а также упругая и пластическая деформация вольфрамового элемента. В модели не учитываются начальные напряжения в образце, а также возможность образования расплавленного слоя на его поверхности.

Для аксиально-симметричной модели токамака анализируется динамика тока убегающих электронов (УЭ) при срыве тока с учетом влияния вакуумного зазора и резистивности стенки вакуумной камеры. Показано, что фактор генерации тока УЭ γ (логарифм отношения плотности тока УЭ в конце срыва к плотности тока до срыва) и сам ток УЭ в конце срыва тем больше, чем больше ширина зазора между границей плазмы и стенкой токамака. 

В данной работе представлены результаты измерений профиля интенсивности нейтронного источника, впервые выполненные на токамаке EAST, на основе сигналов радиальной нейтронной камеры. В наиболее интенсивных разрядах удалось достичь временного разрешения в 10 миллисекунд при пространственном разрешении в 8 см. В рассмотренных разрядах удалось пронаблюдать эволюцию профиля нейтронного источника при изменении параметров плазмы.

В работе разработана физически обоснованная модель углового и энергетического распределения нейтронов нейтронного генератора НГ-24 для задач калибровки диагностик термоядерных реакторов. Модель учитывает торможение и диффузию ионов в титановой мишени, а также анизотропию реакций DD и DT. Полученные результаты могут быть использованы  как исходные данные для расчётов транспорта нейтронов в коде OpenMC при лабораторной и in situ калибровке.

В работе исследуется влияние кондиционирования стенки на параметры плазменного разряда токамака МИФИСТ-0. Для кондиционирования используются очистка в плазме тлеющего разряда на гелии и проведение серии чистящих плазменных разрядов на гелии. Изучается поведение максимального ток и длительности разряда, интенсивности свечения плазмы на линии Hα и другие. Показано улучшение параметров разряда и увеличение стабильности разряда после проведения процедур очистки камеры.

В 2024 году было принято решение о переходе с Be на W при изготовлении облицовки первой стенки токамака ИТЭР. Это увеличивает риск загрязнения плазмы тяжелыми примесями, что повлечёт ее радиационное охлаждение. С целью снижения вероятности поступления примесей с большим атомным номером ЧУ «ИТЭР-Центр» выдвинуло предложение о покрытии W слоем B₄C. Для принятия решения о применимости B₄C необходимы экспериментальные данные о его поведении под действием интенсивных плазменных потоков.

В работе оценены параметры прикатодного слоя КСПУ и возможность переноса разрядного тока в диффузном режиме. С помощью высокоскоростной съемки разряда исследован процесс токопереноса в ускорителе. По известным данным об эрозии в катодных пятнах оценена скорость эрозии катода ускорителя.

В данной работе описывается и тестируется численный метод расчета двухфазного течения жидкостей для моделировная взаимодействия потока плазмы и расплава на поверхности металлических защитных покрытий вакуумной камеры термоядерных установок.

В работе с использованием программного пакета Geant4 построена расчётная модель блока детектирования быстрых нейтронов вертикальной нейтронной камеры ИТЭР, позволяющая получить функции отклика и скорости счёта нейтронных детекторов.

Первая стенка токамаков – критически важный элемент установок, испытывающий экстремальные тепловые нагрузки. Для ТРТ требуется разработка теплоаккумулирующих панелей (ТАП) без охлаждающих каналов для настройки режимов работы систем ТРТ, что обусловливает необходимость оригинальных конструктивных решений. ТАП предназначены для первого этапа эксплуатации ТРТ, при выводе систем дополнительного нагрева на проектную мощность, возможно их применение для испытаний материалов облицовки.