Міжнародний експериментальний термоядерний реактор
З Вікіпедії, вільної енциклопедії
Міжнародний експериментальний термоядерний реактор (англ.International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)— експериментальний проєкт, який передбачає побудову, випробовування й використання токамака, у якому завдяки реакції термоядерного синтезу вдасться отримувати значну кількість енергії без викидів діоксиду вуглецю та небезпеки радіації. Місцем його зведення обрано локацію біля дослідницького центру «CEA-Cadarache» в місті Сен-Поль-ле-Дюранс (Прованс, Франція)[2]. Термін будівництва основних компонент— 2007—2025 роки[3]. Термін завершення будівництва та початок використання дейтерій-тритієвої плазми заплановано на 2035 рік[4].
Більше інформації International Thermonuclear Experimental Reactor ( ITER ), Загальні відомості ...
International Thermonuclear Experimental Reactor ( ITER )
1985: СРСР запропонував створити «токамак» (тороїдальна камера з магнітними котушками) нового покоління за участю країн-дослідників термоядерної реакції.
1988—1990: концептуальне доопрацювання проєкту термоядерного реактора за участю радянських, американських, японських та європейських вчених.
21 липня 1992 року: у Вашингтоні підписана чотиристороння міжурядова угода про розробку інженерного проєкту ITER.
2001: технічний проєкт реактора ITER успішно завершено.
2001—2003: Канада розпочала свою участь у проєкті.
2003: до проєкту повернулися США, до нього приєдналися також Китай і Корея.
28 червня 2005 року: у Москві міністри країн— учасниць проєкту підписали протокол про місце будівництва реактора— дослідницький центр «КАЕ-Кадараш» (фр.CAE-Cadarache), Франція (на півдні країни).
25 травня 2006 року: у Брюсселі учасники консорціуму підписали угоду про початок практичної реалізації проєкту у 2007р.
2007: початок робіт на будмайданчику.
2020: розпочато інтеграцію компонентів токамака.
2025: запланована дата завершення будівництва базових компонентів; запуск першої плазми для демонстрації сумісної роботи компонентів[5].
2035: запланована дата завершення будівництва та початку роботи на дейтерій-тритієвій плазмі[6].
Установка ITER— термоядерний реактор типу «токамак». Процес, що відбуватиметься у ньому, певною мірою протилежний тому, що відбувається в атомному реакторі, де атоми контрольовано розщеплюють. У новітній установці ядра дейтерію і тритію зливатимуться з утворенням ядра гелію (альфа-частинка) і високоенергетичного нейтрона:
Це відбуватиметься в камері тороїдної форми, де під впливом високих температур та тиску атоми дейтерію і тритію втрачають електрони, і газ перетворюється на розпечену плазму. Від контакту зі стінками камери її утримуватимуть надпотужні магнітні котушки, однак вона має тенденцію прориватися крізь магнітний бар'єр і завдавати ушкоджень внутрішній стінці реактора. Демонстрація стійкого утримання плазми в робочому стані є однією з цілей ITER[7].
Характеристики реактора за проєктом:
Загальний радіус конструкції— 10,7м.
Висота— 30м.
Великий радіус плазми— 6,2м.
Малий радіус плазми— 2,0м.
Об'єм плазми— 837м3.
Магнітне поле— 5,3Тл.
Максимальний струм у плазмовому шнурі— 15МА.
Потужність зовнішнього нагріву плазми— 50МВт.
Потужність теплової енергії що виділяється в плазмі внаслідок термоядерної реакції— 500МВт.
Частки учасників (на етапі створення): Китай, Індія, Корея, Росія, США— кожна по 1/11 суми, Японія— 2/11, ЄС— 4/11.
Вартість вступу нової країни до проєкту— 1млрд євро.
Попри те що між Україною і ЄС існує договір про співпрацю в галузі термоядерного синтезу, на державному рівні участі в проєкті ITER Україна досі не бере. Імовірною причиною є брак фінансування науки державою, адже для повноцінної участі в проєкті потрібно зібрати 1млрд євро.
Однак слід зазначити, що на рівні наукових інститутів, організацій та установ українські вчені беруть активну участь у проєкті. Зокрема фахівці з України працюють над розробкою окремих елементів: оболонки, засоби та пристрої магнітної діагностики реактора.
Однією з форм співпраці українських та європейських вчених є міжнародні проєкти Українського науково-технологічного центру (УНТЦ). Зокрема, було виконано такі проєкти, що стосувались цієї галузі:
Проєкт №3535 «Інтелектуальні гальваномагнітні засоби для діагностики магнітного поля ITER» (2005—2007).
Проєкт №3988 «Радіаційностійкі холлівські зонди та пристрої для JET» (2007—2010).
Один кілограм тритію коштував у 2010 році приблизно 30млн доларів[9]. Для запуску ITER буде потрібно щонайменше 3кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4—10кг[10]. Гіпотетичний тритієвий реактор витрачав би 56кг тритію на виробництво 1ГВт·рік електроенергії, тоді як всесвітні запаси тритію на 2003 рік становили 18кг[10]. Світова комерційна потреба на 1995 рік становить щорічно близько 400г, і ще близько 2кг було потрібно для підтримання ядерного арсеналу США[11] (7кг для світових військових споживачів). Близько 4кг тритію на рік утворюється на АЕС, але не виділяється[12].
Однією з теоретичних концепцій, перевірка якої передбачається на ITER, є те, що тритію, утвореного в реакції поділу ядер літію (реакція ), буде достатньо, щоб забезпечувати потреби самої установки, або його утворення навіть перевищить ці потреби. Це теоретично дало б змогу забезпечувати тритієм і нові установки. Літій, що використовується в реакції у спеціальній захисній оболонці[en], є частиною покриття камери токамака, а нейтрони породжуються самою основною термоядерною реакцією[13][14][15].
Для стабільної тривалої роботи в умовах інтенсивного потоку нейтронів та високих температур розроблений спеціальний вид сталі[16]. EUROFER97— це феритна/мартенситна сталь, що була ліцензована та надалі вивчається з 1999 року як європейський варіант структурного матеріалу (сталі) для ядерних пристроїв наступних поколінь[17]. Має значну кількість переваг у зрівнянні з аустенітними сталями (як-от 316L[18]), сучасно застосованими у ядерних реакторах. Одне із завдань ITER— це тестування операційної здатності EUROFER97 як основного матеріалу для захисту від нейтронного потоку.