Международный экспериментальный термоядерный реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
(перенаправлено с «ITER»)
Перейти к: навигация, поиск
Макет термоядерного реактора (сечение)

ITER (изначально аббр. от англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, ИТЭР) — проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

Проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш (фр. Cadarache) на юге Франции, в 60 км от Марселя.

Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в 5 миллиардов евро, первоначально планировалось закончить в 2016 году, однако постепенно предполагаемая сумма расходов выросла вдвое, и затем срок начала экспериментов сдвинулся к 2020 году.

Первоначально название «ITER» было образовано как сокращение англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, но в настоящее время оно официально не считается аббревиатурой, а связывается с латинским словом iter — путь.

Страны-участники[править | править вики-текст]

Наибольшую роль в реализации российской доли обязанностей по проекту ИТЭР играют[1] Курчатовский институт, госкорпорация Росатом, НИИ ЭФА им. Д. В. Ефремова, НИКИЭТ, Институт прикладной физики РАН, ТРИНИТИ, ФТИ им. А. Ф. Иоффе, ВНИИНМ, ВНИИКП, управляющая компания «Наука и инновации», ИЯФ СО РАН.

Участие Казахстана[править | править вики-текст]

Участие Казахстана в проекте ИТЭР[2] представляет[3] Национальный Ядерный Центр Республики Казахстан (НЯЦ РК), Научно-исследовательский институт экспериментальной и теоретической физики КазНУ им.аль-Фараби, Институт Ядерной Физики (ИЯФ), Ульбинский металлургический завод, КазНИПИЭнергопром[4], Казэлектромаш, Кольчуга.

История[править | править вики-текст]

C 1985 г. по 2013 г.[править | править вики-текст]

  • Ноябрь 1985 г. — СССР предложил создать токамак нового поколения с участием стран, наиболее продвинувшихся в изучении термоядерных реакций.
  • 19881990 гг. — силами советских, американских, японских и европейских учёных и инженеров была проведена успешная концептуальная проработка проекта термоядерного реактора, получившего современное обозначение ITER.
  • 21 июля 1992 г. — в Вашингтоне было подписано четырёхстороннее (ЕС, Россия, США, Япония) межправительственное соглашение о разработке инженерного проекта ITER.
  • 28 июля 1994 г.— в рамках Решения 6 сессии Совета ITER по квоте Российской Федерации в проект присоединилась Республика Казахстан.
  • 1996 г. — США вышли из проекта.
Место расположения исследовательского центра «Кадараш»
  • 2001 г. — технический проект реактора ITER был успешно завершён.
  • 20012003 гг. — к участию в проекте присоединяется Канада.
  • 2003 г. — США вернулись к участию в проекте, а также к ним присоединились Китай и Южная Корея.
  • 28 июня 2005 г. — в Москве министры шести сторон-участниц проекта ИТЭР подписали протокол, который определяет место строительства. Международный экспериментальный термоядерный реактор будет построен на юге Франции в исследовательском центре Кадараш (43°41′ с. ш. 5°45′ в. д. / 43.68750° с. ш. 5.7617° в. д. / 43.68750; 5.7617 (G) (O))[5].
  • 6 декабря 2005 г. — к консорциуму присоединилась Индия.
  • 25 мая 2006 г. в Брюсселе участниками консорциума подписано соглашение о начале практической реализации проекта в 2007 году.
  • 1 сентября 2006 — правительство России приняло решение подписать соглашение о создании Международной организации по реализации проекта исследовательского термоядерного экспериментального реактора (ITER), которая будет обладать правами юридического лица способного заключать соглашения с государствами и международными организациями.
  • Декабрь 2006 — подписано 40 первых контрактов с персоналом, объявлено о ещё 56 открытых рабочих местах.
  • 2010 г. — начало подготовки котлована под фундамент[6].
  • август 2011 г. — апрель 2012 г. — Работы по подготовке котлована под реакторный комплекс. Длина котлована 130 метров, ширина 90 метров, глубина 17 метров. Извлечено 210 000 кубических метров скальной породы. Общая масса будущего Комплекса Токамака 360 000 тонн, включая 23 000 тонный токамак.
  • 2012 г. — В декабре 2012 года руководством ITER был подписан гражданско-правовой договор с французско-испанским консорциумом VFR на строительство комплекса зданий токамака.

2013 [править | править вики-текст]

Начало строительства комплекса[6].

  • По состоянию на май — завершены работы по созданию железобетонного фундамента под реактор. Возводятся стены котлована.
  • С 19 по 20 июня 2013 г. в столице Японии состоялось очередное — двенадцатое — заседание Совета ИТЭР, руководящего органа Международной организации ИТЭР, в котором приняли участие представители всех семи участников Проекта ИТЭР: ЕС, Китая, Индии, Японии, Республики Корея, России и США. Делегаты Совета отметили, что Проект ИТЭР полностью перешел на стадию сооружения.
  • К августу подготовлена площадка для горячей камеры токамака, построены два вспомогательных здания и энергетическая подстанция.
  • Сентябрь — появились сведения о первой успешной репетиции по транспортировке крупногабаритных деталей токамака из порта Bere l’Etang[7] (порт на озере Этан-де-Берр, озеро соединено 4-километровым каналом со Средиземным морем) до строительной площадки в Карадаше. Общая длина пути 104 километра[8]. Для транспортировки была расширена и модернизирована автомобильная дорога, в частности, построено несколько новых мостов, а некоторые мосты были разобраны[9], и на их месте построены более прочные. Транспортировка будет осуществляться на специально сконструированном для этой задачи 352-колесном автотрейлере[10]. Эта машина[11] способна перемещать груз массой 800 тонн, длиной 40 метров, высотой 11 метров, шириной 9 метров со скоростью 3.5 км/ч. Репетиция заключалась в перевозке весогабаритного макета (бетонные блоки плюс стальная рама)[12] наиболее впечатляющих деталей реактора из точки назначения в точку прибытия.
  • В ноябре были сформированы дренажные и вспомогательные туннели, окружающие комплекс токамака.
  • В начале декабря началась заливка бетоном 1.5 метровой плиты основания реакторного здания (на сайте ITER его называют Зданием Трития — Tritium Building)[13]. Заливка ведется секциями размером 21х26 метров и продлится шесть месяцев. Всего секций пятнадцать, из них три на юго-западной стороне и три на северо-восточной. Заливка секции длится десять часов, затем месяц идет схватывание и отвердевание бетона[14].

2014[править | править вики-текст]

Работы на фундаменте будущего Здания Трития, завершение Здания Криостата (Cryostat Building), создание узлов токамака, тренировки по доставке деталей реактора.

  • Февраль 2014 г. — Залито три секции фундамента будущего Тритиевого Здания. Таким образом, фундамент на юго-западной стороне Здания Трития готов[15].
  • С февраля 2014 года на сайте проекта стали появляться фотографии изготовленных странами-участницами проекта отдельных частей токамака. Европа приступила к изготовлению 70 больших D-образных каркасов для катушек тороидального поля[16]. Россия в марте отправила[17] в Италию сверхпроводящие кабели[18], из которых будет наматываться эти катушки. Корея изготавливает секции вакуумной камеры[19]. Китай представил фотографии смонтированных стативов с автоматикой управления магнитным полем[20]. Индия приступила к изготовлению оболочки криостата[21][22].
  • 19 марта 2014 года начата[23] заливка первой из трех секций на север-восточной стороне Здания Трития. Этот этап планируется завершить в июле 2014.
  • Март 2014 года — начата вторая репетиция транспортировки весогабаритного макета от порта Бере на строительную площадку ITER. Мероприятие успешно закончилось рано утром 8 апреля 2014 года, когда трейлер с макетом прибыл на строительную площадку. Это последняя репетиция: уже в этом году ожидается прибытие первых крупногабаритных деталей.
  • Полным ходом идет строительство Здания Криостата[24] ( Cryostat Building). Криостат[25] — огромная стальная оболочка, внутри которой будет располагаться токамак. Криостат, помимо механических функций (поддержка и защита деталей токамака) будет выполнять роль охладителя, удерживая обмотки токамака в состоянии сверхпроводимости. В Здании Криостата будут находится компрессоры, управляющая аппаратура и теплообменники.
  • 14 апреля 2014 г. Один из менеджеров проекта (Site, Buildings and Power Supplies project manager), Лоран Шмидер (Laurent Schmieder), на сайте ITER дал интервью, в котором рассказал, какие изменения будут происходить на строительной площадке в ближайшее время. По его словам, число рабочих, занятых на строительстве, возрастет с 600 до 1000 человек. В этом месяце на северо-восточном углу строительной площади начнется возведение Служебного здания (Services Building). В июле начнется возведение Сборочного цеха (Assembly Building) — это здание высотой 60 метров будет построено за три месяца. Скоро начнется строительство очистных сооружений (Cleaning Facility), Здания радиочастотного нагревателя (Radio Frequency Heating Building), Здания управления (Control Building), Здания управления магнитной системой и Здания компрессорной станции. В июле начнется строительство охлаждающих бассейнов и градирен. В сентябре планируется начать работы на цокольном этаже Комплекса токамака, а к концу года работы перейдут на следующий этаж[26].
  • 24 апреля 2014 г. инспекторы из французского Агентства Ядерной безопасности (French Nuclear Safety Authority — ASN) произвели осмотр монтажа арматуры будущей «пяты» под токамаком. Это круглая площадка должна быть выполнена из железобетона толщиной 1.5 метра.
  • 29 апреля 2014 г. появились фотографии работ по укладке арматуры в «пяту» токамака [27]. На фото хорошо видно, что четыре секции из пятнадцати уже залиты, а две практически готовы к заливке. К концу года планируется завершить заливку всех пятнадцати секций и приступить к возведению стен Здания Трития.
  • В конце апреля появилось сообщение, что после монтажа 18-метрового тяжелого мостового крана сооружение Здания Криостата завершилось [28].
  • 25 мая 2014 г. Завод в Тулоне (Франция), отчитался о изготовлении 70 каркасов для D-образных катушек (размерами примерно 9х14 метров) торроидального магнитного поля[29]. В июне на эти каркасы начнется намотка сверхпроводящих кабелей, которые поступили из России. В США объявили об успешных испытания высокочастотных нагревателей[30] плазмы.
  • 4 июня 2014 г. подписан контракт между European Domestic Agency и корпорацией Air Liquide. Air Liquide будет производить проектирование, закупку комплектующих, монтаж и тестирование системы охлаждения токамака. Система охлаждения будет обеспечивать три уровня охлаждения сверхпроводящих магнитов (80К, 50К и 4К) и включает теплообменники, крионасосы, несколько десятков километров трубопроводов.
  • 18 июня 2014 г. китайский Институт физики плазмы представил для испытаний полномасштабный прототип одной из самых тяжелых деталей фидерной системы питания сверхпроводящих магнитов — вакуумную камеру CTB/SBB, весом 27 тонн. Эта камера обеспечивает теплоизоляцию 31 сверхпроводящего коммутатора, управляющего подключением катушек токамака к источнику питания. Камера CTB/SBB является барьером между окружающей средой и холодной средой криостата, передавая токи до 68 килоампер[31].
  • 18 июня 2014 г. Институт электрофизической аппаратуры в Санкт-Петербурге (НИИЭФА им. Д.В. Ефремова) закончил испытания натурных прототипов сильноточных (от 10 до 68 килоампер) шин постоянного тока, предназначенных для питания сверхпроводящих магнитных систем токамака. Тем самым были подтверждены расчеты, сделанные на этапе проектирования. Испытания дают "зеленый свет" производству рабочих образцов шин, с общей массой 500 тонн и общей длиной 5.4 километра.
  • 19 июня 2014 г. была залита еще одна секция фундамента будущего Здания Трития. Заливка началась в 6:45, осуществлялась четырьмя слоями, закончилась в полночь. Общий объем поданного бетонного раствора составил 1155 м3. Подача осуществлялась гигантскими насосами с высотой стрелы 47 метров, способными перекачивать 50 м3/час. Секция простоит 10 дней под слоем воды для предотвращения "обезвоживания" и растрескивания поверхности. Это пятая заливка, осталось десять. Заливка следующей секции ожидается в течении недели [32].
  • 26 июня 2014 г. залита шестая и последняя секция фундамента будущего Здания Трития [33]. Осталось залить девять секций — "пяту" под токамак, боковые секции, фундамент под первый теплообменник. Слева на фото можно разглядеть, как идет монтаж арматуры для фундамента токамака. На заднем плане видно, что начались работы под фундамент первого теплообменника. Еще одно фото[34], сделанное с другого ракурса (с северного угла комплекса токамака), показывает состояние центральной "пяты" под токамак. Рабочие монтируют арматуру "стульев" на которых будет покоится поддон криостата. На заднем плане хорошо видно, что только залитая шестая секция стоит под слоем воды.
  • 8 июля 2014 г. Россия (Курчатовский институт) и Япония (местное агентсво ITER) отправили часть своей доли сверхпроводящих кабелей соответственно в Ла Специю (Италия) и Сан-Диего (США). Из этих кабелей будут наматываться в Ла Специи — катушки тороидального поля, в Сан-Диего — секции центрального соленоида.
  • 10 июля 2014 г. был залит первый из центральных сегментов "пяты" токамака[35], которую на сайте ITER называют "Slab B2" или просто "B2". Уровни Здания Трития отсчитываются от вакуумной камеры и обозначаются снизу вверх: "B2" (который сейчас формируется), "B1", "L1", "L2", "L3", "L4" [36]. На двух фото: до[37] и после заливки[38] можно увидеть, как изменилась строительная площадка в течение суток. Площадь сегмента 627 м2. Было залито 940 м3 специально приготовленного бетона. Остальные семь сегментов будут заливаться по аналогичному сценарию. Последним, девятым, будет залит круглый участок в самой середине фундамента токамака. Это произойдет в августе.

2015[править | править вики-текст]

Начало сборки[6].

2019 [править | править вики-текст]

Конец сборки[6].

2020 [править | править вики-текст]

Начало экспериментов с плазмой[6].

2027 [править | править вики-текст]

Эксперименты с дейтериево-тритиевой плазмой[6].

Строительство[править | править вики-текст]

Подготовка строительной площадки в Кадараш на юге Франции началась в январе 2007 года. Это важный первый этап в длительном десятилетнем строительном процессе, который подразделяется на две основных фазы:

  • подготовка физического места
  • последующее строительство зданий ITER.

Подготовка площадки[править | править вики-текст]

Сооружения ITER будут располагаться в общей сложности на 180 га земли коммуны Сен-Поль-ле-Дюранс (Прованс-Альпы-Лазурный Берег, регион южной Франции), которая уже стала домом для французского ядерного научно-исследовательского центра СЕА (Commissariat à l'énergie atomique, Комиссариат атомной энергетики).

Конструкция[править | править вики-текст]

Наиболее важная часть ITER — сам токамак и все служебные помещения — будут располагаться на площадке в 1 километр длиной и 400 метров шириной. Предполагается, что строительство продлится до 2017 года. Основная работа на этом этапе выполняется под руководством французского агентства ITER, а в сущности CEA.

В целом сооружения ITER будут представлять собой 60-метровый колосс массой 23 тыс. тонн [1].

Токамак[править | править вики-текст]

Магнитная система[править | править вики-текст]

Магнитная система токамака состоит из 48 элементов: 18 катушек тороидального поля, 6 катушек полоидального поля, центрального соленоида, состоящего из 6 секций, и, наконец, 18 корректирующих катушек.

Напряженность поля, создаваемое магнитной системой, достигает 13 Тл. Это чрезвычайно высокое значение. Для сравнения: это поле превосходит магнитное поле Земли в 200000 раз. Для снижения потерь на электрическое сопротивление, в катушках тороидального поля и центрального соленоида используется проводник из сплава ниобия и олова (Nb3Sn). Для катушек полоидального поля и корректирующих катушек используется ниобий-титановый (NbTi) сплав. При температуре кипения жидкого гелия (примерно 4К или -269 °С) эти сплавы находятся в сверхпроводящем состоянии.

Катушки тороидального поля (toroidal field — TF)[39] расположены между вакуумной камерой токамака и оболочкой криостата. Они состоят из 18 идентичных элементов (D-образных катушек), расположенных вертикально вокруг торообразной вакуумной камеры. Они создают магнитное поле вокруг плазменного тора напряженностью 11,8 Тл и запасают энергию 41 гигаджоулей. Каждая катушка весит около 300 тонн, имеет высоту 15 метров и ширину 9 метров. Общий вес катушек тороидального поля 6540 тонн. Катушки намотаны из сверхпроводящего кабеля, который состоит из прядей (стрендов), заключенных в оболочку из того же сплава. Кроме прядей внутри кабеля проходят каналы для циркуляции охладителя - жидкого гелия. Общая длина прядей, используемых для катушек TF, составляет 80 000 километров. Всего будет произведено 19 катушек (одна запасная). Из них 10 штук произведет Европа, и 9 штук — Япония [40].

Катушки полоидального поля (poloidal field — PF)[41] расположены поверх катушек TF, находятся внутри оболочки криостата. Состоят из 6 элементов, расположенных горизонтально. Назначение этого поля — отдалить плазменный шнур от стенок камеры и сжать его (адиабатический нагрев). Благодаря своим размерам пять из шести элементов катушек PF будут наматываться на территории ITER, в специально построенном для этого здании. Шестая, самая маленькая, катушка будет намотана вне территории ITER и доставлена отдельно.

Центральный соленоид (central solenoid — CS) расположен в «дырке от бублика» — вдоль оси вакуумной камеры. По сути, он представляет из себя трансформатор, возбуждающий индуктивный ток в плазменном шнуре, который является вторичной обмоткой трансформатора, замкнутой в короткий виток. Поскольку ни один трансформатор не может работать на постоянном токе, напряжение в первичной обмотке будет расти от нуля до своего максимального значения. Ток , проходя по плазме, в свою очередь, создает дополнительное магнитное поле, стремящееся еще больше сжать виток (адиабатический нагрев) и одновременно нагревая его за счет оммического сопротивления. Соленоид состоит из шести катушек, намотанных из специального кабеля из ниобий-оловянного сплава (Nb3Sn). Этот кабель рассчитан на ток до 46 килоампер. Кабель проектировался, чтобы выдержать без деформации значительный вес вышележащих слоев. Каждая катушка похожа на стопку блинов. Стекло-полиамидная изоляция, пропитанная эпоксидной смолой, способна выдержать напряжение до 29 киловольт. Длина кабеля, укладываемого в каждую катушку, составляет 910 метров. За 20 лет службы токамака центральный соленоид совершит примерно 60 000 импульсов.

Корректирующие катушки расположены внутри вакуумной камеры, между стенкой камеры и бланкетом. Они служат для "сглаживания" пограничных локализованных мод (Edge Localized Modes — ELMs), способных вызвать "выпучивание" плазменного шнура. Такое "выпучивание" опасно тем, что плазма, касаясь стенок камеры, во-первых, теряет энергию и охлаждается, а во-вторых, вызывает испарение материала "горячей стенки". Это испарение, в свою очередь, ведет и к повышенному износу горячей стенки, и к загрязнению плазмы, что еще больше охлаждает ее.

Вакуумная камера[править | править вики-текст]

По форме вакуумная камера представляет собой тор ("бублик"). На сайте ITER ее называют doughnut — "пончик". Вакуумная камера выполнена из нержавеющей стали. Ее размеры: чуть больше 19 метров в "большом диаметре", 11 метров в высоту, и 6 метров "малый диаметр" (диаметр "дырки от бублика"). Ее объем — 1400 м3. Вес этой детали токамака - свыше 5000 тонн. Для сравнения: Эйфелева башня весит меньше!

Стенки вакуумной камеры двойные. Между внешней и внутренней стенками расположена водяная полость, где будет циркулировать дистиллированная вода для охлаждения камеры. Внутренняя стенка, кроме того, защищена бланкетом. Назначение бланкета — улавливать высокоэнергичные нейтроны, образующиеся при термоядерной реакции. Элементы бланкета содержат литий. При столкновением нейтронов с литием происходит реакция деления, один из продуктов этой реакции — тритий. В результате этой реакции есть надежда получить тритий в количестве, большем, чем было израсходовано в реакции слияния. Таким образом, токамак сам будет производить себе топливо.

Для улавливания продуктов реакции в нижней части камеры установлен дивертор. Для демонтажа и монтажа элементов дивертора и бланкета, а так же для диагностики и ремонта внутреннего оборудования разрабатывается дистанционный манипулятор.

Доступ к элементам бланкета, дивертора и другим системам, находящимся в "горячей полости", обеспечивают 44 окна (порта) в стенках вакуумной камеры: 18 верхних, 17 экваториальных и 9 нижних.

Бланкет[править | править вики-текст]

Бланкет — наиболее напряженная в тепловом и радиационном плане система токамака (наряду с дивертором). Бланкет улавливает поток нейтронов, замедляет их и преобразует в тепло, которое отводится стенкой вакуумной камеры и системой охлаждения.

Для удобства технического обслуживания бланкет разделен на 440 элементов. Каждый элемент представляет собой кассету, со съемной передней стенкой из бериллия и медным корпусом, упрочненном нержавеющей сталью. Некоторые кассеты будут наполняться литием, для проверки концепции выработки трития.

Размеры каждой кассеты: 1x1.5 метра. Ее вес: до 4,6 тонн.

Дивертор[править | править вики-текст]

Дивертор служит для извлечения из плазмы продуктов термоядерной реакции — гелия. Форма его поверхности такова, что его горячая стенка находятся в тех местах плазменного шнура, где скапливаются продукты реакции. Мало какой материал способен длительно (срок службы токамака 20 лет) выдерживать такой нагрев. На начальных стадиях проектирования токамака планировалось выполнить мишени из углеродного композита, армированного углеродным волокном (carbon fibre-reinforced carbon composite — CFC), однако теперь рассматривается вопрос изготовления этих деталей из вольфрама.

Дивертор выполнен из 54 кассет, общим весом 700 тонн. Корпус кассеты — высокопрочная нержавеющая сталь. По мере износа кассеты будут демонтироваться, и на их место устанавливаться другие. Каждая кассета содержит три мишени. Эти мишени преобразуют кинетическую энергию продуктов реакции в тепло, поэтому нагреваются до 3000 °С и требуют интенсивного охлаждения водой.

Система нагрева плазмы[править | править вики-текст]

Для того, чтобы ядра трития вступили в реакцию слияния с ядрами дейтерия, они должны преодолеть кулоновский барьер. В токамаке ITER для этого тритий нагревается до чудовищных температур — 150 миллионов градусов Кельвина, что в десятки раз больше, чем в ядре нашего Солнца. В результате высокой температуры кинетическая энергия ядер становится достаточной, чтобы преодолеть кулоновский барьер, и термоядерная реакция слияния "зажглась". При этом можно будет выключить или снизить мощность нагревателей плазмы: ожидается, что термоядерная реакция станет самоподдерживающейся.

Для разогрева плазмы токамак ITER использует три системы: инжектор нейтральных атомов, и два высокочастотных нагревателя.

Инжектор нейтральных атомов[править | править вики-текст]

Инжектор "выстреливает" в плазменный шнур мощный пучок из атомов дейтерия, разогнанных до энергии 1 Мэв. Эти атомы, сталкиваясь с частицами плазмы, передают им свою кинетическую энергию и тем самым нагревают плазму. Поскольку разогнать в электрическом поле нейтральный атом невозможно, его нужно сперва ионизировать. Затем ион (по сути, ядро дейтерия) разгоняется в циклотроне до необходимой энергии. Теперь быстродвижущийся ион следует снова превратить в нейтральный атом. Если этого не сделать, ион будет отклонен магнитным полем токамака. Поэтому к разогнанному иону следует присоединить электрон. Ион проходит через ячейки, наполненные газом. Здесь ион, захватывая электрон у молекул газа, рекомбинирует. Не успевшие рекомбинировать ядра дейтерия отклоняются магнитным полем на специальную мишень, где тормозятся, рекомбинируют и могут быть использованы вновь.

Требования к мощности "фабрики атомов" на ITER настолько велики, что на этом токамаке впервые пришлось применить систему, которой не было на предшествующих токамаках. Это система отрицательных ионов. На таких высоких скоростях положительный ион просто не успевает рекомбинировать и превратиться в нейтральный атом. Поэтому параллельно пучку положительных ионов пускают пучок отрицательных ионов. Отрицательный ион очень легко теряет свой электрон, отдавая его быстрому положительному иону, нейтрализуя его.

Ионно-циклотронный резонансный нагреватель[править | править вики-текст]

Эта система (Ion Cyclotron Resonance Heating — ICRH) использует радиоволны высокой интенсивности, с частотой от 40 до 55 МГц. Принцип этого нагревателя такой же, как и бытовой микроволновки. Частицы плазмы под воздействием радиоволн начинают вращаться, получая дополнительную энергию и передавая ее остальным частицам. Система состоит из генератора, системы волноводов и расположенных внутри вакуумной камеры антенн.

Электронно-циклотронный резонансный нагреватель[править | править вики-текст]

Эта система (Electron Cyclotron Resonance Heating — ECRH), хотя и имеет сходный принцип, что и ICRH, тем не менее, построена на совершенно другом "железе". В качестве источников энергии применены гиротроны, с мощностью 1МВт, рабочей частотой 170 ГГц и длительностью импульса более 500 с. ECRH сообщает свою энергию электронам плазменного шнура.

Криостат[править | править вики-текст]

Криостат — самая большая деталь токамака. Это оболочка из нержавеющей стали 29,3 метра в высоту и 28,6 метров в диаметре. Криостат имеет множество отверстий для доступа к вакуумной камере, трубопроводов системы охлаждения, фидеров питания магнитных систем, диагностики, дистанционного манипулятора, систем нагрева плазмы и других.

Криостат будет собираться из мелких деталей в Сборочном цехе, который специально будет построен для этой цели. Затем он будет перемещен и установлен на "пяту".

Для снижения влияния нейтронного излучения токамака на окружающую среду криостат будет окружен "одеялом" из специального бетона, которое называют Биозащита (BioShield). Толщина биозащиты над криостатом составит два метра.

Внешние системы токамака[править | править вики-текст]

Вакуумная система[править | править вики-текст]

К системам и агрегатам вакуумной системы выдвинуты очень жесткие требования. Они должны длительно и безотказно работать без возможности периодического технического обслуживания.

Вакуумная система должна обеспечить глубокий вакуум в вакуумной камере и внутри криостата, с объемами, соответственно, 1400 м3 и 8500 м3. Давление внутри вакуумной камеры не должно превышать 10—6 нормального атмосферного давления. Ориентировочное время, за которое вакуумная система способна создать это давление, составляет до 48 часов.

Состав вакуумной системы. В комплект системы входит шесть насосов, откачивающих газ из вакуумной камеры, четыре криогенных насоса в системе инжекции нейтральных атомов и два криогенных насоса в системе охлаждения сверхпроводящих магнитов, расположенных в криостате.

«Кокосовый фильтр». Одна из функций вакуумной системы — удаление из зоны "горения" продукта реакции. Получающийся в результате термоядерной реакции синтеза гелий должен эффективно выводится. Если этого не сделать, гелий начинает охлаждать плазму за счет излучения (и нагревать при этом бланкет). Решение, которое приняли инженеры ITER, кому-то покажется забавным. Для адсорбции гелия применен активированный уголь, получающийся из скорлупы кокосовых орехов. В этом техническом решении на самом деле нет ничего смешного. Эксперименты показывают, что активированный уголь из скорлупы кокоса — один из самых эффективных поглотителей гелия.

Известно, что механические насосы не могут полностью откачать газ из как какой-либо полости. Поэтому для дальнейшей откачки используется криогенный насос. Криогенный насос по принципу действия очень прост. Он представляет собой сосуд, к который налит жидкий гелий. Внешняя стенка сосуда представляет собой "холодную стенку" насоса (на ней и расположен адсорбционный "кокосовый" фильтр). Газ, подлежащий откачке, соприкасаясь с холодной стенкой, переходит в жидкую (или даже твердую) фазу. При этом давление в откачиваемой полости становится ниже на несколько порядков по сравнению с самым эффективным механическим насосом.

Криогенная система[править | править вики-текст]

Криогенная система служит для охлаждения проводников магнитной системы токамака до сверхпроводящего состояния, обеспечения работы криогенных вакуумных насосов и поддержки некоторых систем диагностики.

Криогенная система состоит из двух подсистем — азотного и гелиевого контуров. Азотный контур потребляет мощность 1300 кВт и охлаждает азот до 80К. Азотный контур отделен от гелиевого контура теплообменником и служит для отбора тепла у гелиевого теплоносителя. Потребляемая мощность гелиевого контура 65 кВт. Он охлаждает гелий до 4К (температура кипения гелия 4.2К при атмосферном давлении).

Криогенная система должна функционировать в условиях значительного тепловыделения (от "горячей стенки" токамака), сильных магнитных полей, глубокого вакуума и мощных нейтронных потоков. Запас гелия (25 тонн) хранится в жидком виде (при 4К) и газообразном (при 80К) в гелиевых танках. Для охлаждения сверхпроводящих магнитов и питания крионасосов в состав системы входит множество криопереключателей, направляющих потоки гелия. Потребители гелия соединены с криопереключателями и холодильниками системой криолиний, общая длина которых составляет в ITER 3 километра. Всего криосистема содержит в своей спецификации 4500 элементов.

Водяная система охлаждения[править | править вики-текст]

Система охлаждения предназначена, прежде всего, для отвода избытка тепла от стенок вакуумной камеры, которая будет иметь температуру около 240 °С. По расчетам, токамак будет производить около 500 МВт тепла в среднем за один цикл, с пиком более 1100 МВт в момент зажигания термоядерной реакции.

Кроме того, будут охлаждаться элементы некоторых вспомогательных систем, таких, как радиочастотный нагреватель, криогенная система, коммутаторы системы питания и др.

Водяная система охлаждения состоит из трех контуров [42].

  • Первый контур (замкнутый) - теплоноситель циркулирует между криостатом и первым теплообменником, установленным в Здании Трития.
  • Второй контур (замкнутый) - теплоноситель циркулирует между первым теплообменником и вторым, установленным "на улице", между Зданием Трития и градирней.
  • Третий контур (разомкнутый) - теплоноситель циркулирует между вторым теплообменником и градирней, где охлаждается, падая в виде капель с большой высоты. Затем вода собирается в водяном бассейне, под градирней, объемом 20 000 м3. Бассейн градирни - проточный.

Вода в бассейн градирни поступает по 5 километровому водопроводу диаметром 1.6 м из канала Canal de Provence, с расходом 33 м3/с. Избыток воды из этого бассейна поступает в четыре контрольных бассейна (каждый объемом 3 000 м3), неподалеку от Здания Трития. Вода в этих бассейнах будет контролироваться на pH, отсутствие углеводородов, хлоридов, сульфатов и трития, а так же на избыточную температуру (не более 30 °С). Только та вода, которая отвечает всем критериям, установленными местными органами власти, будет сливаться в реку Дюранс[43].

Технические данные[править | править вики-текст]

ITER относится к термоядерным реакторам типа «токамак». Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.

{}^{2}_{1}\mbox{H} + {}^{3}_{1}\mbox{H}  \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{1}_{0}\mbox{n} + 17.6 \mbox{ MeV}

Проектные характеристики[44][45][править | править вики-текст]

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50
Общий радиус конструкции 10,7 м
Высота 30 м
Большой радиус вакуумной камеры 6,2 м
Малый радиус вакуумной камеры 2,0 м
Объём плазмы 837 м³
Магнитное поле 5,3 Тл
Максимальный ток в плазменном шнуре 15 МА
Мощность внешнего нагрева плазмы 40 МВт
Средняя термоядерная мощность за один импульс 500 МВт
Пиковая термоядерная мощность в импульсе 1100 МВт
Коэффициент усиления мощности 10x
Средняя температура 100 МК
Продолжительность импульса > 400 c

Финансирование[править | править вики-текст]

Стоимость проекта первоначально оценивалась в 12 млрд долларов. Доли участников распределятся следующим образом:

  • Китай, Индия, Корея, Россия, США — каждая по 1/11 суммы;
  • Япония — 2/11;
  • ЕС — 4/11;

В июле 2010 года из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость строительства международного термоядерного реактора (ITER) была скорректирована и увеличилась до 15 млрд евро[46]. Таким образом, доля ЕС в проекте должна быть увеличена с 4,36 млрд евро до 5,45 млрд.

Российская сторона за период 2013—2015 гг. вложит в проект 14,4 млрд рублей (около $500 млн): 5,6 миллиарда рублей в 2013 году, 4,8 млрд — в 2014 году и 3,99 млрд — в 2015 году[47].

Руководство проекта[править | править вики-текст]

Руководящий орган — Совет ИТЭР (ITER Council), принимающий решения об участии государств в проекте, по вопросам персонала, административных правил и бюджетных расходов[48].
Председатель совета ИТЭР — Евгений Павлович Велихов (избран в 2009)[49]
Генеральным директором Советом ИТЭР назначен (от 28 июля 2010) Осаму Мотодзима (Osamu Motojima)[50]

Радиационная безопасность[править | править вики-текст]

Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

  • радиоактивный изотоп водорода — тритий;
  • наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
  • радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
  • радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, специальная система вентиляции будет поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии, радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

20 июня 2012 организация получила официальную справку о соответствии установки нормам безопасности[51].

Интересные факты[править | править вики-текст]

  • Один килограмм трития стоил в 2010 году порядка 30 млн долларов[52]. Для запуска ITER потребуется как минимум около 3 кг трития, для запуска DEMO понадобится 4-10 кг[53]. Гипотетический тритиевый реактор потреблял бы 56 кг трития на производство 1 ГВт·года электроэнергии, тогда как всемирные запасы трития на 2003 год составляли 18 кг[53]. Мировая коммерческая потребность на 1995 год составляет ежегодно около 400 гр, и ещё порядка 2 кг требовалось для поддержания ядерного арсенала США[54] (7 кг для мировых военных потребителей). Около 4 кг трития в год образуется на АЭС, но не извлекается[55].
  • Для стабильной долговременной работы в условиях интенсивного потока нейтронов и высоких температур разработан специальный вид стали[56].
  • Одной из теоретических концепций, проверка которой предполагается на ITER, является то, что трития, образуемого в реакции деления ядер лития (реакция {}^{1}_{0}\mbox{n} + {}^{6}_{3}\mbox{Li} \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{3}_{1}\mbox{H}) будет достаточно чтобы обеспечивать потребности самой установки, либо даже превысит эти потребности, что теоретически позволило бы обеспечивать тритием и новые установки. Литий, используемый для реакции, входит в состав оболочки камеры токамака[57].

Примечания[править | править вики-текст]

  1. Russian Major Partisipants
  2. Распоряжение Премьер-министра Республики Казахстан от 22 июля 1998 г. № 143-р О мерах по развитию деятельности в рамках решения 6 сессии Совета ИТЭР от 28 июля 1994 года о вкл…
  3. http://ktm.nnc.kz/fileadmin/downloads/presentations/ktm_2003.pdf
  4. АО "Институт"КазНИПИЭнергопром" — Об институте
  5. Алексей Левин Мирный термояд: энергонадежды человечества. // Популярная механика. — 2005 г. — № 9(35). — С. 76-82.
  6. 1 2 3 4 5 6 ITER — the way to new energy
  7. https://www.iter.org/album/construction/transport#303
  8. https://www.iter.org/album/construction/transport#211
  9. https://www.iter.org/album/construction/transport#212
  10. https://www.iter.org/album/construction/transport#2533
  11. https://www.iter.org/album/construction/transport#2531
  12. https://www.iter.org/album/construction/transport#2573
  13. https://www.iter.org/album/media/5%20-%20site%20milestones#2726
  14. Construction starts of Iter Tokamak complex  (англ.), World Nuclear News (13 December 2013). Проверено 28 декабря 2013.
  15. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/3r%20pour_2_engage.jpg
  16. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2773
  17. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2819
  18. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2701
  19. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2641
  20. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2651
  21. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2757
  22. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2817
  23. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_bdg_pouring_4.jpg
  24. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/vue%20du%20cryostat.jpg
  25. ITER — the way to new energy
  26. https://www.iter.org/newsline/-/1872
  27. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/senechal_aerial_2.jpg
  28. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Construction/CryostatWorkshop/Cryostat_Shishir_3.jpg
  29. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/2%20-%20Manufacturing%20underway/press_trip_cnim.jpg
  30. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/2%20-%20Manufacturing%20underway/hybridUS.jpg
  31. http://www.iter.org/newsline/-/1948
  32. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_bdg_plot2.jpg
  33. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_slab_complete.jpg
  34. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/137/tritium_slab_fisheye_look_east.jpg
  35. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/concrete_pouring_central_3.jpg
  36. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1931/tok_bdg_lauris_small.jpg
  37. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1969/central_plot_pour_2_small.jpg
  38. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1969/concrete_pouring_central_4_small.jpg
  39. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/23/magnets_2.jpg
  40. http://www.iter.org/newsline/-/1962
  41. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/24/magnets_3.jpg
  42. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/12/cooling_1.jpg
  43. ITER - the way to new energy
  44. Официальный международный сайт проекта ITER
  45. Официальный российский сайт проекта ИТЕР
  46. L’Europe s’alarme de l’explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER, 13.05.2010.
  47. РФ в 2013-2015 гг вложит в проект ИТЭР 14,4 млрд руб (18.09.2012). Архивировано из первоисточника 16 октября 2012.
  48. The ITER Council
  49. http://www.iter.org/newsline/108/1496
  50. Osamu Motojima, Director-General, ITER Organization
  51. iter — A long-expected letter
  52. Is fusion power really viable? BBC News (5 марта 2010 г.)
  53. 1 2 Tritium Supply Considerations, LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»
  54. Hisham Zerriffi. Tritium: The environmental, health, budgetary, and strategic effects of the Department of Energy’s decision to produce tritium. Institute for Energy and Environmental Research (1996). Проверено 13 ноября 2013.
  55. International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament, CRC Press, 2004, page 15
  56. Новая сталь позволит оптимизировать расходы на термоядерный реактор Lenta.ru (27 октября 2008 г.)
  57. На пути к термоядерной энергетике Элементы (17 мая 2009 г.)

См. также[править | править вики-текст]

Ссылки[править | править вики-текст]

Координаты: 43°41′15″ с. ш. 5°45′42″ в. д. / 43.68750° с. ш. 5.76167° в. д. / 43.68750; 5.76167 (G) (O)