Короткий обзор: Международный экспериментальный термоядерный реактор (ИТЕР, ITER)

Международный термоядерный реактор (ИТЕР) базируется на концепции ТОКАМАКов (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками).
Первый ТОКАМАК был построен в Рф в Институте Атомной Энергии им И.В. Курчатова в 1956 г. Десять лет напряженных исследований и усовершенствований этого устройства привели к существенному прогрессу в плазменных параметрах ТОКАМАКов. ТОКАМАК Т-З получил к 1968 г температуру плазмы 0.5 КэВ и достиг nt_E = 5 ·10¹⁷ с/м³, что существенно превосходило параметры, достигнутые на других магнитных ловушках. С этого момента началось активное развитие этого направления энергетики и в других странах мира. В семидесятые г. были построены ТОКАМАКи следующего за Т-З поколения: Т-7, Т-10, Т-11 в С.С.С.Р, PLT и DIII-D в США, ASDEX в Германии, TFR во Франции, JFT-2 в Японии и др. На ТОКАМАКах этого поколения были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, такие как инжекция нейтральных атомов, электронный и ионный циклотронный нагрев, различные плазменные диагностики и разработаны системы управления плазмой. В результате на ТОКАМАКах второго поколения были получены внушительные параметры плазмы: температура в несколько КэВ, плотности плазмы превышающие 10²⁰ м^-3. Параметр nt_E достиг величины 5·10¹⁸  с/м³. Кроме того, ТОКАМАК получил дополнительный, принципиально важный для реактора элемент – дивертор. С помощью токов в системе полоидальных витков силовые линии магнитного поля выводятся в современном ТОКАМАКе в специальную часть камеры.

Важным достижением этого поколения ТОКАМАКов было открытие режимов с улучшенным удержанием плазмы – Н-моды. Именно этот режим был выбран в качестве основного в ИТЭР. Он обеспечивает термоизоляцию плазмы, необходимую для достижения нужных параметров реактора. Значения времени удержания энергии в этом режиме на действующих установках и прогноз для ИТЭР показаны на рисунке 1.

В начале 80-х годов в строй вошло третье поколение ТОКАМАКов – машин с большим радиусом тора 2-3 м и плазменным током в несколько МА. Были построены пять таких машин: JET и TORUS-SUPRA в Европе, JT60-U в Японии, TFTR – в США и Т-15 в С.С.С.Р. Две из этих машин, JET и TFTR, предусматривали работу с тритием и получение термоядерного выхода на уровне Q_fus = Р_синтез/Р_затрат = 1. ТОКАМАКи Т- 15 и TORUS-SUPRA имеют сверхпроводящие магнитные катушки, подобные тем, которые нужны в ТОКАМАКе-реакторе. Основная физическая задача машин этого поколения заключалась в исследовании удержания плазмы с термоядерными параметрами, уточнении предельных плазменных параметров, получение опыта работы с дивертором и др. Технологические задачи включали в себя: разработку сверхпроводящих магнитных систем, способных создавать поле с индукцией до 5 Тл в больших объемах, разработку систем для работы с тритием, приобретение опыта снятия высоких потоков тепла в диверторе, разработку систем для дистанционной сборки и разборки внутренних узлов установки, совершенствование плазменных диагностик и др.

К настоящему времени проект ИТЭР прошел концептуальную и инженерную фазы. За этот период проведены необходимые физические и технологические исследования, выполнены проектные работы, расчеты стоимости и анализ безопасности реактора. С середины 2001 г. начаты переговоры о сооружении ИТЭР, а 28 июня 2005 г. местом строительства ИТЕР был выбран город Кадараш во Франции.

Продолжение статьи на EnergyFuture.RU смотрите тут

Еще у нас есть что-то на эту тему:

1. Продолжение статьи: Короткий обзор – Международный экспериментальный термоядерный реактор (ИТЕР, ITER)
2. Росатом создает экспериментальный термоядерный реактор «Игнитор» ( совместно с Италией )
3. Игнитор – новейший российский термоядерный реактор
4. Что происходит сейчас с термоядерным реактором ITER ? Обзор от EnergyFuture.RU
5. Термоядерный реактор в принципе нерентабелен?!