Международный экспериментальный термоядерный реактор

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

ITER (ИТЭР, изначально аббр. от англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, в настоящее время название связывается с латинским словом iter — путь) — 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. Подготовка строительной площадки в Кадараш на юге Франции началась в январе 2007 года. Сооружения ITER расположены 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).

Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в 5 миллиардов евро, планировалось закончить в 2016 году, однако постепенно предполагаемая сумма расходов выросла до 19 миллиардов, и затем срок начала экспериментов сдвинулся к 2025 году[1].

Страны-участники[править | править вики-текст]

Место расположения исследовательского центра «Кадараш»

Участие Казахстана в проекте ИТЭР[3] представляет[4] 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[5], Казэлектромаш, Кольчуга.

История[править | править вики-текст]

1985—2012 годы[править | править вики-текст]

2013 год[править | править вики-текст]

2014 год[править | править вики-текст]

2015 год[править | править вики-текст]

2016 год[править | править вики-текст]

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. Рисунок[208] на сайте ITER показывает схему расположения всех служебных и производственных зданий. 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 будет представлять собой 60-метровый колосс массой 23 тыс. тонн[209][210].

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.

Индукция поля, создаваемого 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)[211] расположены снаружи вакуумной камеры токамака, и внутри оболочки криостата. Они состоят из 18 идентичных элементов (D-образных катушек), расположенных вертикально вокруг торообразной вакуумной камеры. Они создают магнитное поле вокруг плазменного тора напряжённостью 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), заключённых 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 более 80 тысяч метров. Всего будет произведено 19 катушек (одна запасная). Из них 10 штук произведёт Европа, и 9 штук — Япония[212].

Катушки полоидального поля (poloidal field — PF)[213] расположены поверх катушек TF. Находятся внутри оболочки криостата. Состоят из 6 катушек, расположенных горизонтально. Назначение этого поля — отдалить плазменный шнур от стенок камеры и сжать его (адиабатический нагрев). Благодаря своим размерам четыре из шести катушек PF (2, 3, 4, и 5) будут наматываться на территории ITER, в специально построенном для этого Здании полоидальных катушек. О масштабе этих изделий говорит такой факт: две самые большие катушки PF-3 и PF-4 имеют внешний диаметр 24 метра, а масса каждой 400 тонн[214]. Меньшие катушки (обозначения в спецификации ITER PF-1 и PF-6) будут производится в России и Китае соответственно, и доставлены отдельно. Катушка PF-1 будет намотана в России, в Санкт-Петербурге, на Средне-Невском судостроительном заводе. Начало намотки катушки планируется на лето 2015 года[215]. Производство катушки PF-6 поручено Китаю.

Центральный соленоид (central solenoid — CS) расположен в «дырке от бублика» — вдоль оси вакуумной камеры. По сути, он представляет собой трансформатор, возбуждающий индуктивный ток в плазме. Благодаря форме камеры плазменный шнур образует кольцо. Таким образом, плазменное кольцо является вторичной обмоткой трансформатора, замкнутой в короткий виток. Ни один трансформатор не может работать на постоянном токе, поэтому напряжение в первичной обмотке будет расти от нуля до своего максимального значения. Ток, проходя по плазме, создает дополнительное магнитное поле, стремящееся ещё больше сжать виток (адиабатический нагрев) и одновременно нагревая его за счёт омического 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 слоёв. 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 множеством негативных последствий. Во-первых, плазма, касаясь стенок камеры, теряет энергию и охлаждается. Во-вторых, происходит испарение, а следовательно, повышенный износ материала «горячей стенки». В-третьих, испарившийся материал (в основном бериллий) загрязняет внутреннее пространство вакуумной камеры мельчайшей пылью. Эта пыль, попав в плазму, заставляет её дополнительно светиться, что ещё больше охлаждает шнур и вызывает ещё больший износ горячей стенки.

Характеристики основных магнитов[216]
Материал проводника Длина проводника, 103·м Масса, тонн Номинальный ток, кА Магнитное поле, Т Накопленная энергия, ГДж Стоимость (прогноз на 2011 год), M€
Полоидальные катушки (PF) NbTi 65 2163 52 6 4 122
Тороидальные катушки (TF) Nb3Sn 88 6540 68 11.8 41 323
Центральный соленоид (CS) Nb3Sn 42 974 46 13 6.4 135

Вакуумная камера[править | править вики-текст]

По форме вакуумная камера представляет собой тор («бублик»). На сайте ITER её называют doughnut — «пончик». Вакуумная камера выполнена из нержавеющей стали. Её размеры: чуть больше 19 метров в «большом диаметре», 11 метров в высоту, и 6 метров «малый диаметр» (диаметр «дырки от бублика»). Объём рабочей полости — 1400 м3. Масса этого компонента токамака — свыше 5000 тонн. Для сравнения: Эйфелева башня весит 10 100 тонн.

Стенки вакуумной камеры двойные. Между стенками расположена полость для циркуляции теплоносителя (дисциллированная вода). Внутренняя стенка защищена от теплового и нейтронного излучения бланкетом.

Для улавливания продуктов реакции в нижней части камеры установлен дивертор. Для демонтажа и монтажа элементов дивертора и бланкета, а также 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 напряжённая в тепловом и радиационном плане система токамака (наряду с дивертором). Назначение бланкета — улавливать высокоэнергичные нейтроны, образующиеся при термоядерной реакции. В бланкете нейтроны замедляются, выделяя тепло, которое отводится системой охлаждения. «Горячая стенка» бланкета, за счет охлаждения водой, не будет нагреваться выше 240 °С. Некоторые элементы бланкета будут содержать литий. Таким образом, токамак ITER будет участвовать в эксперименте по «размножению» топлива (актуально для токамака следующего поколения — DEMO). При столкновении нейтронов с литием происходит реакция деления, один из продуктов этой реакции — тритий. В результате этой реакции есть надежда получить тритий в количестве, бо́льшем, чем было израсходовано в реакции слияния. Таким образом, токамак DEMO сам будет производить себе топливо (ITER производить тритий не будет).

Для удобства технического обслуживания бланкет разделён на 440 элементов. Его общая площадь около 700 м2. Каждый элемент представляет собой кассету, со съёмной передней стенкой из бериллия (толщиной от 8 до 10 мм) и медным корпусом, упрочненном нержавеющей сталью. Некоторые кассеты будут наполняться литием, для проверки концепции выработки трития.

Размеры каждой кассеты: 1 × 1,5 метра. Её вес: до 4,6 тонн.

Общее количество бериллия, необходимое для изготовления бланкета, составляет около 12 тонн. Сам по себе металлический бериллий малотоксичен, но бериллиевая пыль при вдыхании способна вызвать ярко выраженную аллергическую реакцию. Длительное вдыхание бериллиевой пыли в малой концентрации способно вызвать тяжелое заболевание — бериллиоз. Кроме того, бериллиевая пыль обладает канцерогенным действием. При работе токамака ожидается постепенное испарение «горячей стенки» и, соответственно, образование мельчайшей бериллиевой пыли (которая должна улавливаться дивертором). На ITER, для предохранения контакта персонала с бериллиевой пылью, разрабатываются очень строгие меры безопасности[217].

Дивертор[править | править вики-текст]

Дивертор служит для извлечения из плазмы «золы» термоядерной реакции — гелия. Форма поверхности дивертора такова, что его центральная мишень (куполообразной формы) находится в тех местах плазменного шнура, где скапливаются ядра гелия. Гелий рекомбинирует, охлаждается и больше не участвует в процессах обмена энергией между частицами плазмы. Кроме того, дивертор служит для осаждения и удержания пыли, образующейся при испарении горячей стенки бланкета. Поэтому его на сайте ITER ещё шутливо называют «ashtray» (пепельницей). Если не удалять пыль из зоны горения, она попадёт в плазменный шнур, разогреется, и начнёт интенсивно излучать. Тем самым плазменный шнур охлаждается, а горячая стенка перегревается. Перегрев бланкета, в свою очередь, вызовет повышенный износ (испарение) горячей стенки и образование новых порций пыли.

Дивертор выполнен из 54 кассет[218], общим весом 700 тонн. Размер каждой кассеты 3,4 м х 2,3 м х 0,6 м. Корпус кассеты — высокопрочная нержавеющая сталь. По мере износа кассеты будут демонтироваться, и на их место устанавливаться другие. Каждая кассета имеет три мишени с щелями между ними. Металлическая пыль скатывается с пологих поверхностей мишеней и попадает в щели. Оттуда ей очень трудно вновь попасть в плазменный шнур. Мишени преобразуют кинетическую энергию продуктов реакции в тепло, поэтому нагреваются до 3000 °С и требуют интенсивного охлаждения водой.

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.

Система охлаждения дивертора будет работать в околокипящем режиме. Суть этого режима такова: теплоноситель (дистиллированная вода) начинает закипать, но ещё не кипит. Микроскопические пузырьки пара способствуют интенсивной конвекции, поэтому этот режим позволяет отводить от нагретых деталей наибольшее количество тепла. Однако есть и опасность — если теплоноситель всё-таки закипит, пузырьки пара увеличатся в размерах, резко снизив теплоотвод. Для контроля за состоянием теплоносителя на ITER установлены акустические датчики. По шуму, который создают пузырьки в трубопроводах, будет оцениваться режим, в котором находится теплоноситель. Теплоноситель, охлаждающий дивертор, будет находиться под давлением 4 МПа и иметь температуру на входе 70°, а на выходе 120°[219].

Система нагрева плазмы[править | править вики-текст]

Для того, чтобы ядра трития вступили в реакцию слияния с ядрами дейтерия, они должны преодолеть взаимное электростатическое отталкивание — кулоновский барьер. В токамаке ITER для этого тритий нагревается до очень высоких температур ~1,5·108 К, что приблизительно в десять раз больше, чем в ядре Солнца (~1,6·107 К). При такой высокой температуре кинетическая энергия ядер становится достаточной, чтобы кулоновский барьер был преодолён и термоядерная реакция «зажглась». После зажигания термоядерной реакции предполагается, что можно будет выключить внешние нагреватели плазмы или снизить их мощность. 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 отклонён 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» ITER настолько велики, что на этой машине 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 используются отрицательные ионы, которые захватывают электроны в специальном радиочастотном разряде в среде плазмы дейтерия, экстрагируются и разгоняются высоким положительным потенциалом (1 мегавольт по отношению к источнику ионов), затем нейтрализуются в газовой ячейке. Оставшиеся заряженными ионы отклоняются электростатическим полем в специальную охлаждаемую водой мишень. При потреблении примерно 55 мегаватт электроэнергии, каждый из двух планируемых на ITER инжекторов нейтральных атомов способен вводить в плазму до 16 мегаватт тепловой энергии.

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

Эта система (Ion Cyclotron Resonance Heating — ICRH) разогревает ионы плазмы. Принцип этого нагрева такой же, как и бытовой СВЧ-печи. Частицы плазмы под воздействием электромагнитного поля высокой интенсивности с частотой от 40 до 55 МГц начинают колебаться, получая дополнительную кинетическую энергию от поля. При столкновениях ионы передают энергию другим частицам плазмы. Система состоит из мощного радиочастотного генератора (будет установлен в Здании нагрева плазмы), системы волноводов для передачи энергии и излучающих антенн[220], расположенных внутри вакуумной камеры.

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

Эта система (Electron Cyclotron Resonance Heating — ECRH) разогревает электроны плазменного шнура. ECRH выполняет роль «стартера» плазмы — она разогревает нейтральный газ, заполняющий вакуумную камеру в начале выстрела. Хотя ECRH имеет сходный физический принцип, что и ионный нагреватель 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. Всего гиротронов 24. Они расположены в Здании радиочастотного нагрева и передают свою энергию по волноводам, длина которых составляет 160 метров. Производством гиротронов заняты Япония, Россия, Европа и Индия. В конце февраля 2015 года Япония продемонстрировала первый произведённый гиротрон. Все гиротроны будут поставлены в ITER в начале 2018 года[221]. Для ввода энергии в вакуумную камеру служат окна из поликристаллического искусственного алмаза. Диаметр каждого алмазного диска 80 мм, а толщина 1,1 мм. Алмаз выбран потому, что прозрачен для СВЧ излучения, прочен, радиационно стоек и обладает теплопроводностью в пять раз выше, чем у меди. Последнее обстоятельство немаловажно: через окно будет проходить мощность до 500 МВт/м2. Производством этих кристаллов занята лаборатория в г. Фрайбурге (Германия). Всего для ITER будет поставлено 60 алмазных окон[222].

Криостат[править | править вики-текст]

Криостат[223][224] — самый большой компонент токамака. Это оболочка объёмом 16000 м3 из нержавеющей стали, 29,3 метра в высоту, 28,6 метров в диаметре, массой 3850 тонн[225]. Внутри криостата будут располагаться остальные элементы машины. Криостат, помимо механических функций (опора деталей токамака и их защита от повреждений) будет выполнять роль вакуумного «термоса», являясь барьером между внешней средой и внутренней полстью. Для этого на внутренних стенках криостата размещены тепловые экраны, охлаждаемые азотным контуром (80К). 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. Доставить сборку таких размеров целиком очень тяжело и дорого. Поэтому было принято решение конструктивно разбить криостат на четыре крупных фрагмента (поддон, две цилиндрические обечайки и крышка). Каждый из этих фрагментов будет собираться из более мелких сегментов. Всего сегментов 54. Их производством занята Индия. Затем фрагменты, после сборки в Здании криостата, по очереди будут перемещены и установлены на место — в шахту реактора[226].

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

Поддон криостата будет покоиться на выступах из особо плотного железобетона (3,9 тонн на кубический метр вместо 2,5, как у обычного бетона), сформированных на плите B2. Эти выступы на сайте ITER называют «короной» («crown»). Арматура элементов короны имеет очень сложный макет; для приготовления бетона будет использован гравий, добываемый в Лапландии (Швеция, г. Кируна)[227]. Для снижения напряжений, связанных с вибрациями токамака, и температурными изменениями размеров криостата, между поддоном криостата и «короной» будут расположены 18 шаровых подшипников, каждый размером 1200х1200х500 мм.

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 привлечёнными 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 (Synchronous 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, соединённых интерфейсом I&C с остальными подразделениями.
  • Отображение данных и управление (Human Maсhine 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 трёх уровней:
    • Контроллеры. Каждый контроллер соединён 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 нём примеси. Включается магнитная система. Затем в камеру вводят топливо под низким давлением в газообразном состоянии, с помощью системы впрыска топлива. Затем дейтериево-тритиевая смесь 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[228].

Вакуумная система[править | править вики-текст]

Вакуумная система ИТЭР выполняет задачи откачки продуктов термоядерной реакции и загрязнений из вакуумной камеры, теплоизоляции корректирующих катушек от бланкета и корпуса вакуумной камеры, а также вакуумирования вспомогательных элементов, нуждающихся в этом — линий передач микроволнового излучения, систем инжекции нейтральных атомов и т. п[229].

К системам и агрегатам вакуумной системы выдвинуты очень жёсткие 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 объёмами, соответственно, 1 400 м3 и 8 500 м3. Давление внутри вакуумной камеры не должно превышать 10−9 нормального атмосферного давления. Ориентировочное время, за которое вакуумная система способна создать это давление, составляет до 48 часов.

Состав вакуумной системы. В комплект системы входит более четырёхсот вакуумных насосов, в том числе восемь главных криосорбционных насосов вакуумной камеры и криостата. Вакуумные насосы объединяются в цепочки, где каждый последующий получает газ на входе при большем давлении, чем предыдущий.

На первом этапе вакуумирования газ из полостей откачивается механическими, на втором этапе — криогенными насосами (англ.)[230]. Известно, что механические насосы не могут полностью откачать газ из какой-либо полости — длины свободного пробега молекул становятся сопоставимы с размерами полости. Вещество перестаёт вести себя, «как газ», и начинает вести себя «как вакуум». Поэтому, для дальнейшего удаления остающегося в полости вещества, и применяются криогенные насосы.

По принципу действия криогенный насос очень прост. Он представляет собой сосуд, в который налит жидкий гелий. Внешняя стенка сосуда является «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. В результате работы криогенного насоса давление в откачиваемой полости становится ниже на несколько порядков, по сравнению с самым эффективным механическим насосом.

«Кокосовый фильтр». Одна из функций вакуумной системы — удаление из зоны «горения» продукта реакции. Получающийся в результате термоядерной реакции 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.

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 принимает тепловую нагрузку 1300 кВт при температуре кипящего азота (80К). Азотный контур отделён от гелиевого контура теплообменником и служит для отбора тепла у гелиевого теплоносителя. В свою очередь максимальная тепловая нагрузка гелиевого контура 65 кВт. При этом мощность холодильных машин гелиевого контура составит почти 16 мегаватт. Для снижения потребления электроэнергии холодильными машинами максимальная тепловая нагрузка гелиевого контура сделана меньше, чем максимальное тепловыделение при горении плазмы, однако в силу того, что запуск будет проходить один раз в полчаса на 400 секунд, гелиевый контур будет успевать восстанавливать температуру к следующему запуску.

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]

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 20 киловольт через четыре понижающих трансформатора.

Внутренних сетей две. Одна из них, SSEN — электрическая сеть постоянной мощности, будет питать все потребители, не требующие пиковых «бросков» мощности. Вторая, PPEN — электрическая сеть переменной мощности, будет питать как раз те потребители, которые требуют огромного резерва по мощности в момент зажигания плазмы. Эти потребители — центральный соленоид, системы нагрева плазмы и система контроля и управления.

В качестве резервной системы электропитания будут установлены два дизель-генератора[231].

Водяная система охлаждения[править | править вики-текст]

Система охлаждения предназначена, прежде всего, для отвода избытка тепла от стенок бланкета, которая будет иметь температуру около 240 °С. По расчётам, 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 трёх контуров[232].

  • Первый контур (замкнутый) — теплоноситель поступает в водяные полости бланкета и дивертора. Оттуда он направляется в первый теплообменник, 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, объёмом 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 объёмом 3 000 м3), неподалеку от Здания Трития. Вода в этих бассейнах будет контролироваться на уровень pH, отсутствие углеводородов, хлоридов, сульфатов и трития, а также на избыточную температуру (не более 30 °С). Только та вода, которая отвечает всем критериям, установленными местными органами власти, будет сливаться в реку Дюранс[233].

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 загрязнённая 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[234].

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 наведённой радиоактивности.

После демонтажа заменяемая кассета помещается в специальную транспортную ёмкость. Эта ёмкость 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 надёжности дистанционного манипулятора зависит время простоя токамака. Предельная грузоподъёмность манипулятора 50 тонн[235].

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

В токамаке ITER в качестве топлива будут использоваться два изотопа водорода: дейтерий и тритий.

С получением дейтерия на Земле проблем нет. Его относительная концентрация по отношению к водороду в морской воде составляет (1,55÷1,56)·10−4.

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 и космических лучей). В промышленных количествах тритий получают искусственно на энергетических атомных реакторах деления, в реакции взаимодействия лития-6 (атомная концентрация лития-6 в природном литии около 7,5 %) с образующимися при делении ядер урана нейтронами по реакции:

В сентябре 2014 г. мировой запас трития составил около 20 кг, а потребление — около 7 кг/год.

Ожидается, что количество трития, получаемого из взаимодействия лития с потоком нейтронов, образующегося в плазме токамака ITER, превысит количество расходуемого в термоядерной реакции трития.

ITER не планирует производство трития для собственного потребления. Организация будет закупать для работы реактора топливо в течение всех 20 лет его функционирования. Однако, для следующего токамака, DEMO, проблема воспроизводства топлива будет весьма актуальной. Поэтому на ITER будут производиться эксперименты с получением трития.

Для этих экспериментов часть кассет бланкета будет модифицирована. Эти кассеты называют Test Blanket Modules (TBM). В эти кассеты будет помещён металлический литий. Выделяющийся в результате реакции тритий будет откачиваться в транспортную ёмкость через трубы, для которых в вакуумной камере, оболочке криостата и биозащите предусмотрены специальные порты[236].

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.

Проектные характеристики[237][238][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 73 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[239]. 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[240].

Следует отметить, что финансирование происходит не перечислением денег, а путём поставок высокотехнологичного оборудования, производство которого поддерживается и развивается каждой страной (например, Россия поставляет сверхпроводящие магниты, устройства нагрева плазмы, бланкеты и другое высокотехнологическое оборудование)[241].

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[242].

Председатель совета ИТЭР — Евгений Павлович Велихов (избран в 2009)[243].

Генеральным директором Советом ИТЭР назначен (от 28 июля 2010) Осаму Мотодзима (Osamu Motojima)[244].

5 марта 2015 года Бернард Биго (Bernard Bigot) из Франции сменил Осаму Мотодзима на посту Генерального директора.

Радиационная безопасность[править | править вики-текст]

Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно мало. 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[245].

Интересные факты[править | править вики-текст]

  • Один килограмм трития стоил в 2010 году порядка 30 млн долларов[246]. Для запуска ITER потребуется как минимум около 3 кг трития, для запуска DEMO понадобится 4-10 кг[247]. 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[247]. Мировая коммерческая потребность на 1995 год составляет ежегодно около 400 гр, и ещё порядка 2 кг требовалось для поддержания ядерного арсенала США[248] (7 кг для мировых военных потребителей). Около 4 кг трития в год образуется на АЭС, но не извлекается[249].
  • Для стабильной долговременной работы в условиях интенсивного потока нейтронов и высоких температур разработан специальный вид стали[250].
  • Одной из теоретических концепций, проверка которой предполагается на ITER, является то, что трития, образуемого в реакции деления ядер лития (реакция ) 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[251].

См. также[править | править вики-текст]

Примечания[править | править вики-текст]

  1. Запуск многомиллиардного международного термоядерного реактора отложен, Lenta.ru (20 ноября 2015). Проверено 22 ноября 2015.
  2. Russian Major Partisipants
  3. 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…
  4. Казахстанский материаловедческий токамак
  5. АО «Институт „КазНИПИЭнергопром“» — Об институте
  6. Алексей Левин. Мирный термояд: энергонадежды человечества : [рус.] // Популярная механика. — 2005. — № 9(35). — С. 76-82.
  7. ITER — the way to new energy(недоступная ссылка с 24-11-2015 (245 дней))
  8. Фото фундамента, Iter.org
  9. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#413
  10. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#643
  11. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#1081
  12. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Construction/TKMFoundations/Formwork_1_small_3.jpg
  13. http://www.iter.org/album/construction/tkmfoundations#1696
  14. https://www.iter.org/album/construction/transport#303
  15. https://www.iter.org/album/construction/transport#211
  16. https://www.iter.org/album/construction/transport#212
  17. https://www.iter.org/album/construction/transport#2533
  18. https://www.iter.org/album/construction/transport#2531
  19. https://www.iter.org/album/construction/transport#2573
  20. http://www.iter.org/album/media/5%20-%20site%20milestones#1366
  21. Pouring begins!
  22. Construction starts of Iter Tokamak complex (англ.), World Nuclear News (13 December 2013). Проверено 28 декабря 2013.
  23. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/3r%20pour_2_engage.jpg
  24. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2773
  25. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2819
  26. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2701
  27. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2641
  28. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2651
  29. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2757
  30. https://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#2817
  31. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_bdg_pouring_4.jpg
  32. https://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/vue%20du%20cryostat.jpg
  33. Dramatic changes ahead // Iter.org, 17 APR, 2014  (англ.)
  34. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/senechal_aerial_2.jpg
  35. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Construction/CryostatWorkshop/Cryostat_Shishir_3.jpg
  36. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/2%20-%20Manufacturing%20underway/press_trip_cnim.jpg
  37. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/2%20-%20Manufacturing%20underway/hybridUS.jpg
  38. http://www.iter.org/album/media/2%20-%20manufacturing%20underway#3051
  39. Chinese team completes prototype for ITER’s feeder system // Iter.org, 18 JUN, 2014
  40. http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/5%20-%20Site%20milestones/Manta_small.jpg
  41. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_bdg_plot2.jpg
  42. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/tritium_slab_complete.jpg
  43. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/137/tritium_slab_fisheye_look_east.jpg
  44. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/concrete_pouring_central_3.jpg
  45. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1931/tok_bdg_lauris_small.jpg
  46. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1969/central_plot_pour_2_small.jpg
  47. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/Stories/Attachments/1969/concrete_pouring_central_4_small.jpg
  48. «Safety authority inspects fast discharge units in Russia», Типовые испытания систем защиты сверхпроводящих катушек (10 сентября 2014).
  49. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/pouring_pm_290714_3_small.jpg
  50. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/rax_0195.jpg
  51. A divertor test bed next door // Iter.org, 22 AUG, 2014
  52. http://www.iter.org/doc/all/content/com/img_galleries/final_pour_b2_270814_15_small.jpg
  53. The Last Pour // iterorganization, Youtube, Sep 1, 2014
  54. «The B2 slab is "topped out"», Финал заливки плиты В2 (4 сентября 2014).
  55. An anchor for the backbone
  56. The first floor of the Tokamak complex is completed // Europa.eu, 'Fusion for Energy', 28 August 2014
  57. A floor to support 400,000 tons // Iter.org, 01 SEP, 2014
  58. «First plant components delivered to ITER», Первая поставка комплектующих. Iter.org (4 сентября 2014).
  59. «Ход производства сверхпроводящих кабелей для катушек полоидального поля» (11 сентября 2014 г.).
  60. «Progress on the PF1 poloidal field magnet» (11 сентября 2014 г.).
  61. «What's happening behind the hill?» Строительство логистической площадки. Iter.org (25 сентября 2014).
  62. «Work ends on the Cryostat Workshop in September 2014.» Работы над Зданием криостата завершены.. Iter.org (сентябрь 2014 г.).
  63. «Extension completed» Пристройка к зданию штаб-квартиры ITER завершена. Iter.org (30 сентября 2014).
  64. «Phase one of the Headquarters extension successfully completed» Заливка фундамента для нового крыла штаб-квартиры. Iter.org (февраль 2014).
  65. «Structure begins to rise» Возведение первого этажа штаб-квартиры. Iter.org (февраль 2014).
  66. «Going up!» Вверх!. Iter.org (март 2014).
  67. «Continuity» Постройка штаб-квартиры продолжается. Iter.org (июнь 2014).
  68. «Research team uses remote control to replace the fusion reactor cassette collecting impurities» Испытание дистанционного манипулятора. Iter.org (октябрь 2014).
  69. «Research team uses remote control to replace the fusion reactor cassette collecting impurities» Испытание дистанционного манипулятора. phys.org (октябрь 2014).
  70. «Conductor production keeps progressing» Ход производства сверхпроводящих проводников. Iter.org (6 октября 2014).
  71. «First Tritium Bilding crane» Установка подъёмного крана. Iter.org (октябрь 2014).
  72. «First Assembly Bilding pillars» Первые четыре пилона Сборочного цеха. Iter.org (октябрь 2014).
  73. «First Assembly Bilding pillars» Первые четыре пилона Сборочного цеха (октябрь 2014 г.).
  74. «Assembly Bilding» Сборочный цех. Iter.org (октябрь 2014).
  75. «Assembly Bilding floor» Сборочный цех, фундамент. Iter.org (май 2014).
  76. «Assembly Bilding floor» Сборочный цех, фундамент. Iter.org (июнь 2014).
  77. «Assembly Bilding floor» Сборочный цех, фундамент. Iter.org (июль 2014).
  78. «25th IAEA Fusion Energy Conference: Expanding the frontier of fusion» Успехи термоядерной энергетики. Iter.org (октябрь 2014).
  79. «Europe completes niobium-tin strand production» Европа завершила производство своей доли. Iter.org (24 октября 2014).
  80. «Worksite postcards» Работы на площадке токамака. Iter.org (31 октября 2014).
  81. «Concrete pouring for the first wall of the Diagnostics Building takes place on 20 November.» Первая заливка стены. Iter.org (20 ноября 2014).
  82. «The first section of the basement-level wall of the Tokamak Complex.» Заливка первой секции. Iter.org (20 ноября 2014).
  83. «Winding begins on central solenoid mockup.» Начало намотки макета центрального соленоида. Iter.org (3 декабря 2014).
  84. «Russia completes superconducting strand procurement» Россия завершила производство сверхпродящих нитей. Iter.org (8 декабря 2014).
  85. Чепетский механический завод: миссия выполнена. Iter.org (3 декабря 2014).
  86. 1 2 First assembly tools reviewed successfully. Iter.org (12 января 2015).
  87. Section lifting tool. Iter.org (12 января 2015).
  88. Russia tests fast discharge resistor prototype. Iter.org (12 января 2015).
  89. An unassuming name, a strategic building (16 января 2015 г.).
  90. Сооружение Сборочного цеха. Iter.org (ноябрь 2014).
  91. "Trying on the Tokamak crown", "Макетирование «короны» токамака". Iter.org (5 февраля 2015).
  92. "Extraordinary ITER Council appoints new Director-General", "Назначение нового Генерального директора ITER". Iter.org (5 марта 2015).
  93. "An interview with ITER Director-General Bernard Bigot", "Интервью с академиком Биго". Iter.org (5 марта 2015).
  94. "The first pillars of the Diagnostic Building were poured in early March. Photo: Engage", "Первые пилоны Здания Диагностики отлиты в середине марта". Iter.org (19 марта 2015).
  95. "Technological leap forward for coil manufacturing in Europe", "Технологический прорыв - изготовление катушек в Европе". Iter.org (26 марта 2015).
  96. ITER «backbone» takes shape in California // Iter.org, 10 апреля 2015 (англ.)
  97. Work starts on Iter central solenoid // World Nuclear News, 10 апреля 2015  (англ.)
  98. ITER Central Solenoid: l’aimant supraconducteur du futur réacteur de fusion // Lenergeek, 17 апреля 2015  (фр.)
  99. The final leg of the voyage // Iter.org, 7 мая 2015  (англ.)
  100. A circle of Plexiglass formwork marks out the inner wall of the ITER bioshield // Iter.org, 7 мая 2015  (англ.)
  101. Russian gyrotron successfully tested for Iter // World Nuclear News, 18 мая 2015  (англ.)
  102. R&D work on the European gyrotron progresses // Iter.org, 17 мая 2015  (англ.)
  103. First plant components now in place // Iter.org, 25 мая 2015  (англ.)
  104. In Russia, last toroidal field conductor jacketed // Iter.org, 3 июля 2015  (англ.)
  105. Coil mamufacturing facility to be equpped // Iter.org, 30 июля 2015 (англ.)
  106. Roof ass hall // Iter.org 4 августа 2015  (англ.)
  107. Rising 15 storeys high // Iter.org, 4 августа 2015  (англ.)
  108. Five years later… // Iter.org, 4 августа 2015  (англ.)
  109. Naka checks ITER heartbeat // Iter.org, 7 сентября 2015  (англ.)
  110. India delivers first lot of piping // Iter.org, 7 сентября 2015  (англ.)
  111. Project management takes centre stage at ITER // Iter.org, 7 сентября 2015  (англ.)
  112. Tore Supra closer to WEST // Iter.org, 7 сентября 2015  (англ.)
  113. Three drain tanks en route // Iter.org, 10 сентября 2015
  114. The 800-ton roof structure: lift undewey // Iter.org, 10 сентября 2015 (англ.)
  115. The 800-ton roof structure: lift undewey // Iter.org, 11 сентября 2015  (англ.)
  116. 1 2 Hoisting the roof, mountain-climber style // Iter.org, 14 сентября 2015 (англ.)
  117. The Big Lift // Iter, Youtube, 16 сентября 2015  (англ.)
  118. ITER conductors on their way to completion // ITER, 17 сентября 2015  (англ.)
  119. A spectacular addition to the ITER platform // ITER, 28 сентября 2015. (англ.)
  120. Successful demonstration of diagnostics instrumentation // ITER, 28 сентября 2015.  (англ.)
  121. Toroidal Field Coil // ITER, 28 сентября 2015  (англ.)
  122. The shield // ITER, 09 октября 2015  (англ.)
  123. Black concrete from Lapland // ITER, 09 октября 2015 (англ.)
  124. A thousand holes //ITER, 09 октября 2015 (англ.)
  125. Winter is coming // ITER, 09 октября 2015  (англ.)
  126. Spider Hall // ITER, 09 октября 2015 (англ.)
  127. Packing for a long journey // ITER, 19 октября 2015 (англ.)
  128. Korea welcomes a shipment from India // ITER, 20 октября 2015  (англ.)
  129. Blocks, ribs and studs leave Indian factory // ITER, 20 октября 2015 (англ.)
  130. Pouring the protective circle // ITER, 21 октября 2015  (англ.)
  131. Qualification activities to start on ITER’s «ring» magnets // ITER, 26 октября 2015 (англ.)
  132. Daniel Clery. Breaking: ITER fusion project to take at least 6 years longer than planned (англ.), Science (19 November 2015). Проверено 19 ноября 2015.
  133. ITER Project progressing well despite delays // ITER, 19 ноября 2015  (англ.)
  134. Sandwiches and shells on their way to ITER // ITER, 24 ноября 2015  (англ.)
  135. First machine components safely stored // ITER, 22 декабря 2015 (англ.)
  136. Night shifts // ITER, 04 декабря 2015 (англ.)
  137. China completes toroidal field conductors // ITER, 14 января 2016 (англ.)
  138. Our steel and concrete merry-go-round // ITER, 11 января 2016 (англ.)
  139. TOOLING FOR POLOIDAL MAGNETS 2 AND 5 // ITER, 13 января 2016 (англ.)
  140. The Cleaning House // ITER, 18 января 2016 (англ.)
  141. Winding trials progress for ring magnet #6 // ITER, 24 января 2016 (англ.)
  142. International collaboration on cryoplant manufacturing // ITER, 13 февраля 2016 (англ.)
  143. Forging elements of the vacuum vessel // ITER, 15 февраля 2016 (англ.)
  144. CLOSE TO 1,000 WORKERS ON SITE // ITER, 22 февраля 2016 (англ.)
  145. RAISING THE WALLS // ITER, 22 февраля 2016 (англ.)
  146. SKIRTS, PLATES AND REINFORCEMENT // ITER, 22 февраля 2016 (англ.)
  147. SITE SERVICES BUILDING FRAMED OUT // ITER, 22 февраля 2016 (англ.)
  148. REFLECTING THE CHANGING SEASONS // ITER, 22 февраля 2016 (англ.)
  149. TOO LARGE FOR THE ROADS // ITER, 22 февраля 2016 (англ.)
  150. Сборка токамака видеоролик часть 1 // ITER, 26 февраля 2016 (англ.)
  151. A giant’s first steps // ITER, 26 февраля 2016 (англ.)
  152. Строительство фундамента Здания холода // ITER, 07 марта 2016 (англ.)
  153. As cold as it gets // ITER, 07 марта 2016 (англ.)
  154. Europe celebrates conductor milestone // ITER, 07 марта 2016 (англ.)
  155. Панорама с направляющих мостовых кранов Сборочного цеха // ITER, 07 марта 2016 (англ.)
  156. Ready for a trolley ride? // ITER, 07 марта 2016 (англ.)
  157. 47-metre beam en route // ITER, 14 марта 2016 (англ.)
  158. Safely stored // ITER, 25 марта 2016 (англ.)
  159. The making of a steel girder // ITER, 29 марта 2016 (англ.)
  160. FIRST TOROIDAL FIELD WINDING PACK IN EUROPE // ITER, 26 февраля 2016 (англ.)
  161. Seven-layered winding pack produced in Europe // ITER, 17 марта 2016 (англ.)
  162. Winding completed on first central solenoid module // ITER, 6 апреля 2016 (англ.)
  163. First component installed in Tokamak Complex // ITER, 28 марта 2016 (англ.)
  164. One more tank into position // ITER, 7 апреля 2016 (англ.)
  165. Installation of ITER detritiation tank // ITER, 7 апреля 2016 (англ.)
  166. Vacuum Vessel Project Team meets in Korea // ITER, 25 апреля 2016  (англ.)
  167. AERIAL PHOTOS COMING SOON // ITER, 11 апреля 2016  (англ.)
  168. Вид на строительную площадку ITER с воздуха" // ITER, 12 апреля 2016  (англ.)
  169. Вид на строительную площадку ITER с воздуха" // ITER, 12 апреля 2016  (англ.)
  170. Вид на строительную площадку ITER с воздуха" // ITER, 12 апреля 2016  (англ.)
  171. Вид на «яму реактора с воздуха» // ITER, 12 апреля 2016  (англ.)
  172. DESTINATION: ITER // ITER, 21 апреля 2016  (англ.)
  173. Support and transport — that’s what cryostat frames are for // ITER, 25 апреля 2016  (англ.)
  174. First ITER winding pack completed in Europe // ITER, 2 мая 2016  (англ.)
  175. Last signature for ITER Russia // ITER, 2 мая 2016  (англ.)
  176. Concrete pouring begins for B1 level // ITER, 2 мая 2016  (англ.)
  177. Monster transformer en route // ITER, 2 мая 2016  (англ.)
  178. Assembly Hall // ITER, 12 мая 2016  (англ.)
  179. Укладка рельсового пути // ITER, 12 мая 2016  (англ.)
  180. Designing modular tools for in-vessel assembly // ITER, 15 мая 2016  (англ.)
  181. Preparing for a «Wow! moment» // ITER, 18 мая 2016  (англ.)
  182. Preparing for a «Wow! moment» // ITER, 22 мая 2016  (англ.)
  183. QUALIFICATION WINDING IN THE POLOIDAL FIELD FACILITY ON SITE // ITER, 23 мая 2016  (англ.)
  184. ANOTHER BATCH OF CRYOSTAT SEGMENTS // ITER, 27 мая 2016  (англ.)
  185. THE FIRST OF THREE CHINESE TRANSFORMERS REACHES FRANCE // ITER, 01 июня 2016  (англ.)
  186. Positioned for lifting // ITER, 06 июня 2016  (англ.)
  187. A tokamak must breathe // ITER, 06 июня 2016  (англ.)
  188. CRAWLER CRANE IN POSITION // ITER, 14 июня 2016  (англ.)
  189. It’s now official: First Plasma in December 2025 // ITER, 16 jun 2016  (англ.)
  190. Up go the girders // ITER, 20 jun 2016  (англ.)
  191. ITER_Drone Lifting_Juin 2016 // ITER, 20 jun 2016  (англ.)
  192. And now the «finishing» touch // ITER, 27 jun 2016  (англ.)
  193. Smallest ring magnet takes shape in Russia // ITER, 27 jun 2016  (англ.)
  194. Three more segments for the Cryostat // ITER, 27 jun 2016  (англ.)
  195. Mega contract to manage assembly and installation // ITER, 27 jun 2016  (англ.)
  196. Mighty and tiny: four turbines for the ITER cryoplant ready // ITER, 04 jul 2016  (англ.)
  197. Собранная рама-оправка для сборки криостата // ITER, 11 jul 2016  (англ.)
  198. The 'frame' is ready, welding can begin // ITER, 11 jul 2016  (англ.)
  199. A complex landscape of concrete and steel // ITER, 18 jul 2016  (англ.)
  200. Central solenoid fabrication: a photo reportage // ITER, 18 jul 2016  (англ.)
  201. Europe completes its share of poloidal field conductors // ITER, 18 jul 2016  (англ.)
  202. A pit... no more // ITER, 25 jul 2016  (англ.)
  203. Heat waves // ITER, 25 jul 2016  (англ.)
  204. Внутри Сервисного здания // ITER, 25 jul 2016  (англ.)
  205. Здание очистки // ITER, 25 jul 2016  (англ.)
  206. Строительство Фабрики холода // ITER, 25 jul 2016  (англ.)
  207. Состояние дел на строительной площадке ITER // ITER, 25 jul 2016  (англ.)
  208. The layout of the ITER site. Image credit: ITER Organization/ Схема расположения зданий организации ITER (2009).
  209. Пьер Ле Ир. Европа обеспокоена ростом стоимости термоядерного реактора ITER (рус.). InoPressa.ru (перевод статьи Le Monde) (29 июля 2010 г.).
  210. Pierre Le Hir. L'Europe s'alarme de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER (фр.), LE MONDE (28.07.2010). Проверено 27 октября 2015.
  211. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/23/magnets_2.jpg
  212. Europe signs a final contract for toroidal field coils
  213. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/24/magnets_3.jpg
  214. Poloidal field magnets
  215. «Представитель международной организации ИТЭР оценил состояние производства катушки PF1 на СНСЗ» (13 февраля 2015г.).
  216. ITER conductor design and (we hope) nuclear heating, ITER, 18.septembre.2015.
  217. Handle with care // ITER, 14 марта 2016 (англ.)
  218. "Рисунок, показывающий внешний вид одной кассеты дивертора. Видны две боковые мишени и одна центральная, в виде купола".
  219. "Listening to bubbles to prevent trouble", "Слушаем пузырьки, чтобы предотвратить беду" (12 декабря 2014 г.).
  220. «Рисунок излучающей антенны ICRH».
  221. «The plasma starter» (19 февраля 2015).
  222. «A modern day Midas touch» (13 июня 2015).
  223. ITER — the way to new energy «Cryostat».
  224. «Рисунок, показывающий внешний вид криостата».
  225. Держать в холоде. (англ.)
  226. «Cryostat Workshop ready for equipment» (19 сентября 2014).
  227. 400,000 tons of steel and concrete. // Iter.org  (англ.)
  228. ITER — the way to new energy
  229. tnenergy. Вакуумная система ИТЭР (Jun. 12th, 2015).
  230. Robert Arnoux, Cold, cold world / ITER Newsline #116, 29 Jan, 2010 (англ.)
  231. ITER — the way to new energy
  232. http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/12/cooling_1.jpg
  233. ITER — the way to new energy
  234. «Hot Cell Facility». Хранилище "горячих" отходов.
  235. «Remote Handling». Дистанционный манипулятор.
  236. «Воспроизводство трития» (18 сентября 2014 г.).
  237. Официальный международный сайт проекта ITER
  238. Официальный российский сайт проекта ИТЕР
  239. L’Europe s’alarme de l’explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER, 13.05.2010.
  240. РФ в 2013-2015 гг вложит в проект ИТЭР 14,4 млрд руб (18.09.2012). Архивировано из первоисточника 16 октября 2012.
  241. Участие России в проекте ИТЭР, часть I.
  242. The ITER Council
  243. ITER Council — fifth edition
  244. Osamu Motojima, Director-General, ITER Organization
  245. iter — A long-expected letter // Iter.org, 22 JUN, 2012 (англ.)
  246. Is fusion power really viable? BBC News (5 марта 2010 г.)
  247. 1 2 Tritium Supply Considerations, LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»
  248. Hisham Zerriffi. Tritium: The environmental, health, budgetary, and strategic effects of the Department of Energy’s decision to produce tritium (англ.). Institute for Energy and Environmental Research (1996). Проверено 13 ноября 2013.
  249. International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament, CRC Press, 2004, page 15
  250. Новая сталь позволит оптимизировать расходы на термоядерный реактор // Lenta.ru, 27 октября 2008
  251. На пути к термоядерной энергетике // Элементы, 17 мая 2009

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)