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, уже начата стройка и заложен фундамент.

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.

Содержание

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 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. — по май 2011 г. начало подготовки котлована под фундамент[6]. 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.
  • май 2011 г. — апрель 2012 г. Уложен первый слой стальной арматуры, площадка залита слоем бетона толщиной 1,5 м. На этом слое сформировано 493 железобетонных колонны, каждая высотой 1,7 метра[7]. На вершине каждой колонны установлена антисейсмическая прокладка[8][9][10]. Поверх этих колонн будет сформирована еще одна плита толщиной 1,5 м. Эту плиту на сайте ITER называют Slab B2. На этой плите и будет покоиться токамак. К формированию нижней опалубки В2 планируется приступать в феврале 2013 г.
  • 2012 г. — В декабре 2012 года руководством ITER был подписан гражданско-правовой договор с французско-испанским консорциумом VFR на строительство комплекса зданий токамака.

2013 г.[править | править вики-текст]

Начало строительства комплекса[6].

  • Февраль — Начало работ по формированию нижней опалубки плиты Slab B2[11]. Возводятся стены котлована[12].
  • 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 построены два вспомогательных здания и энергетическая подстанция.
  • Сентябрь — появились сведения о первой успешной репетиции по транспортировке крупногабаритных деталей токамака из порта Bere l’Etang[13] (порт на озере Этан-де-Берр, озеро соединено 4-километровым каналом со Средиземным морем) до строительной площадки в Карадаше. Общая длина пути 104 километра[14]. Для транспортировки была расширена и модернизирована автомобильная дорога, в частности, построено несколько новых мостов, а некоторые мосты были разобраны[15], и на их месте построены более прочные. Транспортировка будет осуществляться на специально сконструированном для этой задачи 352-колесном автотрейлере[16]. Эта машина[17] 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)[18] наиболее впечатляющих деталей реактора из точки назначения в точку прибытия.
  • В ноябре были сформированы дренажные и вспомогательные туннели, окружающие комплекс токамака[19].
  • В начале декабря началась заливка бетоном 1.5 метровой плиты (Slab B2) основания реакторного здания (на сайте ITER его называют Зданием Трития — Tritium Building)[20]. Заливка ведется секциями размером 21 × 26 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[21].

2014 г.[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[22].
  • 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[23]. Россия в марте отправила[24] в Италию сверхпроводящие кабели[25], из которых будет наматываться эти катушки. Корея изготавливает секции вакуумной камеры[26]. Китай представил фотографии смонтированных стативов с автоматикой управления магнитным полем[27]. Индия приступила к изготовлению оболочки криостата[28][29].
  • 19 марта 2014 года начата[30] 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.
  • Март 2014 года — полным ходом идет строительство Здания Криостата[31] (Cryostat Building).
  • 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[32].
  • 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[33]. 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[34].
  • 25 мая 2014 г. Завод в Тулоне (Франция) отчитался о изготовлении 70 каркасов для D-образных катушек (размерами примерно 9х14 метров) торроидального магнитного поля[35]. В июне на эти каркасы начнётся намотка сверхпроводящих кабелей, которые поступили из России. В США объявили об успешных испытания высокочастотных нагревателей[36] 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 (coil terminal box / S-bend box)[37] 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[38].
  • 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 расчёты, сделанные на этапе проектирования. Испытания дают «зелёный свет» производству рабочих образцов шин, с общей массой 500 тонн и общей длиной 5.4 километра.
  • 19 июня 2014 г. была залита ещё 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 мобильными бетононасосами[39] с вылетом 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[40].
  • 26 июня 2014 г. залита шестая и последняя секция фундамента будущего Здания Трития[41]. 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. Ещё одно фото[42], сделанное с другого ракурса (с северного угла комплекса токамака), показывает состояние центральной «пяты» под токамак. Рабочие монтируют арматуру «стульев», на которых будет покоиться 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 агентство 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[43], 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»[44]. На двух фото: до[45] и после заливки[46] 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.
  • 24 июля 2014 г. в Санкт-Петербурге, в НИИЭФА им. Д. В. Ефремова прошли испытания гасящих резисторов защиты D-образных катушек тороидального поля. Эти резисторы должны быстро (в течении минуты) рассеять энергию 41 ГДж, запасенную в катушках, в случае внезапной потери этими катушками состояния сверхпроводимости. Испытания прошли в присутствии представителей ASN (французское Агентство ядерной безопасности), IRSN (француский Институт радиационной защиты и ядерной безопасности) и самой ITER[47].
  • 31 июля 2014 г. — поступило сообщение, что залито еще два сегмента[48]. Таким образом, остается пять участков.
  • 22 августа 2014 г. на сайте ITER появилось фото[49] состояния площадки токамака. Залиты все сегменты, кроме круглого центрального участка. Площадь этого участка 580 м2. Для его заливки потребуется 865 м3 бетона. Это последний сегмент плиты В2 (Slab B2) — «пола» первого этажа Здания Трития.
  • 25 августа на сайте ITER размещена статья, посвященная проекту WEST («Tungsten (W) Environment in Steady-State Tokamak»). Этот проект был запущен еще в марте 2013 года. Цель этого проекта — снятие неопределенностей при использовании в ITER вольфрамового дивертора. Для этого на другом европейском экспериментальном токамаке — TST (Tore Supra tokamak), будут испытаны прототипы кассет дивертора ITER. Рабочие поверхности горячей стенки дивертора подвергнутся длительному нейтронному облучению с интенсивностью до 20 МВт/м2. Такое испытание позволит подтвердить верность конструкторских решений и выработать четкий план промышленного производства элементов дивертора[50].
  • 27 августа 2014 г. произведена заливка последнего, пятнадцатого сегмента в самом центре плиты Slab В2[51][52]. Таким образом, завершен важнейший этап строительстве токамака ITER, начатый в сентябре 2010 г. Было задействовано 150 рабочих, которые уложили 3600 тонн арматуры и использовали 14 000 м3 специального бетона. Высокие требования к прочности В2 заставили использовать очень сложный ортогонально-радиальный макет размещения арматуры, с плотностью укладки до 350 кг/м3 (в центре) и диаметром прутьев арматуры до 40 мм. В плиту Slab B2 встроены 2500 пластин из специальной стали. Допуски для размещения этих пластин (отклонение не более 3 мм) были чрезвычайно жесткими для строительства подобных объемов. Эти пластины — опорные площадки для оборудования, которое будет монтироваться в дальнейшем. На фото и видео можно увидеть треугольную конструкцию синего цвета[53], с возложенной пальмовой ветвью. Пальмовая ветвь, по традиции, возлагается при окончании большой по объему работы. Треугольная конструкция является временным приспособлением для удержания опорных пластин при заливке[54]. В дальнейшем, в процессе сборки токамака, это приспособление будет удалено. Бетонирование плиты Slab B2 толщиной 1.5 метра и общей площадью 9600 м2 было начато в декабре 2013 г. В целом плита В2 представляет собой не только пол первого этажа Здания Трития, но и важнейший элемент будущих систем защиты токамака и барьера удержания радиации (PIC — «Protection Important Component»), в случае нештатной ситуации[55][56]. В сентябре начнется возведение стен Здания Трития.
  • 4 сентября 2014 г. на строительную площадку ITER, в полном соответствии с графиком, разработанным еще в 2010 году, прибыл первый груз с комплектующими. Несмотря на скромность груза — четыре ящика с 12 высоковольтными разрядниками, которые прибыли из США на обычном трейлере, это событие было принято руководством ITER с энтузиазмом. Это первая из многих десятков тысяч поставок, которые будут прибывать со всего мира[57]. Эти разрядники являются элементами системы защиты электропитания от удара молнии и откалиброваны на напряжение 400 кV. График предусматривает, что все составляющие для сборки токамака будут доставлены на площадку ITER к началу 2015 года.
  • 11 сентября появилось сообщение о том, что в Италии завершено изготовление и испытание двух 414 метровых сверхпроводящих кабелей из титано-ниобиевого сплава (NbTi) для катушки полоидального поля PF1[58]. Пряди (стренды) для этих кабелей были изготовлены в России. Кабели к концу 2014 г. вернутся в Россию, в НИИЭФА им. Д. В. Ефремова, где будет наматываться катушка PF1. Всего Европа произведет 10, а Россия 26 кабелей. Изготовление катушки PF1 планируется завершить к концу 2016 года[59].
  • 25 сентября объявлено о начале строительства логистической платформы прощадью 2 га, на востоке от строительной площадки ITER. Здесь будет оборудован полигон под открытым небом для хранения прибывающих со всего мира комплектующих токамака. На платформе будет также построен крытый склад площадью 9000 м2 для хранения деталей, чувствительных к атмосферному воздействию. Склад будет собран из стальных конструкций и оборудован системой климат-контроля. Земля под логистическую платформу была отчуждена под нужды ITER французским правительством в начале 2014 года[60].

2015 г.[править | править вики-текст]

Начало сборки[6].

2019 г.[править | править вики-текст]

Конец сборки[6].

2020 г.[править | править вики-текст]

Начало экспериментов с плазмой[6].

2027 г.[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 токамак 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 200 000 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)[61] 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[62].

Катушки полоидального поля (poloidal field — PF)[63] 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 10 100 тонн.

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: 1 × 1,5 метра. Ее вес: до 4,6 тонн.

Дивертор[править | править вики-текст]

Дивертор служит для извлечения из плазмы «золы» термоядерной реакции — гелия. Форма поверхности дивертора такова, что его горячая стенка находятся в тех местах плазменного шнура, где скапливается гелий. 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 кулоновский барьер был преодолен, и термоядерная реакция «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. Для деионизации 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 превратиться в нейтральный атом в газовых ячейках. 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 двигаться по замкнутым траекториям, получая дополнительную кинетическую 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[64] — самая большая деталь токамака. Это огромная стальная оболочка, внутри которой будут располагаться остальные элементы машины. Криостат, помимо механических функций (опора деталей токамака и их защита от повреждений) будет выполнять роль охладителя, удерживая обмотки токамака в состоянии сверхпроводимости. 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 в Здании Криостата площадью 5500 м2, которое специально было построено для этой цели. Изготовить и доставить деталь таких размеров очень тяжело и дорого. Поэтому было принято решение конструктивно разбить криостат на четыре фрагмента. Каждый из этих фрагментов будет собираться из более мелких сегментов. Всего сегментов 54. Их производством занята Индия. Затем все четыре фрагмента по очереди будут перемещены и установлены на место[65].

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]

Система управления CODAC[править | править вики-текст]

CODAC (Control, Data Access and Communication — Управление, Доступ к Данным и Связь) является основной системой управления при эксплуатации ИТЭР-токамака. Персонал CODAC представляет собой группу экспертов в различных областях автоматизации. В настоящий момент команда проводит консультации с ведущими институтами и привлеченными компаниями в целях принятия наилучших технических решений для ИТЭР.

В составе CODAC:

  • пять независимых серверов (каждый со своим устройством хранения данных)
  • шесть независимых локальных сетей:
    • PON (Plant Operation Network — Сеть управления токамаком и его системами)
    • TCN (Time Communication Network — Сеть передачи времени)
    • SDN (Sinchronous Databus Network — Синхронная шина данных)
    • DAN (Data Archive Network — Сеть архивирования данных)
    • CIN (Central Interlock Network — Сеть Централизированной Блокировки)
    • CSN (Central Safety Network — Сеть Централизированной Защиты)
  • Терминалы
  • Множество контроллеров
  • Огромное число датчиков

Организационно вся система управления делится на следующие подразделения:

  • Центральный контроль и автоматизация, мониторинг и обработка данных (Central supervision and automation, monitoring and data handling). В составе этой системы три сервера, соединенных интерфейсом I&C с остальными подразделениями.
  • Отображение данных и управление (Human Mashine Interface). Подразделение включает в себя терминалы и мнемосхемы, системы Центральной блокировки CIS (Central Interlock System) и Центральной защиты (Central Safety System). Обе системы обладают собственными регистраторами параметров.
  • Группа управления ITER (ITER Control Group). В составе два сервера:
    • сервер обслуживания и приложений
    • шлюз доступа к каналам данных.
  • Система токамака (Plant System) соединена интерфейсом I&C с остальными подразделениями. Система обеспечивает получение потока данных с токамака и осуществляет непосредственное управление исполнительными механизмами. Система состоит из трех уровней:
    • Контроллеры. Каждый контроллер соединен шиной со своим интерфейсом. Контроллеры «переводят» цифровые данные с шин интерфейсов на принятый язык протокола I&C
    • Интерфейсы (в большинстве своем аналого-цифровые преобразователи) преобразуют аналоговые данные с датчиков в цифровые данные. Некоторые интерфейсы преобразуют команды, полученные от контроллеров в команды для исполнительных механизмов.
    • Датчики и исполнительные механизмы.

Протокол I&C(Local Instrumentation and Control) разработан специально для CODAC. В настоящее время разработчиками ITER издан справочник CODAC, который изучается персоналом.

Топливная система[править | править вики-текст]

Топливом для токамака ITER служит смесь изотопов водорода — дейтерия и трития. В отличие от предшествующих токамаков, ITER «заточен» именно под это топливо. ITER, как и любой токамак, будет работать в импульсном режиме. В начале из вакуумной камеры откачивают весь воздух и содержащиеся в нем примеси. Включается магнитная система. Затем в камеру вводят топливо под низким давлением в газообразном состоянии, с помощью системы впрыска топлива. Затем топливо нагревается, ионизируется и превращается в плазму.

Для ввода в плазменный шнур дополнительных количеств топлива используется ледяная пушка. Смесь дейтерия и трития замораживается и превращается в гранулы. Пушка выстреливает эти гранулы в плазменный шнур со скоростью до 1000 м/с. Ледяная пушка служит не только для контроля за плотностью топлива. Эта система предназначена для борьбы с локальными выпучиваниями плазменного шнура. Эти выпучивания называются пограничными локализованными модами (Edge Localized Modes — ELM).

В каждый текущий момент времени в вакуумной камере токамака будет находится не более 1 грамма топлива.

Несгоревшее топливо, вместе с продуктом реакции гелием, деионизируется на диверторе и откачивается. Затем гелий отделяется от дейтерия и трития в системе разделения изотопов. Дейтерий и тритий вновь поступают в вакуумную камеру, образуя замкнутую «DT-петлю» в топливном цикле токамака[66].

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, 1 400 м3 и 8 500 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 выводиться. Если этого не сделать, гелий начинает охлаждать плазму за счёт 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 какой-либо полости — длина свободного пробега молекулы становится сопоставимой с размерами полости и вещество перестает вести себя, "как газ". Поэтому для дальнейшего удаления остаточного вещества используется криогенный насос. По принципу действия криогенный насос очень прост. Он представляет собой сосуд, к который налит жидкий гелий. Внешняя стенка сосуда оказывается «холодной стенкой» криогенного насоса (на ней и расположен адсорбционный «кокосовый» фильтр). Молекулы газа, подлежащие удалению из вакуумируемой полости, соприкасаются с холодной стенкой насоса. При этом они "прилипают" к стенке и поглощаются адсорбционным фильтром. 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.

Электропитание[править | править вики-текст]

Как известно, ITER не будет производить электроэнергию. Вся тепловая энергия, полученная в токамаке, будет рассеиваться в окружающую среду. Однако «аппетит» к электропитанию у этой организации довольно значителен. Постоянное потребление энергии системами токамака составит примерно 110 МВт, при пиковом потреблении до 620 МВт на период около 30 секунд во время зажигания плазмы. Примерно 80 % постоянной мощности будет потребляться криогенной системой и системой водяного охлаждения. Такие системы, как инжектор нейтральных атомов, высокочастотные подогреватели ионов и электронов, а также центральный соленоид будут работать в импульсном режиме, обуславливая повышенное энергопотребление в момент зажигания плазмы.

ITER подключается к французской промышленной сети напряжением 400 киловольт. Для этого потребуется ЛЭП длиной около километра. Для внутренних нужд это напряжение будет понижено до 69 киловольт через три понижающих трансформатора. В качестве резервной системы электропитания будут установлены два дизель-генератора[67].

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[68].

  • 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[69].

Хранилище «горячих» отходов[править | править вики-текст]

Хотя продукт термоядерной реакции гелий не радиоактивен, тем не менее, энергичные нейтроны с течением времени "активируют" материалы, из которых сделаны бланкет и дивертор. Кроме того, на мишенях дивертора будет оседать загрязненная тритием радиоактивная пыль из вольфрама и бериллия, возникающая из испарившихся с горячей стенки токамака материалов.

Хранилище горячих отходов (Hot Cell Facility) необходимо, чтобы предоставить необходимые условия для ремонта и восстановления, отбраковки, разделки, сортировки и упаковки компонентов, которые активизируются под воздействием нейтронов. Эти операции планируется осуществлять с помощью дистанционных методов.

Кроме того, в Хранилище будет зона (герметично закрываемая камера) для извлечения из отходов дорогостоящего трития.

После упаковки активные материалы планируется некоторое время выдерживать в хранилище, а затем они будут передаваться французским службам радиационной безопасности, где подвергнутся дальнейшей утилизации[70].

Дистанционный манипулятор[править | править вики-текст]

Эта система позволяет обслуживать, диагностировать и заменять в случае необходимости кассеты бланкета и дивертора. Доступ к внутренней полости вакуумной камеры после запуска станет весьма проблематичным — по причине наведенной радиоактивности.

После демонтажа заменяемая кассета помещается в специальную транспортную емкость. Эта емкость извлекается из токамака через шлюзовую камеру. Затем тара вместе с содержимым попадает в хранилище «горячих» отходов (Hot Cell Facility). Здесь кассета разбирается, ремонтируется и вновь может быть использована по назначению.

От производительности и надежности дистанционного манипулятора зависит время простоя токамака. Предельная грузоподъемность манипулятора 50 тонн[71].

Система «размножения» трития[править | править вики-текст]

В токамаке ITER в качестве топлива будут использоваться два изотопа водорода: дейтерий и тритий. С запасами дейтерия на Земле проблем нет — этот изотоп может быть в любых количествах извлечен из морской воды. Но с тритием ситуация иная. Период его полураспада чуть больше 12 лет, поэтому в свободном виде этого изотопа на нашей планете чрезвычайно мало (небольшое количество трития образуется в верхних слоях атмосферы под действием солнечного ветра). В промышленных количествах тритий получается искусственно на реакторах деления, в реакции взаимодействия лития с вылетающим при делении ядра нейтроном. В настоящее время (сентябрь 2014 г.) мировой запас трития составляет около 20 кг, а потребление — около 7 кг/год.

Ожидается, что нейтроны, образующиеся в плазменном шнуре токамака ITER, смогут, взаимодействуя с литием, тоже рождать ядра трития. Тем не менее, ITER самостоятельно производить тритий не будет. Эта организация планирует закупать для работы реактора топливо в течение 20 лет его функционирования. Однако для следующего токамака, DEMO, проблема воспроизводства топлива будет весьма актуальной. Поэтому на ITER будут производится эксперименты с получением трития. Для этого часть кассет бланкета будет модернизирована. Эти кассеты называются Test Blanket Modules (TBM). В эти кассеты будет помещен металлический литий. Выделяющийся в результате тритий будет откачиваться в транспортную емкость через трубы, для который в вакуумной камере, оболочке криостата и оболочке биозащиты предусмотрены специальные порты[72].

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[73][74][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
Максимальная сила тока 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 10×
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[75]. 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[76].

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[77].
Председатель совета ИТЭР — Евгений Павлович Велихов (избран в 2009)[78]
Генеральным директором Советом ИТЭР назначен (от 28 июля 2010) Осаму Мотодзима (Osamu Motojima)[79]

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[80].

Интересные факты[править | править вики-текст]

  • Один килограмм трития стоил в 2010 году порядка 30 млн долларов[81]. Для запуска ITER потребуется как минимум около 3 кг трития, для запуска DEMO понадобится 4-10 кг[82]. 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[82]. Мировая коммерческая потребность на 1995 год составляет ежегодно около 400 гр, и ещё порядка 2 кг требовалось для поддержания ядерного арсенала США[83] (7 кг для мировых военных потребителей). Около 4 кг трития в год образуется на АЭС, но не извлекается[84].
  • Для стабильной долговременной работы в условиях интенсивного потока нейтронов и высоких температур разработан специальный вид стали[85].
  • 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[86].

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. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Construction/TKMFoundations/DSC_0716.jpg
  8. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#413
  9. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#643
  10. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#1081
  11. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Construction/TKMFoundations/Formwork_1_small_3.jpg
  12. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#1696
  13. https://www.iter.org/album/construction/transport#303
  14. https://www.iter.org/album/construction/transport#211
  15. https://www.iter.org/album/construction/transport#212
  16. https://www.iter.org/album/construction/transport#2533
  17. https://www.iter.org/album/construction/transport#2531
  18. https://www.iter.org/album/construction/transport#2573
  19. http://www.iter.org/album/media/5%20-%20site%20milestones#1366
  20. https://www.iter.org/album/media/5%20-%20site%20milestones#2726
  21. Construction starts of Iter Tokamak complex  (англ.), World Nuclear News (13 December 2013). Проверено 28 декабря 2013.
  22. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/3r%20pour_2_engage.jpg
  23. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2773
  24. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2819
  25. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2701
  26. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2641
  27. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2651
  28. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2757
  29. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2817
  30. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_bdg_pouring_4.jpg
  31. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/vue%20du%20cryostat.jpg
  32. https://www.iter.org/newsline/-/1872
  33. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/senechal_aerial_2.jpg
  34. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Construction/CryostatWorkshop/Cryostat_Shishir_3.jpg
  35. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/2%20-%20Manufacturing%20underway/press_trip_cnim.jpg
  36. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/2%20-%20Manufacturing%20underway/hybridUS.jpg
  37. http://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#3051
  38. http://www.iter.org/newsline/-/1948
  39. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/5%20-%20Site%20milestones/Manta_small.jpg
  40. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_bdg_plot2.jpg
  41. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_slab_complete.jpg
  42. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/137/tritium_slab_fisheye_look_east.jpg
  43. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/concrete_pouring_central_3.jpg
  44. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1931/tok_bdg_lauris_small.jpg
  45. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1969/central_plot_pour_2_small.jpg
  46. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1969/concrete_pouring_central_4_small.jpg
  47. «Safety authority inspects fast discharge units in Russia», Типовые испытания систем защиты сверхпроводящих катушек (10 сентября 2014).
  48. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/pouring_pm_290714_3_small.jpg
  49. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/rax_0195.jpg
  50. http://www.iter.org/newsline/-/1978
  51. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/final_pour_b2_270814_15_small.jpg
  52. The Last Pour — YouTube
  53. «The B2 slab is "topped out"», Финал заливки плиты В2 (04 сентября 2014).
  54. http://www.iter.org/newsline/-/1993
  55. The first floor of the Tokamak complex is completed
  56. http://www.iter.org/newsline/-/1985
  57. «First plant components delivered to ITER», Первая поставка комплектующих (04 сентября 2014).
  58. «Ход производства сверхпроводящих кабелей для катушек полоидального поля» (11 сентября 2014 г.).
  59. «Progress on the PF1 poloidal field magnet» (11 сентября 2014 г.).
  60. «What's happening behind the hill?» Строительство логистической площадки (25 сентября 2014 г.).
  61. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/23/magnets_2.jpg
  62. http://www.iter.org/newsline/-/1962
  63. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/24/magnets_3.jpg
  64. ITER — the way to new energy
  65. «Cryostat Workshop ready for equipment».
  66. ITER — the way to new energy
  67. ITER — the way to new energy
  68. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/12/cooling_1.jpg
  69. ITER — the way to new energy
  70. «Hot Cell Facility». Хранилище "горячих" отходов.
  71. «Remote Handling». Дистанционный манипулятор.
  72. «Воспроизводство трития» (18 сентября 2014 г.).
  73. Официальный международный сайт проекта ITER
  74. Официальный российский сайт проекта ИТЕР
  75. L’Europe s’alarme de l’explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER, 13.05.2010.
  76. РФ в 2013-2015 гг вложит в проект ИТЭР 14,4 млрд руб (18.09.2012). Архивировано из первоисточника 16 октября 2012.
  77. The ITER Council
  78. http://www.iter.org/newsline/108/1496
  79. Osamu Motojima, Director-General, ITER Organization
  80. iter — A long-expected letter
  81. Is fusion power really viable? BBC News (5 марта 2010 г.)
  82. 1 2 Tritium Supply Considerations, LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»
  83. 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.
  84. International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament, CRC Press, 2004, page 15
  85. Новая сталь позволит оптимизировать расходы на термоядерный реактор Lenta.ru (27 октября 2008 г.)
  86. 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)