Сьогодні багато країн беруть участь у термоядерних дослідженнях. Лідерами є Європейський Союз, США, Росія та Японія, а програми Китаю, Бразилії, Канади та Кореї стрімко нарощуються. Спочатку термоядерні реактори у США та СРСР були пов'язані з розробкою ядерної зброї та залишалися засекреченими до конференції «Атоми для миру», яка відбулася в Женеві 1958 року. Після створення радянського токамака дослідження ядерного синтезу 1970 року стали «великою наукою». Але вартість та складність пристроїв збільшувалася до точки, коли міжнародне співробітництво стало єдиною можливістю просуватися вперед.
Термоядерні реактори у світі
Починаючи з 1970-х років, початок комерційного використання енергії синтезу постійно відсувалося на 40 років. Однак останніми роками сталося багато чого, завдяки чому цей термін може бути скорочений.
Побудовано кілька токамаків, у тому числі європейський JET, британський MAST та експериментальний термоядерний реактор TFTR у Прінстоні, США. Міжнародний проект ITER в даний час знаходиться на стадії будівництва в Кадараші, Франція. Він стане найбільшим токамаком, коли запрацює у 2020 роках. У 2030 році в Китаї буде побудовано CFETR, який перевершить ITER. Тим часом КНР проводить дослідження на експериментальному надпровідному токамаку EAST.
Термоядерні реактори іншого типу – стелатори – також популярні у дослідників. Один з найбільших LHD почав роботу в японському Національному інституті в 1998 році. Він використовується для пошуку найкращої магнітної конфігурації утримання плазми. Німецький Інститут Макса Планка в період з 1988 по 2002 рік проводив дослідження на реакторі Wendelstein 7-AS у Гархінгу, а зараз – на Wendelstein 7-X, будівництво якого тривало понад 19 років. Інший Стеларатор TJII експлуатується в Мадриді, Іспанія. У Прінстонській лабораторії (PPPL), де був побудований перший термоядерний реактор даного типу в 1951 році, в 2008 році зупинила будівництво NCSX через перевитрату коштів і відсутність фінансування.
Крім того, досягнуто значних успіхів у дослідженнях інерційного термоядерного синтезу. Будівництво National Ignition Facility (NIF) вартістю 7 млрд $ у Ліверморській національній лабораторії (LLNL), що фінансується Національною адміністрацією з ядерної безпеки, було завершено в березні 2009 р. Французька Laser Mégajoule (LMJ) розпочала роботу у жовтні 2014 року. Термоядерні реактори використовують доставлені лазерами протягом декількох мільярдних часток секунди близько 2 млн джоулів світлової енергії в ціль розміром кілька міліметрів для запуску реакції ядерного синтезу. Основним завданням NIF та LMJ є дослідження щодо підтримки національних військових ядерних програм.
ITER
У 1985 р. Радянський Союз запропонував побудувати токамак наступного покоління спільно з Європою, Японією та США. Робота велася під егідою МАГАТЕ. У період з 1988 по 1990 рік були створені перші проекти Міжнародного термоядерного експериментального реактора ITER, що також означає «шлях» або «подорож» латиною, з метою довести, що синтез може виробляти більше енергії, ніж поглинати. Канада та Казахстан також взяли участь за посередництва Євратома та Росії відповідно.
Через 6 років рада ITER схвалила перший комплексний проект реактора на основі усталеної фізики та технології вартістю 6 млрд доларів. Тоді США вийшли з консорціуму, що змусило вдвічі скоротити витрати та змінити проект. Результатом став ITER-FEAT вартістю 3 млрд дол., але дозволяє досягти самопідтримуючої реакції та позитивного балансу потужності.
У 2003 р. США знову приєдналися до консорціуму, а Китай оголосив про бажання в ньому брати участь. У результаті в середині 2005 року партнери домовилися про будівництво ITER у Кадараш на півдні Франції. ЄС та Франція вносили половину від 12,8 млрд євро, а Японія, Китай, Південна Корея, США та Росія – по 10% кожен. Японія надавала високотехнологічні компоненти, містила установку IFMIF вартістю 1 млрд. євро, призначену для випробування матеріалів, і мала право на зведення наступного тестового реактора. Загальна вартість ITER включає половину витрат на 10-річне будівництво та половину – на 20 років експлуатації. Індія стала сьомим членом ІТЕР наприкінці 2005 року.
Експерименти мають розпочатися у 2018 р. з використанням водню, щоб уникнути активації магнітів. Використання D-T плазми не очікується раніше 2026 року.
Мета ITER – виробити 500 МВт (хоча б протягом 400 с), використовуючи менше 50 МВт вхідної потужності без генерації електроенергії.
Двогігаватна демонстраційна електростанція Demo вироблятиме великомасштабне на постійній основі. Концептуальний дизайн Demo буде завершено до 2017 року, а його будівництво розпочнеться у 2024 році. Пуск відбудеться 2033 року.
JET
У 1978 р. ЄС (Євратом, Швеція та Швейцарія) розпочали спільний європейський проект JET у Великій Британії. JET сьогодні є найбільшим працюючим токамаком у світі. Подібний реактор JT-60 працює в японському Національному інституті термоядерного синтезу, але тільки JET може використовувати дейтерій-тритієве паливо.
Реактор був запущений у 1983 році, і став першим експериментом, в результаті якого в листопаді 1991 року було проведено керований термоядерний синтез потужністю до 16 МВт протягом однієї секунди та 5 МВт стабільної потужності на дейтерій-тритієвій плазмі. Було проведено безліч експериментів з вивчення різних схем нагріву та інших технік.
Подальші вдосконалення JET стосуються підвищення його потужності. Компактний реактор MAST розробляється разом із JET і є частиною проекту ITER.
K-STAR
K-STAR - корейський надпровідний токамак Національного інституту термоядерних досліджень (NFRI) у Теджоні, який зробив свою першу плазму в середині 2008 року. ITER є результатом міжнародного співробітництва. Токамак радіусом 1,8 м - перший реактор, що використовує надпровідні магніти Nb3Sn, такі, які планується використовувати в ITER. Під час першого етапу, що завершився до 2012 року, K-STAR повинен був довести життєздатність базових технологій та досягти плазмових імпульсів тривалістю до 20 с. На другому етапі (2013-2017) проводиться його модернізація для вивчення довгих імпульсів до 300 с у режимі H та переходу до високопродуктивного AT-режиму. Метою третьої фази (2018-2023) є досягнення високої продуктивності та ефективності в режимі тривалих імпульсів. На 4 етапі (2023-2025) випробовуватимуться технології DEMO. Пристрій не здатний працювати з тритієм і D-T паливо не використовує.
K-DEMO
Розроблений у співпраці з Прінстонською лабораторією фізики плазми (PPPL) Міністерства енергетики США та південно-корейським інститутом NFRI, K-DEMO має стати наступним кроком на шляху створення комерційних реакторів після ITER, і буде першою електростанцією, здатною генерувати потужність в електричну мережу, а саме 1 млн кВт протягом кількох тижнів. Його діаметр становитиме 6,65 м, і він матиме модуль зони відтворення, створюваний у рамках проекту DEMO. Міністерство освіти, науки і технологій Кореї планує інвестувати в нього близько трильйона корейських вон (941 млн доларів).
EAST
Китайський експериментальний удосконалений надпровідний токамак (EAST) в Інституті фізики Китаю в Хефеї створив водневу плазму температурою 50 млн. ° C і утримував її протягом 102 с.
TFTR
В американській лабораторії PPPL експериментальний термоядерний реактор TFTR працював із 1982 по 1997 роки. У грудні 1993 р. TFTR став першим магнітним токамаком, у якому вироблялися великі експерименти з плазмою з дейтерий-трития. Наступного року реактор виробив рекордні на той час 10,7 МВт керованої потужності, а 1995 року було досягнуто рекорду температури в 510 млн °C. Однак установка не досягла мети беззбитковості енергії термоядерного синтезу, але з успіхом виконала цілі проектування апаратних засобів, зробивши значний внесок у розвиток ITER.
LHD
LHD в японському Національному інституті термоядерного синтезу в Токі, префектура Гіфу, був найбільшим стелаторатором у світі. Запуск термоядерного реактора відбувся 1998 р., і він продемонстрував якості утримання плазми, які можна порівняти з іншими великими установками. Було досягнуто температури іонів 13,5 кеВ (близько 160 млн ° C) та енергія 1,44 МДж.
Wendelstein 7-X
Після року випробувань, що розпочалися наприкінці 2015 року, температура гелію на короткий час досягла 1 млн. °C. У 2016 р. термоядерний реактор із водневою плазмою, використовуючи 2 МВт потужності, досяг температури 80 млн °C протягом чверті секунди. W7-X є найбільшим стеларатором у світі та планується його безперервна робота протягом 30 хвилин. Вартість реактора склала 1 млрд €.
NIF
National Ignition Facility (NIF) у Ліверморській національній лабораторії (LLNL) було завершено у березні 2009 року. Використовуючи свої 192 лазерні промені, NIF здатний сконцентрувати в 60 разів більше енергії, ніж будь-яка попередня лазерна система.
Холодний ядерний синтез
У березні 1989 року два дослідники, американець Стенлі Понс та британець Мартін Флейшман, заявили, що вони запустили простий настільний холодний термоядерний реактор, що працює за кімнатної температури. Процес полягав у електролізі важкої води з використанням паладієвих електродів, на яких ядра дейтерію концентрувалися з високою щільністю. Дослідники стверджують, що вироблялося тепло, яке можна було пояснити лише з погляду ядерних процесів, а також були побічні продукти синтезу, включаючи гелій, тритій та нейтрони. Проте іншим експериментаторам вдалося повторити цей досвід. Більшість наукової спільноти не вважає, що холодні термоядерні реактори реальні.
Низькоенергетичні ядерні реакції
Ініційовані претензіями на «холодний термоядерний синтез», дослідження продовжилися в галузі низькоенергетичних, які мають деяку емпіричну підтримку, але не загальноприйняте наукове пояснення. Очевидно, до створення і захоплення нейтронів використовуються слабкі ядерні взаємодії (а чи не потужна сила, як із або їх синтезі). Експерименти включають проникнення водню або дейтерію через каталітичний шар та реакцію з металом. Дослідники повідомляють про вивільнення енергії, що спостерігається. Основним практичним прикладом є взаємодія водню з порошком нікелю з виділенням тепла, кількість якого більша, ніж може дати будь-яка хімічна реакція.
Термоядерна електростанція.
В даний час вчені працюють над створенням Термоядерної електростанції, перевагою яких є забезпечення людства електроенергією на необмежений час. Термоядерна електростанція працює на основі термоядерного синтезу - реакції синтезу важких ізотопів водню з утворенням гелію та виділенням енергії. Реакція термоядерного синтезу не дає газоподібних та рідких радіоактивних відходів, не напрацьовує плутоній, який використовується для виробництва ядерної зброї. Якщо ще врахувати, що пальним для термоядерних станцій буде важкий ізотоп водню дейтерій, який одержують із простої води — у півлітрі води укладено енергію синтезу, еквівалентну тій, що вийде при спалюванні бочки бензину, — то переваги електростанцій, заснованих на термоядерній реакції, стають очевидними .
У ході термоядерної реакції енергія виділяється при з'єднанні легких атомів та перетворенні їх на більш важкі. Щоб цього досягти, необхідно розігріти газ до температури понад 100 мільйонів градусів - набагато вище за температуру в центрі Сонця.
Газ за такої температури перетворюється на плазму. Атоми ізотопів водню при цьому зливаються, перетворюючись на атоми гелію та нейтрони та виділяючи велику кількість енергії. Комерційна електростанція, що працює на цьому принципі, використовувала б енергію нейтронів, що уповільнюються шаром щільної речовини (літію).
Порівняно з атомною електростанцією термоядерний реактор залишатиме після себе набагато менш радіоактивні відходи.
Інтернаціональний термоядерний реактор ІТЕР
Учасники міжнародного консорціуму зі створення першого у світі термоядерного реактора ІТЕР підписали у Брюсселі угоду, яка дає старт практичній реалізації проекту.
Представники Європейського союзу, США, Японії, Китаю, Південної Кореї та Росії мають намір розпочати будівництво експериментального реактора у 2007 році та закінчити його протягом восьми років. Якщо все пройде згідно з планом, то до 2040 року може бути збудовано демонстраційну електростанцію, яка працює за новим принципом.
Хочеться вірити, що ера екологічно небезпечних ГЕС та АЕС незабаром закінчиться, і настане час нової електростанції — термоядерної, проект якої вже здійснюється. Але незважаючи на те, що проект ІТЕР (Інтернаціональний термоядерний реактор) вже майже готовий; незважаючи на те, що вже на перших діючих експериментальних термоядерних реакторах отримано потужність, що перевищує 10 МВт — рівень перших атомних електростанцій, перша термоядерна електростанція запрацює не раніше, ніж через двадцять років, тому що її вартість дуже велика. Вартість робіт оцінюється в 10 млрд. євро – це найдорожчий міжнародний проект електростанції. Половину витрат на будівництво реактора бере на себе Євросоюз. Інші учасники консорціуму виділять по 10% кошторису.
Тепер план зведення реактора, який стане найдорожчим спільним науковим проектом, повинні ратифікувати парламентарі країн-учасниць консорціуму.
Реактор буде побудований у південній французькій провінції Прованс, на околицях міста Кадараш, де знаходиться французький центр ядерних досліджень.
Керований термоядерний синтез – блакитна мрія фізиків та енергетичних компаній, яку вони плекають не одне десятиліття. Укласти штучне Сонце в клітку – чудова ідея. «Але проблема в тому, що ми не знаємо, як створити таку коробку»,- говорив нобелівський лауреат П'єр Жіль де Жен у 1991 році. Однак до середини 2018 року ми вже знаємо як. І навіть будуємо. Найкращі уми світу працюють над проектом міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER - найамбітнішого та найдорожчого експерименту сучасної науки.
Такий реактор коштує вп'ятеро більше, ніж Великий адронний колайдер. Над проектом працюють сотні вчених у всьому світі. Його фінансування запросто може перевалити за 19 млрд євро, а першу плазму по реактору пустять лише у грудні 2025 року. І незважаючи на постійні затримки, технологічні труднощі, недостатнє фінансування з боку окремих країн-учасниць найбільший у світі термоядерний «вічний двигун» будується. Переваг у нього значно більше, ніж недоліків. Яких? Розповідь про саму грандіозну наукову будову сучасності починаємо з теорії.
Що таке токамак?
Під впливом величезних температур та гравітації у глибинах нашого Сонця та інших зірок відбувається термоядерний синтез. Ядра водню зіштовхуються, утворюють важчі атоми гелію, а заразом вивільняють нейтрони і дуже багато енергії.
Сучасна наука дійшла висновку, що при найменшій вихідній температурі найбільше енергії виробляє реакція між ізотопами водню - дейтерієм і тритієм. Але для цього важливими є три умови: висока температура (близько 150 млн градусів за Цельсієм), висока щільність плазми та високий час її утримання.
Справа в тому, що створити таку колосальну густину, як у Сонця, нам не вдасться. Залишається лише нагрівати газ до стану плазми за допомогою надвисоких температур. Але жоден матеріал не здатний винести зіткнення з такою гарячою плазмою. Для цього академік Андрій Сахаров (з подачі Олега Лаврентьєва) у 1950-і роки запропонував використовувати тороїдальні (у вигляді пустотілого бублика) камери з магнітним полем, яке б утримувало плазму. Пізніше і термін вигадали - токамак.
Сучасні електростанції, спалюючи викопне паливо, конвертують механічну потужність (кручення турбін, наприклад) в електрику. Токамаки будуть використовувати енергію синтезу, що абсорбується у вигляді тепла стінками пристрою, для нагрівання та виробництва пари, який і крутитиме турбіни.
Перший токамак у світі. Радянський Т-1. 1954 рік
Невеликі експериментальні токамаки будувалися у всьому світі. І вони успішно довели, що людина може створити високотемпературну плазму та утримувати її деякий час у стабільному стані. Але до промислових зразків ще далеко.
Монтаж Т-15. 1980-ті роки
Переваги та недоліки термоядерних реакторів
Типові ядерні реактори працюють на десятках тонн радіоактивного палива (які згодом перетворюються на десятки тонн радіоактивних відходів), тоді як термоядерному реактору потрібні лише сотні грам тритію та дейтерію. Перший можна виробляти на самому реакторі: нейтрони, що вивільняються під час синтезу, будуть впливати на стінки реактора з домішками літію, з якого і з'являється тритій. Запасів літію вистачить на тисячі років. У дейтерії теж не бракує - його у світі виробляють десятками тисяч тонн на рік.
Термоядерний реактор не виробляє викидів парникових газів, що для викопного палива. А побічний продукт у вигляді гелію-4 – це нешкідливий інертний газ.
До того ж, термоядерні реактори безпечні. При будь-якій катастрофі термоядерна реакція просто припиниться без будь-яких серйозних наслідків для навколишнього середовища або персоналу, тому що не буде підтримувати реакцію синтезу: аж надто тепличні умови їй необхідні.
Однак є термоядерні реактори і недоліки. Насамперед це банальна складність запуску самопідтримується реакції. Їй потрібний глибокий вакуум. Складні системи магнітного утримання вимагають величезних надпровідних магнітних котушок.
І не варто забувати про радіацію. Незважаючи на деякі стереотипи про нешкідливість термоядерних реакторів, бомбардування їхнього оточення нейтронами, що утворюються під час синтезу, не скасувати. Це бомбардування призводить до радіації. Тому обслуговування реактора необхідно проводити віддалено. Забігаючи наперед, скажемо, що після запуску безпосереднім обслуговуванням токамака ITER займатимуться роботи.
До того ж, радіоактивний тритій може бути небезпечний при попаданні в організм. Щоправда, достатньо буде подбати про його правильне зберігання та створити бар'єри безпеки на всіх можливих шляхах його розповсюдження у разі аварії. До того ж період напіврозпаду тритію – 12 років.
Коли необхідний мінімальний фундамент теорії закладено, можна і до героя статті.
Найамбіційніший проект сучасності
У 1985 році в Женеві відбулася перша за довгі роки особиста зустріч глав СРСР та США. До цього холодна війна досягла свого піку: наддержави бойкотували Олімпіади, нарощували ядерний потенціал і на переговори йти не збиралися. Цей саміт двох країн на нейтральній території примітний й іншою важливою обставиною. Під час нього генсек ЦК КПРС Михайло Горбачов запропонував реалізувати спільний міжнародний проект із розвитку термоядерної енергетики з мирною метою.
Вони прибувають у Францію морем, та якщо з порту до будмайданчику доставляються дорогою, спеціально переробленої французьким урядом. На 104 км «Шляхи ITER» країна витратила 110 млн євро та 4 роки роботи. Траса була розширена та посилена. Справа в тому, що до 2021 року нею пройдуть 250 конвоїв з величезними вантажами. Найважчі деталі досягають 900 тонн, найвищі – 10 метрів, найдовші – 33 метри.
Поки що ITER не ввели в експлуатацію. Проте вже існує проект електростанції DEMO на термоядерному синтезі, завдання якої якраз і продемонструвати привабливість комерційного використання технології. Цей комплекс повинен буде безперервно (а не імпульсно, як ITER) генерувати 2 ГВт енергії.
Терміни реалізації нового глобального проекту залежать від успіхів ITER, але за планом 2012 перший пуск DEMO відбудеться не раніше 2044 року.
ІТЕР - міжнародний термоядерний реактор (ITER)
Споживання енергії людством зростає з кожним роком, що спонукає сферу енергетики до активного розвитку. Так з виникненням атомних станцій кількість енергії, що виробляється по всьому світу, значно зросла, що дозволило благополучно витрачати енергію на всі потреби людства. Наприклад, 72,3 % від електроенергії, що виробляється, у Франції припадає на атомні станції, в Україні — 52,3 %, у Швеції — 40,0 %, у Великобританії — 20,4 %, у Росії — 17,1 %. Проте технології не стоять на місці, і щоб догодити подальшим енергетичним потребам країн майбутнього, вчені працюють над низкою інноваційних проектів, одним із яких є ІТЕР — міжнародний термоядерний реактор (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor).
Хоча рентабельність даної установки ще перебуває під питанням, згідно з роботами багатьох дослідників – створення та подальший розвиток технології керованого термоядерного синтезу може в результаті дати потужне та безпечне джерело енергії. Розглянемо деякі позитивні сторони подібної установки:
- Основним паливом термоядерного реактора є водень, а це означає практично невичерпні запаси ядерного палива.
- Видобуток водню може відбуватися шляхом переробки морської води, яка доступна більшості країн. З цього випливає неможливість виникнення монополії паливних ресурсів.
- Імовірність аварійного вибуху у процесі роботи термоядерного реактора значно менша, ніж у процесі роботи ядерного реактора. За оцінками дослідників, навіть у разі аварії викиди радіації не становитимуть небезпеки для населення, а отже, відпадає й потреба в евакуації.
- На відміну від ядерних реакторів термоядерні реактори виробляють радіоактивні відходи, які мають короткий період напіврозпаду, тобто швидше розпадаються. Також у термоядерних реакторах відсутні продукти згоряння.
- Для роботи термоядерного реактора не потрібні матеріали, які також використовуються для ядерної зброї. Це дозволяє унеможливити прикриття виробництва ядерної зброї шляхом оформлення матеріалів для потреб ядерного реактора.
Термоядерний реактор - вид зсередини
Проте, існує низка технічних недоробок, із якими постійно стикаються дослідники.
Наприклад, нинішній варіант палива, представлений у вигляді суміші дейтерію та тритію, вимагає розробки нових технологій. Наприклад, після закінчення першої серії тестів на найбільшому на сьогоднішній день термоядерному реакторі ДЖЕТ реактор став настільки радіоактивним, що далі знадобилася розробка спеціальної роботизованої системи обслуговування для завершення експерименту. Іншим невтішним чинником роботи термоядерного реактора є його ККД – 20%, тоді як ККД АЕС – 33-34%, а ТЕС – 40%.
Створення проекту ІТЕР та запуск реактора
Проект ITER бере свій початок у 1985 році, коли Радянський Союз запропонував спільне створення токамака — тороїдальної камери з магнітними котушками, яка здатна утримувати плазму за допомогою магнітів, створюючи умови, необхідні для протікання реакції термоядерного синтезу. У 1992 році було підписано чотиристоронню угоду про розробку ІТЕР, сторонами якої виступили ЄС, США, Росія та Японія. 1994-го року до проекту приєдналася Республіка Казахстан, 2001-го – Канада, 2003-го – Південна Корея та Китай, 2005-го – Індія. 2005-го року було визначено місце для будівництва реактора – дослідницький центр ядерної енергетики Кадараш, Франція.
Будівництво реактора розпочалося з підготовки котловану для фундаменту. Так параметри котловану становили 130 х 90 х 17 метрів. Весь комплекс із токамаком важитиме 360 000 тонн, з яких 23 000 тонн посідає сам токамак.
Різні елементи комплексу ІТЕР розроблятимуться і доставлятимуться на місце будівництва з усіх куточків світу. Так у 2016-му році в Росії було розроблено частину провідників для полоідальних котушок, які далі вирушили до Китаю, який вироблятиме самі котушки.
Очевидно, таку масштабну роботу зовсім непросто організувати, низка країн неодноразово не встигала за графіком проекту, внаслідок чого запуск реактора постійно переносився. Так, згідно з минулорічним (2016 р.) червневим повідомленням: «отримання першої плазми заплановано на грудень 2025-го року».
Механізм роботи токамака ITER
Термін «токамак» походить з російського акроніма, який означає «тороїдальна камера з магнітними котушками».
Серцем токамака є його вакуумна камера у формі тора. Усередині під впливом екстремальної температури і тиску газоподібне водневе паливо стає плазмою - гарячим електрично зарядженим газом. Як відомо, зіркова речовина представлена плазмою, а термоядерні реакції в ядрі Сонця протікають саме в умовах підвищеної температури та тиску. Подібні умови для формування, утримання, стиснення та розігріву плазми створюються за допомогою масивних магнітних котушок, які розташовані навколо вакуумної судини. Дія магнітів дозволить обмежити гарячу плазму від стінок судини.
Перед початком процесу повітря та домішки видаляються з вакуумної камери. Потім заряджаються магнітні системи, які допоможуть контролювати плазму, та вводиться газоподібне паливо. Коли через посудину проходить потужний електричний струм, газ електрично розщеплюється і стає іонізованим (тобто електрони залишають атоми) та утворює плазму.
У міру того, як частинки плазми активуються і стикаються, вони також нагріваються. Допоміжні методи нагріву допомагають привести плазму до температур від 150 до 300 мільйонів °C. Частки, «збуджені» настільки, можуть подолати своє природне електромагнітне відштовхування при зіткненні, внаслідок таких зіткнень вивільняється величезна кількість енергії.
Конструкція токамака складається з таких елементів:
Вакуумний посуд
(«пончик») – тороїдальна камера, виготовлена з нержавіючої сталі. Її великий діаметр становить 19 м, малий – 6 м, а висота – 11 м. Об'єм камери становить 1 400 м 3 , а маса – понад 5 000 т. Стінки вакуумної судини подвійні, між стінками циркулюватиме теплоносій, у ролі якого виступить дистильована вода. Щоб уникнути забруднення води, внутрішня стінка камери захищена від радіоактивного випромінювання за допомогою бланкета.
Бланкет
(«ковдра») – складається з 440 фрагментів, що вкривають внутрішню поверхню камери. Загальна площа банкету складає 700м2. Кожен фрагмент є чимось на зразок касети, корпус якої зроблений з міді, а передня стінка є знімною і зроблена з берилію. Параметри касет 1х1,5 м, а маса — не більше 4,6 т. Подібні касети берилію будуть уповільнювати високоенергетичні нейтрони, утворені в процесі реакції. Під час уповільнення нейтронів виділятиметься тепло, що відводиться системою охолодження. Слід зазначити, що берилієвий пил, що утворюється в результаті роботи реактора, може викликати тяжке захворювання під назвою бериліоз, також несе канцерогенну дію. З цієї причини у комплексі розробляються суворі заходи безпеки.
Токамак у розрізі. Жовтим – соленоїд, помаранчевим – магніти тороїдального поля (TF) та полоідального поля (PF), синім – бланкет, світло-синім – VV – вакуумний посуд, фіолетовим – дивертор.
(«попільничка») полоідального типу – пристрій, основним завданням якого є «очищення» плазми від бруду, що виникає в результаті нагрівання та взаємодії з нею стінок камери, покритих бланкетом. При попаданні подібних забруднень до плазми вони починають інтенсивно випромінювати, внаслідок чого виникають додаткові радіаційні втрати. Розташовується в нижній частині токомака і за допомогою магнітів направляє верхні шари плазми (які є найбільш забрудненими) в камеру, що охолоджує. Тут плазма охолоджується і перетворюється на газ, після чого відкачується із камери назад. Берилієвий пил після попадання в камеру практично нездатний повернутися назад у плазму. Таким чином, забруднення плазми залишається лише на поверхні і не проникає вглиб.
Кріостат
– найбільший компонент токомака, який є оболонкою з нержавіючої сталі об'ємом 16 000 м 2 (29,3 х 28,6 м) та масою 3 850 т. Усередині кріостата будуть розташовуватися інші елементи системи, а сам він служить бар'єром між токамаком і зовнішньою середовищем. На його внутрішніх стінках будуть розташовані теплові екрани, що охолоджуються циркулюючим азотом при температурі 80 К (-193,15 ° C).
Магнітна система
– комплекс елементів, що служать для утримання та контролю плазми всередині вакуумної судини. Являє собою набір із 48 елементів:
- Котушки тороїдального поля - знаходяться зовні вакуумної камери і всередині кріостата. Представлені в кількості 18 штук, кожна з яких розміром 15 х 9 м і важить приблизно 300 т. Разом ці котушки генерують навколо плазмового тора магнітне поле напруженістю 11,8 Тл і запасають енергію в 41 ГДж.
- Котушки полоїдального поля - знаходяться поверх котушок тороїдального поля і всередині кріостата. Дані котушки відповідають формування магнітного поля, що відокремлює масу плазми від стінок камери і стискає плазму для адіабатичного нагріву. Кількість таких котушок становить 6. Дві з котушок мають діаметр 24 м, а масу – 400 т. Інші чотири – трохи менше.
- Центральний соленоїд - знаходиться у внутрішній частині тороїдальної камери, вірніше в «дірці бублика». Принцип його роботи схожий на трансформатор, а основне завдання – збудження індуктивного струму в плазмі.
- Коригувальні котушки – знаходяться всередині вакуумної судини, між бланкетом та стінкою камери. Їхнє завдання полягає у збереженні форми плазми, здатної локально «випучуватися» і навіть торкатися стінок судини. Дозволяє знизити рівень взаємодії стінок камери з плазмою, а отже – рівень її забруднення, а також знижує знос самої камери.
Структура комплексу ІТЕР
Вищеописана «у двох словах» конструкція токамака є найскладнішим інноваційним механізмом, що збирається зусиллями кількох країн. Однак, для її повноцінної роботи потрібен цілий комплекс будівель, розташованих поблизу токамака. У тому числі:
- Система управління, зв'язку та доступу до даних (Control, Data Access and Communication) – CODAC. Знаходиться у низці будівель комплексу ІТЕР.
- Сховища палива та паливна система – служить для доставки палива до токамаку.
- Вакуумна система – складається з більш ніж 400 вакуумних насосів, завдання яких – викачування продуктів термоядерної реакції, а також різних забруднень із вакуумної камери.
- Кріогенна система – представлена азотним та гелієвим контуром. Гелієвий контур нормалізуватиме температуру в токамаку, робота (а значить і температура) якого протікає не безперервно, а імпульсно. Азотний контур охолоджуватиме теплові екрани кріостата і гелієвий контур. Також буде присутня водяна система охолодження, яка спрямована на зниження температури стінок бланкета.
- Електроживлення. Токамаку знадобиться приблизно 110 МВт енергії для постійної роботи. Для цього будуть проведені лінії електропередач за кілометр, які будуть підключені до французької промислової мережі. Експериментальна установка ІТЕР – не передбачає вироблення енергії, а працює лише в наукових інтересах.
Фінансування ІТЕР
Міжнародний термоядерний реактор ITER – досить дорогий захід, який спочатку оцінювався у 12 мільярдів доларів, де на Росію, США, Корею, Китай та Індію припадає на 1/11 частини суми, на Японію – 2/11, а на ЄС – 4/11 . Згодом ця сума зросла до 15 мільярдів доларів. Примітно, що фінансування відбувається за допомогою постачання необхідного для комплексу обладнання, яке розвинене у кожній із країн. Так, Росія постачає бланкети, пристрої нагрівання плазми та надпровідні магніти.
Перспектива проекту
На даний момент відбувається будівництво комплексу ІТЕР та виробництво всіх необхідних компонентів для токамака. Після запланованого запуску токамака у 2025-му році розпочнеться проведення низки експериментів, на основі результатів яких буде відзначено аспекти, що потребують доопрацювання. Після успішного введення в дію ІТЕР планується будівництво електростанції на основі термоядерного синтезу під назвою DEMO (DEMOnstration Power Plant). Завдання DEMo полягає в демонстрації так званої комерційної привабливості термоядерної енергетики. Якщо ITER здатний виробляти лише 500 МВт енергії, то DEMO дозволить безперервно генерувати енергію 2 ГВт.
Однак, слід мати на увазі, що експериментальна установка ІТЕР не вироблятиме енергію, а її призначення полягає в отриманні суто наукової вигоди. А як відомо, той чи інший фізичний експеримент може не тільки виправдати очікування, а й принести людству нові знання та досвід.