Міжнародний експериментальний термоядерний реактор

Матеріал з testwiki
Перейти до навігації Перейти до пошуку

Шаблон:Картка:Установка термоядерного синтезу Міжнародний експериментальний термоядерний реактор (Шаблон:Lang-en) — 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)[1]. Термін будівництва основних компонент — 2007—2025 роки[2]. Термін завершення будівництва та початок використання дейтерій-тритієвої плазми заплановано на 2035 рік[3].

Учасники проєкту

Країни-участниці:

Країни, що підписали договір про співпрацю:

Історія

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» (Шаблон:Lang-fr), 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[4].
  • 2035: запланована дата завершення будівництва та початку роботи на дейтерій-тритієвій плазмі[5].

Технічні дані

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:

12H+13H→24He+01n+17.6 MeV

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[6].

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

Вартість проєкту оцінюється у 20 млрд євро[7].

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

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

  • Один кілограм тритію коштував у 2010 році приблизно 30 млн доларів[8]. Для запуску ITER буде потрібно щонайменше 3 кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4—10 кг[9]. 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[9]. Світова комерційна потреба на 1995 рік становить щорічно близько 400 г, і ще близько 2 кг було потрібно для підтримання ядерного арсеналу США[10] (7 кг для світових військових споживачів). Близько 4 кг тритію на рік утворюється на АЕС, але не виділяється[11].
  • Однією з теоретичних концепцій, перевірка якої передбачається на ITER, є те, що тритію, утвореного в реакції поділу ядер літію (реакція 01n+36Li→24He+13H), 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 Шаблон:Не перекладено, є частиною покриття камери токамака, а нейтрони породжуються самою основною термоядерною реакцією[12][13][14].
  • Для стабільної тривалої роботи в умовах інтенсивного потоку нейтронів та високих температур розроблений спеціальний вид сталі[15]. 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[16]. Має значну кількість переваг у зрівнянні з аустенітними сталями (як-от 316L[17]), сучасно застосованими у ядерних реакторах. Одне із завдань ITER — це тестування операційної здатності EUROFER97 як основного матеріалу для захисту від нейтронного потоку.

Див. також

Примітки

Шаблон:Reflist

Посилання

Шаблон:Токамаки Шаблон:Експериментальні установки ядерного синтезу Шаблон:Європейська термоядерна програма

  1. ↑ Шаблон:Cite web
  2. ↑ Шаблон:Cite web
  3. ↑ Шаблон:Cite web
  4. ↑ Шаблон:Cite web
  5. ↑ Шаблон:Cite web
  6. ↑ Шаблон:Cite web
  7. ↑ Шаблон:Cite web
  8. ↑ Is fusion power really viable? Шаблон:Webarchive BBC News (5 березня 2010 р.)
  9. ↑ 9,0 9,1 Tritium Supply Considerations Шаблон:Webarchive, LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»
  10. ↑ Шаблон:Cite web
  11. ↑ International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament Шаблон:Webarchive, CRC Press, 2004, page 15
  12. ↑ Шаблон:Cite web
  13. ↑ Шаблон:Cite web
  14. ↑ Шаблон:Cite web
  15. ↑ NRG completes testing of special steel for Iter Шаблон:Webarchive , NEI Magazine Шаблон:Webarchive (31 січня 2019 р.)
  16. ↑ Шаблон:Cite news
  17. ↑ Шаблон:Cite book
Отримано з https://uk.wiki.beta.math.wmflabs.org/w/index.php?title=Міжнародний_експериментальний_термоядерний_реактор&oldid=2445