Вопросы и ответы по итэр

Набор основных задач ИТЭР можно ранжировать так:
- Продемонстрировать возможность управляемого термоядерного синтеза с временем горения и мощностью промышленного масштаба.
- На практике столкнуться и решить инженерные вопросы создания термоядерного реактора промышленного масштаба - при всей банальности это одна из важнейших и сложнейших задач ИТЭР, без которой невозможно понимание перспектив развития термоядерных электростанций в целом.
- Исследовать оставшиеся вопросы физики плазмы токамаков, в т.ч. возможно найти какие-то ее особенности, которые упростят создание промышленных термоядерных реакторов.
- На практике разработать и опробовать технологию размножающих тритий бланкетов - совершенно необходимая деталь для токамаков, ориентирующихся на термоядерную реакцию слияния дейтерия и трития.
- Накопить опыт организации строительства и эксплуатации термоядерных реакторов/электростанций.






Начнем с того, что ИТЭР не будет вырабатывать электроэнергию - все тепло будет просто сбрасываться в градирни системы охлаждения. Турбина оказалась слабо совместима с импульсными режимами работы, которые освоены для токамаков на сегодня (о них ниже) и интересами ученых. Поэтому получается, что мощностей у ИТЭР довольно много, давайте их перечислим:

- Мощность сбрасываемая в градирни всеми источниками тепла, максимальная - 1150 мегаватт.
- Мощность, выделяющаяся в плазме в разных режимах токамака от 250 до 700 мегаватт.
- Из них мощность термоядерной реакции от 200 до 630 мегаватт, а остальное вкладывается системами нагрева плазмы.
- При этом сам ИТЭР потребляет значительную мощность от "розетки" - порядка 600 мегаватт в момент горения (или как его называют - выстрела) плазмы и около 110 мегаватт при подготовке
- Еще большее количество энергии циркулирует в системе электропитания сверхпроводящих магнитов - из-за необходимости изменять ток в магнитах во время плазменного выстрела в системе магниты - реактивная компенсация гуляет около 2 гигаватт реактивной мощности. Из "розетки" эта система потребляет около 250 мегаватт, входящих в 600 общего потребления.
Таким образом, получается, что хотя с физической точки зрения ИТЭР, его термоядерная мощность в 10 раз превосходит мощность нагрева, с инженерной точки зрения ИТЭР не дотягивает даже до единицы. Однако связано это скорее не с принципиальной невозможностью, а оптимизацией затрат - пока выгоднее сделать токамак импульсным и не вырабатывающим энергию.



Одной из важных составляющих удержания плазмы в токамаке является кольцевой ток, который течет в этой плазме. Изначально, для простоты он всегда поддерживался по принципу трансформатора - если мы поместим в центр токамака большую катушку (называемую центральный соленоид или индуктор) и начнем изменять в ней ток, то по плазме потечет вторичный ток (как и в трансформаторе). Такой режим называется индуктивным. Однако таким образом можно поддерживать ток плазмы ограниченное время - пока центральный соленоид перекидывается от максимального к минимальному значению тока в себе (в случае ИТЭР это будет от +55 килоампер до -55 килоампер. К сожалению, чтобы развернуть процесс обратно, нужно поменять направление тока плазмы, на что уйдет слишком много энергии, чтобы это было разумным). В ИТЭР используется абсолютно рекордный центральный соленоид массой ~1000 тонн, и его запаса энергии хватает на 400 секунд индуктивного режима на номинальной мощности 500 мегаватт, или 100 секунд с током плазмы 17 мегампер, при котором мощность будет ~700 мегаватт.

Существует возможность и поддержания тока плазмы с помощью радиочастотных систем и инжекторов нейтрального пучка, вплоть до полностью неиндуктивного режима, когда центральный соленоид не задействуется. Такие режимы были продемонстрированы на токамаках и будут внедрены на ИТЭР. Смесь индуктивного и неиндуктивного режима ожидаемо называется гибридным.

На первой стадии ИТЭРу будут доступны гибридные режимы с мощностью до 400 мегаватт при длительности 1000 секунд. После апгрейда 3 инжектором нейтрального пучка и нижегибридным радиочастотным нагревом - полностью неиндуктивные, до часовых "импульсов" горения на мощности 400 мегаватт - и тут ограничениями уже выступают буферные емкости криосистемы и системы охлаждения.



Как уже отмечалось выше - турбогенератора у ИТЭР нет в основном по причинам не желания привносить еще и проблемы энергогенерации в инженерно-физическую установку.

Другие варианты, кроме классической паротурбинной схемы есть. Однако необходимо вспомнить, что 86% энергии термоядерной реакции дейтерий-тритий уносится нейтронами, и извлечь из них энергию можно только затормозив их в куске материала, который от этого нагреется. Получается, что для дейтерий-трития единственными вариантами с высоким кпд остаются тепловые машины - будь то паротурбинная установка или газотурбинная или парогазовая.

Для других видов термоядерных реакций распределение каналов ухода энергии из плазмы другое. Если посмотреть на 3 основные альтернативы дейтерий-тритию (DT): DD, DHe3, pB11 - то здесь основным каналом потери становится электромагнитное излучение - от СВЧ радиоволн до жесткого рентгена в случае pB11. Теоретически здесь как минимум часть энергии можно получать с помощью каких-то аналогов солнечных батарей (фотовольтаики), но на сегодня эта тема плохо изучена. Еще одним механизмом может быть отбор части горячей плазмы и прямое преобразование ее энергии в электричество. Устройства, способные это делать существуют и испытывались на плазменных устройствах (открытой ловушке Gamma-10). Однако инженерные перспективы подобного подхода и совместимость с необходимостью управления плазмой пока неясны.



Сегодня в мире основными наработчиками трития выступают тяжеловодные реакторы CANDU, из которых извлекают порядка 2 кг трития в год. ИТЭР потребует 3 кг для зарядки всех своих тритиевых подсистем, и примерно 1 кг за каждый год работы. Т.е. пока тритий потребляет только ИТЭР и работают CANDU - проблем нет. Однако если термоядерные реакторы на принципе DT токакмаков продолжат развиваться, то им понадобится самообеспечение по тритию, для чего на ИТЭР будет отрабатываться технологии размножающего бланкета, в котором потоком нейтронов из плазмы изотоп Li6 будет делиться с получением трития.



Проект международного термоядерного реактора очень долго не мог выбраться из обсуждений, доработок и переделок, и только в последние пару лет строительство и производство компонентов набрало темп. Сегодня начало сборки реактора в шахте намечено на 3 квартал 2019 года, а окончание и первый запуск - на декабрь 2025. Однако первый запуск будет на "голой" машине, лишенной основной части систем диагностики (изучения) и нагрева плазмы и возможности работать с тритием. После первой плазмы ИТЭР предстоит апгрейдится урывками еще 8-10 лет, в зависимости от финансирования, чтобы добраться до штатного комплекта оборудования и зажечь наконец термоядерную реакцию мощностью 500 мегаватт.

Стоимость ИТЭР в свою очередь - очень сложная материя. По идее просуммировать расходы участников, но не все они достоверно известно, кроме того финансирование ведется по сложной схеме - основная денег тратится на разработку и производство оборудования, которая каждая из стран обязалась поставить в проект в натурном виде, а часть передается деньгами в общий "котел" для работ международного агенства ИТЭР, которое занимается проектированием части машины, координацией, сборкой и т.п. Общие расходы сейчас оцениваются в 22 миллиарда евро, что автоматически ставит ИТЭР на первое место по стоимости среди научных установок.



Термоядерная плазма опасна для находящихся вблизи конструкций (внутренних стенок камеры и дивертора итд.) по причине ЭМ излучения и потока нейтронов. Электромагнитное излучение поглощается интенсивно охлаждаемыми металлическими поверхностями, и грозит перегревом (короблением, плавлением и т.п.) только в случае отказа охлаждения.

С нейтронным потоком сложнее: мгновенный поток очень жесткий из-за высокой энергии нейтронов (в 14 раз выше, чем в быстром реакторе), и довольно высокий флюэнс (плотность потока нейтронов), всего в 10 раз ниже, чем пиковый в ядерном реакторе.

Но при этом интегральная величина за время работы не так велика - ИТЭР же импульсный и экспериментальный, а это важно для оценки степени повреждений материала.

В итоге, живучесть первой стенки (а это основная деталь, подверженная электромагнитными и нейтронным нагрузкам) - 5 лет, причем определяется не структурными повреждениями как таковыми, а в основном плазменной эрозией и деградацией медного теплоотводящего основания (тут уже как раз из-за нейтронов). Для сравнения - нагрузка ПС до съема будет 0,3 с.н.а, а нагрузка, скажем, выгородки ВВЭР-1000 до съема - 30 с.н.а., нагрузка оболочек твэлов в быстром реакторе - 60 с.н.а. и в перспективных материалах - 100+ с.н.а.

Однако при достижении коммерчески интересных параметров термоядерного реактора повреждения внутренних конструкций излучениями плазмы становятся определяющими. Для поиска новых материалов в японии сооружается новая лаборатория IFMIF.



Первая стенка и дивертор (который будет иметь срок службы 10-15 лет) сменные. Замена будет проводиться роботизированной системой обслуживания.