Днес много страни участват в термоядрени изследвания. Лидерите са Европейският съюз, САЩ, Русия и Япония, докато програмите в Китай, Бразилия, Канада и Корея бързо се разширяват. Първоначално термоядрените реактори в САЩ и СССР бяха свързани с разработването на ядрени оръжия и останаха класифицирани до конференцията „Атомите за мир“, която се проведе в Женева през 1958 г. След създаването на съветския токамак изследванията в областта на ядрения синтез се превръщат в „голяма наука“ през 70-те години. Но цената и сложността на устройствата се увеличиха до точката, в която международното сътрудничество се превърна в единствения път напред.
Термоядрените реактори в света
От 70-те години на миналия век комерсиалното използване на термоядрена енергия непрекъснато се забавя с 40 години. През последните години обаче се случиха много неща, които може да позволят този период да бъде съкратен.
Построени са няколко токамака, включително европейският JET, британският MAST и експерименталният термоядрен реактор TFTR в Принстън, САЩ. Международният проект ITER в момента се изгражда в Кадараш, Франция. Това ще бъде най-големият токамак, когато започне да работи през 2020 г. През 2030 г. Китай ще построи CFETR, който ще надмине ITER. Междувременно Китай провежда изследвания върху експерименталния свръхпроводящ токамак EAST.
Друг тип термоядрен реактор, стелаторите, също е популярен сред изследователите. Един от най-големите, LHD, започна работа в Японския национален институт през 1998 г. Използва се за намиране на най-добрата магнитна конфигурация за задържане на плазмата. Германският институт "Макс Планк" проведе изследвания в реактора Wendelstein 7-AS в Гархинг между 1988 и 2002 г., а в момента в реактора Wendelstein 7-X, чието изграждане отне повече от 19 години. Друг стеларатор TJII работи в Мадрид, Испания. В САЩ Принстънската лаборатория (PPPL), която построи първия термоядреен реактор от този тип през 1951 г., спря изграждането на NCSX през 2008 г. поради надхвърляне на разходите и липса на финансиране.
Освен това е постигнат значителен напредък в изследванията на инерционния синтез. Изграждането на Националното съоръжение за запалване (NIF) на стойност 7 милиарда долара в Националната лаборатория в Ливърмор (LLNL), финансирано от Националната администрация за ядрена сигурност, беше завършено през март 2009 г. Френският лазерен мегаджоул (LMJ) започна работа през октомври 2014 г. Термоядрените реактори използват лазери, доставящи около 2 милиона джаула светлинна енергия в рамките на няколко милиардни от секундата към цел с размери няколко милиметра, за да предизвикат реакция на ядрен синтез. Основната мисия на NIF и LMJ е изследване в подкрепа на националните военни ядрени програми.
ITER
През 1985 г. Съветският съюз предложи изграждането на токамак от ново поколение съвместно с Европа, Япония и Съединените щати. Работата е извършена под егидата на МААЕ. Между 1988 и 1990 г. бяха създадени първите проекти за международния термоядрен експериментален реактор ITER, което също означава "път" или "пътешествие" на латински, за да докаже, че синтезът може да произведе повече енергия, отколкото поглъща. Канада и Казахстан също участваха с посредничеството съответно на Евратом и Русия.
Шест години по-късно бордът на ITER одобри първия цялостен дизайн на реактор, базиран на установена физика и технология, струващ 6 милиарда долара. След това САЩ се оттеглиха от консорциума, което ги принуди да намалят наполовина разходите и да променят проекта. Резултатът е ITER-FEAT, който струва 3 милиарда долара, но постига самоподдържаща се реакция и положителен енергиен баланс.
През 2003 г. САЩ се присъединиха отново към консорциума, а Китай обяви желанието си да участва. В резултат на това в средата на 2005 г. партньорите се съгласиха да построят ITER в Кадараш в южната част на Франция. ЕС и Франция допринесоха с половината от 12,8 милиарда евро, докато Япония, Китай, Южна Корея, САЩ и Русия допринесоха с по 10%. Япония предостави високотехнологични компоненти, поддържаше съоръжение IFMIF на стойност 1 милиард евро, предназначено за тестване на материали, и имаше правото да построи следващия тестов реактор. Общата цена на ITER включва половината разходи за 10 години строителство и половината за 20 години експлоатация. Индия стана седмият член на ITER в края на 2005 г.
Експериментите трябва да започнат през 2018 г. с помощта на водород, за да се избегне активирането на магнитите. Използването на D-T плазма не се очаква преди 2026 г.
Целта на ITER е да генерира 500 MW (поне за 400 s), използвайки по-малко от 50 MW входна мощност, без да генерира електричество.
Демонстрационната електроцентрала от два гигавата на Demo ще произвежда в големи мащаби непрекъснато. Концептуалният проект на Demo ще бъде завършен до 2017 г., като строителството ще започне през 2024 г. Изстрелването ще се състои през 2033 г.
JET
През 1978 г. ЕС (Евратом, Швеция и Швейцария) стартира съвместния европейски проект JET в Обединеното кралство. Днес JET е най-големият работещ токамак в света. Подобен реактор JT-60 работи в японския Национален институт за синтез, но само JET може да използва деутериево-тритиево гориво.
Реакторът беше пуснат през 1983 г. и стана първият експеримент, който доведе до контролиран термоядрен синтез с мощност до 16 MW за една секунда и 5 MW стабилна мощност върху деутериево-тритиева плазма през ноември 1991 г. Проведени са много експерименти за изследване на различни отоплителни схеми и други техники.
По-нататъшните подобрения на JET включват увеличаване на неговата мощност. Компактният реактор MAST се разработва съвместно с JET и е част от проекта ITER.
K-STAR
K-STAR е корейски свръхпроводящ токамак от Националния институт за изследване на синтеза (NFRI) в Даеджон, който произведе първата си плазма в средата на 2008 г. ITER, който е резултат от международно сътрудничество. Токамак с радиус от 1,8 m е първият реактор, който използва Nb3Sn свръхпроводящи магнити, същите, които са планирани за ITER. По време на първата фаза, завършена до 2012 г., K-STAR трябваше да докаже жизнеспособността на основните технологии и да постигне плазмени импулси с продължителност до 20 секунди. На втория етап (2013-2017 г.) той се модернизира за изследване на дълги импулси до 300 s в режим H и преминаване към високопроизводителен AT режим. Целта на третата фаза (2018-2023 г.) е постигане на висока производителност и ефективност в дългоимпулсен режим. На етап 4 (2023-2025 г.) ще бъдат тествани DEMO технологиите. Устройството не може да работи с тритий и не използва D-T гориво.
K-ДЕМО
Разработен в сътрудничество с Принстънската лаборатория по физика на плазмата (PPPL) на Министерството на енергетиката на САЩ и NFRI на Южна Корея, K-DEMO е предназначен да бъде следващата стъпка в разработването на комерсиални реактори отвъд ITER и ще бъде първата електроцентрала, способна да генерира енергия в електрическата мрежа, а именно 1 милион kW в рамките на няколко седмици. Той ще бъде с диаметър 6,65 м и ще има модул за зона за възпроизвеждане, създаден като част от проекта DEMO. Корейското министерство на образованието, науката и технологиите планира да инвестира около трилион корейски вона (941 милиона долара) в него.
ИЗТОК
Китайският експериментален усъвършенстван свръхпроводящ токамак (EAST) в Института по физика на Китай в Хефей създаде водородна плазма при температура от 50 милиона °C и я поддържаше в продължение на 102 s.
TFTR
В американската лаборатория PPPL експерименталният термоядрен реактор TFTR работи от 1982 до 1997 г. През декември 1993 г. TFTR стана първият магнитен токамак, който проведе обширни експерименти с деутериево-тритиева плазма. На следващата година реакторът произведе рекордните за онова време 10,7 MW контролируема мощност, а през 1995 г. беше достигнат температурен рекорд от 510 милиона °C. Съоръжението обаче не постигна целта за рентабилност на термоядрената енергия, но успешно изпълни целите на хардуерния дизайн, като даде значителен принос за развитието на ITER.
LHD
LHD в Японския национален институт за синтез в Токи, префектура Гифу, беше най-големият стеларатор в света. Термоядреният реактор беше пуснат през 1998 г. и демонстрира свойства за задържане на плазмата, сравними с други големи съоръжения. Постигнати са йонна температура от 13,5 keV (около 160 милиона °C) и енергия от 1,44 MJ.
Венделщайн 7-X
След една година тестове, които започнаха в края на 2015 г., температурите на хелия за кратко достигнаха 1 милион °C. През 2016 г. реактор за синтез на водородна плазма, използващ 2 MW мощност, достигна температура от 80 милиона °C в рамките на четвърт секунда. W7-X е най-големият стеларатор в света и се планира да работи непрекъснато в продължение на 30 минути. Цената на реактора беше 1 милиард евро.
NIF
Националното съоръжение за запалване (NIF) в Националната лаборатория в Ливърмор (LLNL) беше завършено през март 2009 г. Използвайки своите 192 лазерни лъча, NIF е в състояние да концентрира 60 пъти повече енергия от всяка предишна лазерна система.
Студен синтез
През март 1989 г. двама изследователи, американецът Стенли Понс и британецът Мартин Флейшман, обявиха, че са пуснали обикновен настолен реактор за студен синтез, работещ при стайна температура. Процесът включва електролиза на тежка вода с помощта на паладиеви електроди, върху които деутериевите ядра са концентрирани до висока плътност. Изследователите казват, че произвежда топлина, която може да бъде обяснена само от гледна точка на ядрени процеси, и има странични продукти от синтеза, включително хелий, тритий и неутрони. Други експериментатори обаче не успяха да повторят този експеримент. По-голямата част от научната общност не вярва, че реакторите за студен синтез са реални.
Ядрени реакции с ниска енергия
Инициирани от твърдения за "студен синтез", изследванията продължават в нискоенергийната област с известна емпирична подкрепа, но без общоприето научно обяснение. Очевидно слабите ядрени взаимодействия се използват за създаване и улавяне на неутрони (а не мощна сила, както при синтеза им). Експериментите включват водород или деутерий, преминаващи през каталитичен слой и реагиращи с метал. Изследователите съобщават за наблюдавано освобождаване на енергия. Основният практически пример е взаимодействието на водород с никелов прах, при което се отделя топлина в количество, по-голямо от това, което може да произведе всяка химическа реакция.
Термоядрена електроцентрала.
В момента учените работят върху създаването на термоядрена електроцентрала, чието предимство е да осигурява на човечеството електричество за неограничено време. Термоядрената електроцентрала работи на базата на термоядрен синтез - реакцията на синтез на тежки водородни изотопи с образуването на хелий и освобождаването на енергия. Реакцията на термоядрен синтез не произвежда газообразни или течни радиоактивни отпадъци и не произвежда плутоний, който се използва за производство на ядрени оръжия. Ако вземем предвид също, че горивото за термоядрените станции ще бъде тежкият водороден изотоп деутерий, който се получава от обикновена вода - половин литър вода съдържа термоядрена енергия, еквивалентна на тази, получена при изгаряне на варел с бензин - тогава предимствата на електроцентрали, базирани на термоядрени реакции, стават очевидни.
По време на термоядрена реакция се освобождава енергия, когато леките атоми се комбинират и трансформират в по-тежки. За да се постигне това, е необходимо газът да се нагрее до температура над 100 милиона градуса – много по-висока от температурата в центъра на Слънцето.
Газът при тази температура се превръща в плазма. В същото време атомите на водородните изотопи се сливат, превръщайки се в атоми на хелий и неутрони и освобождавайки голямо количество енергия. Търговска електроцентрала, работеща на този принцип, би използвала енергията на неутроните, модерирана от слой плътен материал (литий).
В сравнение с атомна електроцентрала термоядреният реактор ще остави много по-малко радиоактивни отпадъци.
Международен термоядрен реактор ITER
Участниците в международния консорциум за създаване на първия в света термоядрен реактор ITER подписаха в Брюксел споразумение, с което стартира практическото изпълнение на проекта.
Представители на Европейския съюз, САЩ, Япония, Китай, Южна Корея и Русия възнамеряват да започнат строителството на експерименталния реактор през 2007 г. и да го завършат в рамките на осем години. Ако всичко върви по план, то до 2040 г. може да бъде построена демонстрационна електроцентрала, работеща на новия принцип.
Иска ми се да вярвам, че ерата на опасните за околната среда водноелектрически и атомни електроцентрали скоро ще приключи и ще дойде време за нова електроцентрала - термоядрена, чийто проект вече се изпълнява. Но въпреки факта, че проектът ITER (Международен термоядрен реактор) е почти готов; Въпреки факта, че вече в първите работещи експериментални термоядрени реактори е получена мощност над 10 MW - нивото на първите атомни електроцентрали, първата термоядрена електроцентрала няма да започне да работи по-рано от двадесет години, тъй като цената й е много висока . Стойността на работата се оценява на 10 милиарда евро - това е най-скъпият международен проект за електроцентрала. Половината от разходите за изграждането на реактора се покриват от Европейския съюз. Останалите участници в консорциума ще отделят 10% от оценката.
Сега планът за изграждането на реактора, който ще стане най-скъпият съвместен научен проект оттогава, трябва да бъде ратифициран от парламентаристите на страните-членки на консорциума.
Реакторът ще бъде построен в южната френска провинция Прованс, в околностите на град Кадараш, където се намира френският център за ядрени изследвания.
Контролираният термоядрен синтез е синята мечта на физиците и енергийните компании, която те лелеят от десетилетия. Поставянето на изкуствено слънце в клетка е страхотна идея. „Но проблемът е, че не знаем как да създадем такава кутия“,- каза Нобеловият лауреат Пиер Жил дьо Жен през 1991 г. До средата на 2018 г. обаче вече знаем как. И дори строим. Най-добрите умове в света работят върху проекта на международния експериментален термоядрен реактор ITER - най-амбициозният и скъп експеримент на съвременната наука.
Такъв реактор струва пет пъти повече от Големия адронен колайдер. По проекта работят стотици учени от цял свят. Неговото финансиране лесно може да надхвърли 19 милиарда евро, а първата плазма ще бъде пусната в реактора едва през декември 2025 г. И въпреки постоянните закъснения, технологичните трудности и недостатъчното финансиране от отделните участващи страни, най-голямата в света термоядрена „вечна машина“ се изгражда. Има много повече предимства, отколкото недостатъци. кои? Започваме разказа за най-амбициозния научен строителен проект на нашето време с теория.
Какво е токамак?
Под въздействието на огромни температури и гравитация в дълбините на нашето Слънце и други звезди се случва термоядрен синтез. Водородните ядра се сблъскват, образуват по-тежки хелиеви атоми и в същото време освобождават неутрони и огромни количества енергия.
Съвременната наука е стигнала до извода, че при най-ниската начална температура най-голямо количество енергия се получава при реакцията между изотопите на водорода - деутерий и тритий. Но за това са важни три условия: висока температура (около 150 милиона градуса по Целзий), висока плътност на плазмата и високо време на задържане на плазмата.
Факт е, че няма да можем да създадем такава колосална плътност като тази на Слънцето. Всичко, което остава, е да се нагрее газът до състояние на плазма с помощта на свръхвисоки температури. Но никой материал не може да издържи контакт с толкова гореща плазма. За да направи това, академик Андрей Сахаров (по предложение на Олег Лаврентиев) през 50-те години на миналия век предложи да се използват тороидални (с форма на куха поничка) камери с магнитно поле, което да задържа плазмата. По-късно е въведен терминът - токамак.
Съвременните електроцентрали, изгарящи изкопаеми горива, преобразуват механичната енергия (например въртене на турбина) в електричество. Токамаците ще използват енергия от термоядрен синтез, абсорбирана като топлина от стените на устройството, за нагряване и производство на пара, която ще върти турбините.
Първият токамак в света. Съветски Т-1. 1954 г
Малки експериментални токамаци са построени по целия свят. И те успешно доказаха, че човек може да създаде високотемпературна плазма и да я поддържа в стабилно състояние за известно време. Но индустриалните дизайни са все още далече.
Монтаж на Т-15. 1980 г
Предимства и недостатъци на термоядрените реактори
Типичните ядрени реактори работят с десетки тонове радиоактивно гориво (което в крайна сметка се превръща в десетки тонове радиоактивни отпадъци), докато термоядреният реактор изисква само стотици грама тритий и деутерий. Първият може да бъде произведен в самия реактор: неутроните, освободени по време на синтеза, ще засегнат стените на реактора с литиеви примеси, от които се появява тритий. Запасите от литий ще стигнат за хиляди години. Няма да има и недостиг на деутерий – той се произвежда в света в десетки хиляди тонове годишно.
Термоядреният реактор не произвежда емисии на парникови газове, което е типично за изкопаемите горива. А страничният продукт под формата на хелий-4 е безвреден инертен газ.
Освен това термоядрените реактори са безопасни. При всяка катастрофа термоядрената реакция просто ще спре без никакви сериозни последствия за околната среда или персонала, тъй като няма да има нищо, което да поддържа реакцията на синтез: тя се нуждае от твърде парникови условия.
Термоядрените реактори обаче имат и недостатъци. На първо място, това е баналната трудност при започване на самоподдържаща се реакция. Има нужда от дълбок вакуум. Сложните системи за магнитно задържане изискват огромни свръхпроводящи магнитни бобини.
И не забравяйте за радиацията. Въпреки някои стереотипи за безвредността на термоядрените реактори, бомбардирането на околната среда с неутрони, произведени по време на термоядрения синтез, не може да бъде отменено. Това бомбардиране води до радиация. Следователно поддръжката на реактора трябва да се извършва дистанционно. Гледайки напред, нека кажем, че след изстрелването роботите директно ще поддържат токамака ITER.
Освен това радиоактивният тритий може да бъде опасен, ако попадне в тялото. Вярно е, че ще бъде достатъчно да се погрижите за правилното му съхранение и да създадете предпазни бариери по всички възможни пътища за разпространението му в случай на авария. В допълнение, полуживотът на трития е 12 години.
Когато е положена необходимата минимална основа на теорията, можете да преминете към героя на статията.
Най-амбициозният проект на нашето време
През 1985 г. в Женева се състоя първата от много години лична среща на ръководителите на СССР и САЩ. Преди това Студената война беше достигнала своя връх: суперсилите бойкотираха Олимпиадата, изградиха ядрения си потенциал и нямаха намерение да влизат в никакви преговори. Тази среща на върха на двете страни на неутрална територия се отличава с още едно важно обстоятелство. По време на нея генералният секретар на ЦК на КПСС Михаил Горбачов предложи да се реализира съвместен международен проект за развитие на термоядрената енергия за мирни цели.
Те пристигат във Франция по море и от пристанището до строителната площадка се доставят по път, специално преустроен от френското правителство. Страната похарчи 110 милиона евро и 4 години работа за 104-те километра от ITER Path. Трасето е разширено и укрепено. Факт е, че до 2021 г. през него ще преминат 250 конвоя с огромен товар. Най-тежките части достигат 900 тона, най-високите - 10 метра, най-дългите - 33 метра.
ITER все още не е пуснат в експлоатация. Вече обаче има проект за електроцентрала за ядрен синтез DEMO, чиято цел е да демонстрира привлекателността на комерсиалното използване на технологията. Този комплекс ще трябва непрекъснато (а не импулсно, като ITER) да генерира 2 GW енергия.
Времето на новия глобален проект зависи от успеха на ITER, но според плана от 2012 г. първото изстрелване на DEMO ще се случи не по-рано от 2044 г.
ITER - Международен термоядрен реактор (ITER)
Потреблението на енергия от човека нараства всяка година, което тласка енергийния сектор към активно развитие. По този начин с появата на атомните електроцентрали количеството енергия, генерирана по света, се увеличи значително, което направи възможно безопасното използване на енергия за всички нужди на човечеството. Така например 72,3% от произведената електроенергия във Франция идва от атомни електроцентрали, в Украйна - 52,3%, в Швеция - 40,0%, във Великобритания - 20,4%, в Русия - 17,1%. Технологиите обаче не стоят неподвижни и за да отговорят на по-нататъшните енергийни нужди на бъдещите страни, учените работят върху редица иновативни проекти, един от които е ITER (Международен термоядрен експериментален реактор).
Въпреки че рентабилността на тази инсталация все още е под въпрос, според работата на много изследователи, създаването и последващото развитие на контролирана технология за термоядрен синтез може да доведе до мощен и безопасен източник на енергия. Нека да разгледаме някои от положителните аспекти на такава инсталация:
- Основното гориво на термоядрения реактор е водородът, което означава практически неизчерпаеми запаси от ядрено гориво.
- Водородът може да се произвежда чрез преработка на морска вода, която е достъпна в повечето страни. От това следва, че не може да възникне монопол върху горивните ресурси.
- Вероятността от аварийна експлозия по време на работа на термоядрен реактор е много по-малка, отколкото по време на работа на ядрен реактор. Според изследователите дори в случай на авария радиационните емисии няма да представляват опасност за населението, което означава, че няма нужда от евакуация.
- За разлика от ядрените реактори, термоядрените реактори произвеждат радиоактивни отпадъци, които имат кратък полуживот, което означава, че се разпадат по-бързо. Освен това в термоядрените реактори няма продукти на горене.
- Термоядреният реактор не изисква материали, които се използват и за ядрени оръжия. Това елиминира възможността производството на ядрено оръжие да бъде прикрито чрез преработка на материали за нуждите на ядрен реактор.
Термоядрен реактор - изглед отвътре
Съществуват обаче и редица технически недостатъци, с които изследователите постоянно се сблъскват.
Например сегашната версия на горивото, представена под формата на смес от деутерий и тритий, изисква разработването на нови технологии. Например, в края на първата серия от тестове на термоядрения реактор JET, най-големият до момента, реакторът стана толкова радиоактивен, че беше необходимо разработването на специална роботизирана система за поддръжка, за да завърши експеримента. Друг разочароващ фактор при работата на термоядрен реактор е неговата ефективност - 20%, докато ефективността на атомната електроцентрала е 33-34%, а топлоелектрическата централа е 40%.
Създаване на проекта ITER и пускане на реактора
Проектът ITER датира от 1985 г., когато Съветският съюз предложи съвместното създаване на токамак - тороидална камера с магнитни намотки, които могат да задържат плазма с помощта на магнити, като по този начин създават необходимите условия за протичане на реакция на термоядрен синтез. През 1992 г. беше подписано четиристранно споразумение за разработването на ITER, страни по което бяха ЕС, САЩ, Русия и Япония. През 1994 г. към проекта се присъединява Република Казахстан, през 2001 г. - Канада, през 2003 г. - Южна Корея и Китай, през 2005 г. - Индия. През 2005 г. е определено мястото за изграждане на реактора - Изследователският център за ядрена енергия Кадараш, Франция.
Изграждането на реактора започна с подготовката на яма за фундамента. Така че параметрите на ямата бяха 130 х 90 х 17 метра. Целият комплекс от токамак ще тежи 360 000 тона, от които 23 000 тона са самият токамак.
Различни елементи от комплекса ITER ще бъдат разработени и доставени на строителната площадка от цял свят. Така през 2016 г. част от проводниците за полоидални намотки бяха разработени в Русия, които след това бяха изпратени в Китай, който ще произвежда самите намотки.
Очевидно такава мащабна работа не е никак лесна за организиране, редица страни многократно не успяха да изпълнят графика на проекта, в резултат на което пускането на реактора постоянно се отлагаше. И така, според миналогодишното (2016) съобщение от юни: „получаването на първата плазма е планирано за декември 2025 г.“
Работният механизъм на токамака ITER
Терминът "токамак" идва от руски акроним, който означава "тороидална камера с магнитни бобини".
Сърцето на токамака е неговата вакуумна камера с форма на тор. Вътре, при екстремна температура и налягане, водородният горивен газ се превръща в плазма – горещ, електрически зареден газ. Както е известно, звездната материя е представена от плазма, а термоядрените реакции в слънчевото ядро протичат именно при условия на повишена температура и налягане. Подобни условия за образуване, задържане, компресия и нагряване на плазмата се създават с помощта на масивни магнитни намотки, които са разположени около вакуумен съд. Въздействието на магнитите ще ограничи горещата плазма от стените на съда.
Преди да започне процесът, въздухът и примесите се отстраняват от вакуумната камера. След това се зареждат магнитни системи, които ще помогнат за контролиране на плазмата и се въвежда газообразно гориво. Когато през съда премине мощен електрически ток, газът се разделя електрически и се йонизира (т.е. електроните напускат атомите) и образува плазма.
Тъй като плазмените частици се активират и сблъскват, те също започват да се нагряват. Техниките за подпомагане на нагряването помагат на плазмата да достигне температури между 150 и 300 милиона °C. Частиците, „развълнувани“ до тази степен, могат да преодолеят естественото си електромагнитно отблъскване при сблъсък, като такива сблъсъци освобождават огромни количества енергия.
Дизайнът на токамак се състои от следните елементи:
Вакуумен съд
("поничка") е тороидална камера, изработена от неръждаема стомана. Големият му диаметър е 6 m, а височината му е 1400 m 3, а теглото му е повече от 5000 тона между стените ще циркулира охлаждаща течност, която ще бъде дестилирана вода. За да се избегне замърсяване на водата, вътрешната стена на камерата е защитена от радиоактивно излъчване с помощта на одеяло.
Одеяло
(“одеало”) – състои се от 440 фрагмента, покриващи вътрешната повърхност на камерата. Общата площ на банкета е 700 м2. Всеки фрагмент представлява своеобразна касета, чийто корпус е изработен от мед, а предната стена е подвижна и е изработена от берилий. Параметрите на касетите са 1x1,5 m, а масата е не повече от 4,6 тона. Такива берилиеви касети ще забавят образуваните по време на реакцията неутрони с висока енергия. По време на забавянето на неутроните, топлината ще бъде освободена и отстранена от охладителната система. Трябва да се отбележи, че берилиевият прах, образуван в резултат на работата на реактора, може да причини сериозно заболяване, наречено берилий, а също така има канцерогенен ефект. Поради тази причина в комплекса се разработват строги мерки за сигурност.
Токамак в разрез. Жълто - соленоид, оранжево - магнити с тороидално поле (TF) и полоидално поле (PF), синьо - одеяло, светло синьо - VV - вакуумен съд, лилаво - дивертор
(„пепелник“) от полоидален тип е устройство, чиято основна задача е да „почисти“ плазмата от мръсотия, получена в резултат на нагряване и взаимодействие на стените на камерата, покрити с одеяло, с нея. Когато такива замърсители навлязат в плазмата, те започват да излъчват интензивно, което води до допълнителни загуби на радиация. Той се намира в долната част на токомака и използва магнити, за да насочва горните слоеве плазма (които са най-замърсени) в охладителната камера. Тук плазмата се охлажда и се превръща в газ, след което се изпомпва обратно от камерата. Берилиевият прах, след като влезе в камерата, практически не може да се върне обратно в плазмата. Така плазменото замърсяване остава само на повърхността и не прониква по-дълбоко.
Криостат
- най-големият компонент на токамака, който е обвивка от неръждаема стомана с обем 16 000 m 2 (29,3 х 28,6 m) и маса 3850 тона, ще бъдат разположени вътре в криостата, а самият той ще служи като бариера между токамака и външната среда. На вътрешните му стени ще има термични екрани, охлаждани от циркулиращ азот при температура 80 K (-193,15 °C).
Магнитна система
– набор от елементи, които служат за задържане и контрол на плазмата във вакуумен съд. Това е набор от 48 елемента:
- Намотките с тороидално поле са разположени извън вакуумната камера и вътре в криостата. Те са представени в 18 части, всяка с размери 15 x 9 m и тежаща приблизително 300 тона Заедно тези намотки генерират магнитно поле от 11,8 Tesla около плазмения тор и съхраняват енергия от 41 GJ.
- Намотки с полоидно поле – разположени отгоре на намотките с тороидално поле и вътре в криостата. Тези намотки са отговорни за генерирането на магнитно поле, което отделя плазмената маса от стените на камерата и компресира плазмата за адиабатно нагряване. Броят на тези намотки е 6. Две от намотките са с диаметър 24 m, а останалите четири са малко по-малки.
- Централният соленоид се намира във вътрешната част на тороидалната камера или по-скоро в „дупката на поничката“. Принципът на действие е подобен на трансформатор, а основната задача е да възбуди индуктивен ток в плазмата.
- Коригиращите бобини са разположени вътре във вакуумния съд, между одеялото и стената на камерата. Тяхната задача е да поддържат формата на плазмата, способна локално да се „издува“ и дори да докосва стените на съда. Позволява ви да намалите нивото на взаимодействие на стените на камерата с плазмата и следователно нивото на нейното замърсяване, а също така намалява износването на самата камера.
Структура на комплекса ITER
Дизайнът на токамак, описан по-горе „накратко“, е изключително сложен иновативен механизъм, сглобен чрез усилията на няколко държави. За пълното му функциониране обаче е необходим цял комплекс от сгради, разположени в близост до токамака. Сред тях:
- Система за контрол, достъп до данни и комуникация – CODAC. Разположен в редица сгради на комплекса ITER.
- Съхранение на гориво и горивна система - служи за доставяне на гориво до токамака.
- Вакуумна система - състои се от повече от четиристотин вакуумни помпи, чиято задача е да изпомпват продуктите на термоядрената реакция, както и различни замърсители от вакуумната камера.
- Криогенна система – представена от азотна и хелиева верига. Веригата на хелия ще нормализира температурата в токамака, чиято работа (и следователно температурата) не се извършва непрекъснато, а на импулси. Азотната верига ще охлажда топлинните щитове на криостата и самата хелиева верига. Ще има и система за водно охлаждане, която е насочена към понижаване на температурата на покривните стени.
- Захранване. Токамакът ще изисква приблизително 110 MW енергия, за да работи непрекъснато. За да се постигне това, ще бъдат монтирани километрични електропроводи и свързани с френската индустриална мрежа. Струва си да припомним, че експерименталната инсталация ITER не осигурява производство на енергия, а работи само в научни интереси.
Финансиране на ITER
Международният термоядрен реактор ITER е доста скъпо начинание, което първоначално беше оценено на 12 милиарда долара, като Русия, САЩ, Корея, Китай и Индия представляват 1/11 от сумата, Япония - 2/11, а ЕС - 4 /11 . По-късно тази сума нараства до 15 милиарда долара. Трябва да се отбележи, че финансирането се осъществява чрез доставката на оборудване, необходимо за комплекса, което се разработва във всяка страна. Така Русия доставя одеяла, устройства за плазмено нагряване и свръхпроводящи магнити.
Проектна перспектива
В момента се извършва изграждането на комплекса ITER и производството на всички необходими компоненти за токамака. След планираното изстрелване на токамака през 2025 г. ще започне серия от експерименти, въз основа на резултатите от които ще бъдат отбелязани аспекти, които изискват подобрение. След успешното въвеждане в експлоатация на ITER се планира изграждането на електроцентрала, базирана на термоядрен синтез, наречена DEMO (DEMOnstration Power Plant). Целта на DEMo е да демонстрира така наречената "търговска привлекателност" на термоядрената енергия. Ако ITER е в състояние да генерира само 500 MW енергия, тогава DEMO ще позволи непрекъснато генериране на 2 GW енергия.
Все пак трябва да се има предвид, че експерименталното съоръжение ITER няма да произвежда енергия, а целта му е да се получат чисто научни ползи. И както знаете, този или онзи физически експеримент може не само да отговори на очакванията, но и да донесе нови знания и опит на човечеството.