International Thermonuclear Experimental Reactor ( ITER ) | |
---|---|
Макет реактора ITER | |
Загальні відомості | |
Область дослідження | Термоядерний синтез |
Тип | Токамак |
Країна | 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 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 і 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). Термін будівництва основних компонент — 2007-2025 роки. Термін завершення будівництва та початок використання дейтерій-тритьойової плазми заплановано на 2035 рік.
Учасники проєкту Редагувати
Країни члени:
Країни що підписали договір про співпрацю:
Історія Редагувати
- 1985 — СРСР запропонувала 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 — у Вашингтоні підписана чотиристороння міжурядова угода про розробку інженерного проєкту ITER.
- 1996 — США припинили участь в проєкті.
- 2001 — технічний проєкт реактора ITER успішно завершено.
- 2001—2003 — Канада розпочала свою участь у проєкті.
- 2003 — до проєкту повернулися США, до нього приєдналися Китай і Корея.
- 28 червня 2005 — 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 — до проєкту приєдналася Індія.
- 25 травня 2006 — в Брюселі учасниками консорціуму підписана угода про початок практичної реалізації проєкту у 2007 р.
- 2007 — початок робіт на буд майданчику.
- 2020 — розпочато інтеграцію компонентів токамака.
- 2025 — запланована дата завершення будівництва базових компонентів; запуск першої плазми для демонстрації сумісної роботи компонентів.
- 2035 — запланована дата завершення будівництва та початку роботи на дейтерій-тритьойовій плазмі.
Технічні дані Редагувати
Установка ITER — термоядерний реактор типу «токамак». Процес, що відбуватиметься у ньому, певною мірою протилежний тому, що проходить у атомному реакторі, де атоми контрольовано розщеплюють. У новітній установці ядра дейтерію і тритію зливатимуться із утворенням ядра гелію (альфа-частинка) і високоенергетичного нейтрону:
Це відбуватиметься у 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 утримуватиме дія надпотужних магнітних котушок. Однак, вона має тенденцію прориватися крізь магнітний бар'єр і завдавати ушкоджень внутрішній стінці реактора. Демострація стійкого утримання плазми в робочому стані є однією з цілей ITER.
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 — 10x
- Середня температура — 100 млн.°С
- Тривалість стабільної плазми > 500 c
Фінансовий аспект Редагувати
Вартість проєкту оцінюється в €20 млрд.
Частки учасників (на етапі створення): Китай, Індія, Корея, Росія, США — кожна по 1/11 суми, Японія — 2/11, ЄС — 4/11.
Вступ нової країни до проєкту — €1 млрд.
Участь України в проєкті Редагувати
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. Ймовірною причиною є брак фінансування науки державою, адже для повноцінної участі в проєкті потрібно зібрати €1 млрд.
Однак, слід зазначити, що на рівні наукових інститутів, організацій та установ українські вчені беруть активну участь в 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 — це міжнародні проєкти Українського Науково-Технологічного Центру (УНТЦ). Зокрема було виконано такі проєкти, що стосувались даної галузі:
- Проєкт № 3535 «Інтелектуальні гальваномагнітні засоби для діагностики магнітного поля ITER» (2005—2007рр).
- Проєкт № 3988 «Радіаційностійкі холлівські зонди та пристрої для JET» (2007—2010рр).
Цікаві факти Редагувати
- Один кілограм тритію коштував в 2010 році порядка 30 млн доларів. Для запуску ITER буде потрібно як мінімум близько 3 кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4-10 кг. 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. Світова комерційна потреба на 1995 рік становить щорічно близько 400 г, і ще близько 2 кг було потрібно для підтримання ядерного арсеналу США(7 кг для світових військових споживачів). Близько 4 кг тритію в рік утворюється на АЕС, але не виділяється.
- 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 навіть перевищить ці потреби, що теоретично дозволило б забезпечувати тритієм і нові установки. Літій, що використовується в реакції, у спеціальному Покриття по розведенню тритію[en], є частиною покриття камери токамаку а нейтрони породжуються самою основною термоядерною реакцією.
- Для стабільної довготривалої роботи в умовах інтенсивного потоку нейтронів та високих температур розроблений спеціальний вид сталі. 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. Має значну кількість переваг у зрівнянні з аустенітними сталями (такі як 316L), сучасно застосованими у ядерних реакторах. Одне з завданнь ITER - це тестування операційної здатності EUROFER97, як основного матеріалу для захисту від нейтронного потоку.
Див. також Редагувати
- Токамак
- DEMO
- Wendelstein 7-X (Німецький дослідницький стеларатор)
- JT-60SA (Японський дослідницький токамак)
- National Ignition Facility (Центр дослідження ударного ядерного синтезу в США)
- RACE (Англійський центр розробки технологій для роботи в складних умовах)
Примітки Редагувати
- (англ.). Архів оригіналу за 30 січня 2020. Процитовано 21 листопада 2021.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 29 листопада 2021. Процитовано 29 листопада 2021.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 4 вересня 2018. Процитовано 28 липня 2020.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 28 травня 2020. Процитовано 28 липня 2020.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 28 травня 2020. Процитовано 20 липня 2020.
- ITER Council endorses updated project schedule to Deuterium-Tritium Operation (pdf). ITER (англ.). оригіналу за 21 вересня 2020. Процитовано 19 вересня 2020.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 1 лютого 2018. Процитовано 28 листопада 2021.
- . Reuters. 26 березня 2018. Архів оригіналу за 29 листопада 2021. Процитовано 29 листопада 2021.
- Is fusion power really viable? [ 26 вересня 2015 у Wayback Machine.] BBC News (5 березня 2010 р.)
- ↑ Tritium Supply Considerations [ 11 жовтня 2010 у Wayback Machine.], LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»
- Hisham Zerriffi (1996). . Institute for Energy and Environmental Research. Архів оригіналу за 19 жовтня 2014. Процитовано 13 листопада 2013.
- International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament [ 22 лютого 2015 у Wayback Machine.], CRC Press, 2004, page 15
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 1 лютого 2018. Процитовано 28 листопада 2021.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 18 травня 2019. Процитовано 28 листопада 2021.
- (англ.). iter.org. Архів оригіналу за 28 листопада 2021. Процитовано 28 листопада 2021.
- NRG completes testing of special steel for Iter [ 21 листопада 2021 у Wayback Machine.] , NEI Magazine [ 21 листопада 2021 у Wayback Machine.] (31 січня 2019 р.)
- 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.
- Causey, R. A.; Karnesky, R. A.; San Marchi, C. (1 січня 2012). У Konings, Rudy J. M. 4.16 - Tritium Barriers and Tritium Diffusion in Fusion Reactors. Comprehensive Nuclear Materials (англ.). Oxford: Elsevier. с. 511–549. ISBN 978-0-08-056033-5. doi:10.1016/b978-0-08-056033-5.00116-6.
Посилання Редагувати
- Офіційний сайт (англ.)
- (англ.)
- (англ.)
- Thorough overview of entire project
- The timescale to a commercial fusion power plant by 2050.
- ITER Європа (Fusion for Energy) (F4E) [ 23 квітня 2022 у Wayback Machine.] (англ.)
- ITER Росія [ 21 листопада 2021 у Wayback Machine.] (рос.)
- (фр.)
- IFMIF home page [ 21 листопада 2021 у Wayback Machine.].
- FIRE home page [ 5 серпня 2020 у Wayback Machine.], with current news on ITER and other burning plasma developments
- Princeton Plasma Physics Laboratory [ 27 квітня 2022 у Wayback Machine.]
- Fusion reactors explained by HowStuffWorks [ 7 грудня 2008 у Wayback Machine.]
- Institute for Plasma Research (IPR) (India) [ 20 червня 2014 у Wayback Machine.]