Международный экспериментальный термоядерный реактор
ITER (ИТЭР) — проект международного экспериментального термоядерного реактора.
Первоначально название ITER было образовано как сокращение английского названия International Thermonuclear Experimental Reactor. В настоящее время оно, официально, не считается аббревиатурой, а связывается с латинским словом iter — путь.
Задача ИТЭР заключается в демонстрации осуществимости создания термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.
В настоящее время проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства.
Страны-участницы
История
- В ноябре 1985 года Советский Союз предложил создать «токамак» (сокращенное название ТОроидальной КАмеры с МАгнитными Катушками) нового поколения с участием стран, наиболее продвинувшихся в изучении термоядерных реакций.
- В 1988-1990 гг. силами советских, американских, японских и европейских ученых и инженеров была проведена успешная концептуальная проработка проекта термоядерного реактора, получившего современное обозначение ИТЭР.
- 21 июля 1992 г. в Вашингтоне было подписано четырехстороннее межправительственное соглашение о разработке инженерного проекта ИТЭР
- 1996 г. США вышли из проекта
- в 2001 году технический проект реактора ИТЭР был успешно завершён
- 2001-2003 гг. Канада участвовала в проекте
- 2003 г. США вернулись к участию в проекте, а так же к нему присоединился Китай и Южная Корея
- 28 июня 2005 г. в Москве министры шести сторон-участниц проекта ИТЭР подписали протокол, который определяет место строительства. Международный экспериментальный термоядерный реактор будет построен на юге Франции в окрестностях города Кадараш (Шаблон:Coor).
- 6 декабря 2005 г. к консорциуму присоединилась Индия.
- 25 мая 2006 г. в Брюсселе участниками консорциума подписано соглашение о начале практической реализации проекта в 2007 году.
- 2007—2015 гг. период строительства реактора, после которого ожидаются эксперименты в течении 20 лет; по истечении которых проект будет закрыт.
Технические данные
ИТЭР относится к термоядерным реакторам типа «токамак». Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.
Проектные характеристики
| Общий радиус конструкции | 10,7 м |
| Высота | 30 м |
| Большой радиус плазмы | 6,2 м |
| Малый радиус плазмы | 2,0 м |
| Объём плазмы | 837 м3 |
| Магнитное поле | 5,3 Тл |
| Максимальный ток в плазменном шнуре | 15 МА |
| Мощность внешнего нагрева плазмы | 40 МВт |
| Термоядерная мощность | 500 МВт |
| Коэффицент услиления мощности | 10x |
| Средняя температура | 100 млн.°С |
| Продолжительность импульса | > 400 c |
Финансирование
Стоимость проекта оценивается в $12 млрд. ЕС возьмёт на себя 40%. Россия примерно 10%. США - 10%
Радиационная безопасность
Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии тоже мала, и не может привести к разрушению реактора. При этом, в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектирования ИТЭРа большое внимание уделялось радиационной безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.
Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
- радиоактивный изотоп водорода — тритий
- радиоактивность, наведенная в материалах установки в результате облучения нейтронами
- радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку
- радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения
Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, специальная система вентиляции будет поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.
При строительстве реактора, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведенная радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.
Оценки показывают, что даже в случае аварии, радоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.