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 России 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 года были построены ТОКАМАКи следующего за Т-З поколения: Т-7, Т-10, Т-11 в СССР, 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 СССР. 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 года начаты переговоры о сооружении ИТЭР, а 28 июня 2005 года местом строительства ИТЕР был выбран город Кадараш во Франции.

Были созданы трёхмерные модели комплексных сооружений ИТЕР (рисунок 2 и рисунок 3).

 В Кадараше находятся специальные лаборатории и предприятия, всего около 18 сооружений ядерных исследований.

Основными техническими задачами ИТЕР являются:

1) В индукционном режиме Q ~ 10 (отношение термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы). Конструкция ИТЭР не должна противоречить возможности достижения Q =бесконечность

2) В стационарном режиме при использовании неиндукционных методов генерации тока Q ~ 5.

3) Демонстрация применимости термоядерных технологий.

 4) Испытание модулей бланкета.

5) Проверка концепции использования модуля бланкета для воспроизводства трития при нейтронной (14 МэВ) нагрузке  0,5 МВт/м2 и флюенсе  0,3 МВт·г/м2.

ТОКАМАК в ИТЕР основывается на магнитном поле, которое удерживает плазму от стен. Его магнитная система состоит из 18 катушек тороидального поля и шести обмоток центрального соленоида из сверхпроводника Nb₃Sn, а также шести обмоток полоидального поля и 18 седлообразных корректирующих обмоток из NbTi. Корректирующие обмотки предназначены для компенсации магнитных полей, связанных с погрешностями сборки магнитной системы и для стабилизации неустойчивости плазмы. Данная система может генерировать магнитное поле в 5.3 Т. Этого значения достаточно для удержания плазмы под контролем и ограничить её контакт со стенами.

Внутри вакуумной камеры размещаются 421 модуль бланкета с покрытой бериллием первой стенкой и 54 кассеты однонулевого дивертора.

Плазма в ИТЕР будет иметь ‘D’-образную форму (рисунок 4).

На данном рисунке видно, что радиус плазмы в ИТЕР будет во много превосходить радиус плазмы в ТОКАМАКе JET. Дивертор – один из наиболее критичных компонентов в токамаке, так как он контролирует количество примесей и должен выдерживать нагрузку в 10 МВт/м². Для поддержания термоядерной реакции входящая в плазму мощность должна равняться 50 МВт, поэтому в индукционном режиме Q ~ 10. В будущих термоядерных реакторах показатель Q планируется повысить до 30 – 40. Время удержания высокотемпературной плазмы в системе колеблется от 5 до 50 минут. Контроль над плазмой будет осуществляться обмотками полоидольных полей, системами перекачки, заправки и нагревания, соединёнными с диагностическими сенсорами.

Основные параметры ИТЕР приведены в таблице 1. По данной таблице видно, что многие значения (например, мощность реакции и объём плазмы) изменились, по сравнению с данными нескольких предыдущих лет. Это связано с некоторым уменьшением требований к ИТЕР, потому что это первый термоядерный реактор и достигать в нём значений, например, мощности реакции в 1.5 ГВт нет необходимости (в самом начале).

Таблица 1 – Основные параметры ИТЕР

Продолжение таблицы 1

Еще у нас есть что-то на эту тему:

1. Термоядерный реактор в принципе нерентабелен?!
2. Россия в проекте ITER: производство сверхпроводящего кабеля в Удмуртии
3. К ДР академика Велихова: Термоядерная энергетика. Статус и роль в долгосрочной перспективе.
4. Опытный реактор на быстрых нейтронах мощностью 300 МВт будет построен на Белоярской АЭС