Перейти до вмісту

Міжнародний експериментальний термоядерний реактор

Очікує на перевірку
Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
(Перенаправлено з ITER)
International Thermonuclear Experimental Reactor
( ITER )

Макет реактора ITER
Загальні відомості
Область дослідження Термоядерний синтез
Тип Токамак
Країна Франція Франція
Місто Сен-Поль-ле-Дюранс
Установа ITER
Технічні характеристики
Висота 30 м
Радіус конструкції 10,7 м
Тороїдальне магнітне поле 5,3 Tл
Q 10
Потужність 500 МВт
Нагрів 50 МВт
Плазма
Зовнішній радіус 6,2 м
Внутрішній радіус 2,0[1] м
Струм плазми 15 МА
Об'єм плазми 837 м3
Густина плазми 1020 м-3
Температура плазми 108 °С
Тривалість імпульсу > 500 сек
Інше
Вебсторінка ITER

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].

Учасники проєкту

[ред. | ред. код]

Країни-участниці:

Країни, що підписали договір про співпрацю:

Історія

[ред. | ред. код]
Дослідницький центр в Кадараші, Франція
Будівельний майданчик (2018 рік)
  • 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.
  • 1996: США припинили участь у проєкті.
  • 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).
  • 6 грудня 2005 року: до проєкту приєдналася Індія.
  • 25 травня 2006 року: у Брюсселі учасники консорціуму підписали угоду про початок практичної реалізації проєкту у 2007 р.
  • 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].

Технічні дані

[ред. | ред. код]
Дейтерій-трітієва реакція ядерного синтезу, внаслідок якої виділяється значна кількість енергії

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 — 10,7 м.
  • Висота — 30 м.
  • Великий радіус плазми — 6,2 м.
  • Малий радіус плазми — 2,0 м.
  • Об'єм плазми — 837 м3.
  • Магнітне поле — 5,3 Тл.
  • Максимальний струм у плазмовому шнурі — 15 МА.
  • Потужність зовнішнього нагріву плазми — 50 МВт.
  • Потужність теплової енергії що виділяється в плазмі внаслідок термоядерної реакції — 500 МВт.
  • Коефіцієнт посилення потужності — 10 разів.
  • Середня температура — 100 млн °C.
  • Тривалість стабільної плазми — > 500 c.

Фінансовий аспект

[ред. | ред. код]

Вартість проєкту оцінюється у 20 млрд євро[8].

Частки учасників (на етапі створення): Китай, Індія, Корея, Росія, США — кожна по 1/11 суми, Японія — 2/11, ЄС — 4/11.

Розріз ITER — найбільшого токамака у світі, будівництво якого розпочалося у 2013 році, а повноцінна експлуатація запланована на 2035 рік. Він призначений для демонстрації того, що функціонуючий термоядерний реактор можливий, і вироблятиме 500 МВт енергії. Синя фігура людини внизу показує масштаб.

Вартість вступу нової країни до проєкту — 1 млрд євро.

Участь України в проєкті

[ред. | ред. код]

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 1 млрд 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).

Цікаві факти

[ред. | ред. код]
  • Один кілограм тритію коштував у 2010 році приблизно 30 млн доларів[9]. Для запуску ITER буде потрібно щонайменше 3 кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4—10 кг[10]. Гіпотетичний тритієвий реактор витрачав би 56 кг тритію на виробництво 1 ГВт·рік електроенергії, тоді як всесвітні запаси тритію на 2003 рік становили 18 кг[10]. Світова комерційна потреба на 1995 рік становить щорічно близько 400 г, і ще близько 2 кг було потрібно для підтримання ядерного арсеналу США[11] (7 кг для світових військових споживачів). Близько 4 кг 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.

Див. також

[ред. | ред. код]

Примітки

[ред. | ред. код]
  1. ↑ Tokamaks parameters (англ.). Архів оригіналу за 30 січня 2020. Процитовано 21 листопада 2021.
  2. ↑ ITER Access Plan (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 29 листопада 2021. Процитовано 29 листопада 2021.
  3. ↑ Main construction milestones (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 4 вересня 2018. Процитовано 28 липня 2020.
  4. ↑ ITER Timeline (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 28 травня 2020. Процитовано 28 липня 2020.
  5. ↑ What is ITER? (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 28 травня 2020. Процитовано 20 липня 2020.
  6. ↑ ITER Council endorses updated project schedule to Deuterium-Tritium Operation (pdf) (PDF). ITER (англ.). Архів (PDF) оригіналу за 21 вересня 2020. Процитовано 19 вересня 2020.
  7. ↑ What are the consequences of disruptions? (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 1 лютого 2018. Процитовано 28 листопада 2021.
  8. ↑ U.S. cash contributions to ITER. Reuters. 26 березня 2018. Архів оригіналу за 29 листопада 2021. Процитовано 29 листопада 2021.
  9. ↑ Is fusion power really viable? [Архівовано 26 вересня 2015 у Wayback Machine.] BBC News (5 березня 2010 р.)
  10. ↑ а б Tritium Supply Considerations [Архівовано 11 жовтня 2010 у Wayback Machine.], LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»
  11. ↑ Hisham Zerriffi (1996). Tritium: The environmental, health, budgetary, and strategic effects of the Department of Energy’s decision to produce tritium. Institute for Energy and Environmental Research. Архів оригіналу за 19 жовтня 2014. Процитовано 13 листопада 2013.
  12. ↑ International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament [Архівовано 22 лютого 2015 у Wayback Machine.], CRC Press, 2004, page 15
  13. ↑ ITER's targets (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 1 лютого 2018. Процитовано 28 листопада 2021.
  14. ↑ Will fusion run out of fuel? (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 18 травня 2019. Процитовано 28 листопада 2021.
  15. ↑ Tritium Breeding (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 28 листопада 2021. Процитовано 28 листопада 2021.
  16. ↑ NRG completes testing of special steel for Iter [Архівовано 21 листопада 2021 у Wayback Machine.] , NEI Magazine [Архівовано 21 листопада 2021 у Wayback Machine.] (31 січня 2019 р.)
  17. ↑ Rieth, M.; Schirra, M.; Falkenstein, A.; Graf, P.; Heger, S.; Kempe, H.; Lindau, R.; Zimmermann, H. (2003). EUROFER 97. Tensile, charpy, creep and structural tests (англ.). doi:10.5445/ir/270055720. Процитовано 25 січня 2023.
  18. ↑ Causey, R. A.; Karnesky, R. A.; San Marchi, C. (1 січня 2012). Konings, Rudy J. M. (ред.). 4.16 - Tritium Barriers and Tritium Diffusion in Fusion Reactors. Comprehensive Nuclear Materials (англ.). Oxford: Elsevier. с. 511—549. doi:10.1016/b978-0-08-056033-5.00116-6. ISBN 978-0-08-056033-5.

Посилання

[ред. | ред. код]


Отримано з https://uk.wikipedia.org/w/index.php?title=Міжнародний_експериментальний_термоядерний_реактор&oldid=43282099