Міжнародний експериментальний термоядерний реактор

Міжнародний експериментальний термоядерний реактор (англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER) — експериментальний проєкт, який передбачає побудову, випробовування й 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)^[2]. Термін будівництва основних компонент — 2007—2025 роки^[3]. Термін завершення будівництва та початок використання дейтерій-тритієвої плазми заплановано на 2035 рік^[4].

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[1] 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

Учасники проєкту

Країни-участниці:

• Країни ЄС
• Індія
• Китай
• Корея
• Росія
• США
• Японія

Країни, що підписали договір про співпрацю:

• Австралія
• Казахстан
• Канада
• Таїланд

Історія

Дослідницький центр в Кадараші, Франція

Будівельний майданчик (2018 рік)

• 1985: СРСР запропонував 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 року: у Вашингтоні підписана чотиристороння міжурядова угода про розробку інженерного проєкту ITER.
• 1996: США припинили участь у проєкті.
• 2001: технічний проєкт реактора ITER успішно завершено.
• 2001—2003: Канада розпочала свою участь у проєкті.
• 2003: до проєкту повернулися США, до нього приєдналися також Китай і Корея.
• 28 червня 2005 року: 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 року: до проєкту приєдналася Індія.
• 25 травня 2006 року: у Брюсселі учасники консорціуму підписали угоду про початок практичної реалізації проєкту у 2007 р.
• 2007: початок робіт на будмайданчику.
• 2020: розпочато інтеграцію компонентів токамака.
• 2025: запланована дата завершення будівництва базових компонентів; запуск першої плазми для демонстрації сумісної роботи компонентів^[5].
• 2035: запланована дата завершення будівництва та початку роботи на дейтерій-тритієвій плазмі^[6].

Технічні дані

Дейтерій-трітієва реакція ядерного синтезу, внаслідок якої виділяється значна кількість енергії

Установка ITER — термоядерний реактор типу «токамак». Процес, що відбуватиметься у ньому, певною мірою протилежний тому, що відбувається в атомному реакторі, де атоми контрольовано розщеплюють. У новітній установці ядра дейтерію і тритію зливатимуться з утворенням ядра гелію (альфа-частинка) і високоенергетичного нейтрона:

${\displaystyle {}_{1}^{2}{\mbox{H}}+{}_{1}^{3}{\mbox{H}}\rightarrow {}_{2}^{4}{\mbox{He}}+{}_{0}^{1}{\mbox{n}}+17.6{\mbox{ MeV}}}$

Це відбуватиметься в 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 утримуватимуть надпотужні магнітні котушки, однак вона має тенденцію прориватися крізь магнітний бар'єр і завдавати ушкоджень внутрішній стінці реактора. Демонстрація стійкого утримання плазми в робочому стані є однією з цілей ITER^[7].

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 — 10 разів.
• Середня температура — 100 млн °C.
• Тривалість стабільної плазми — > 500 c.

Фінансовий аспект

Вартість проєкту оцінюється у 20 млрд євро^[8].

Частки учасників (на етапі створення): Китай, Індія, Корея, Росія, США — кожна по 1/11 суми, Японія — 2/11, ЄС — 4/11.

Розріз ITER — найбільшого токамака у світі, будівництво якого розпочалося у 2013 році, а повноцінна експлуатація запланована на 2035 рік. Він призначений для демонстрації того, що функціонуючий термоядерний реактор можливий, і вироблятиме 500 МВт енергії. Синя фігура людини внизу показує масштаб.

Вартість вступу нової країни до проєкту — 1 млрд євро.

Участь України в проєкті

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. Імовірною причиною є брак фінансування науки державою, адже для повноцінної участі в проєкті потрібно зібрати 1 млрд євро.

Однак слід зазначити, що на рівні наукових інститутів, організацій та установ українські вчені беруть активну участь у 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 є міжнародні проєкти Українського науково-технологічного центру (УНТЦ). Зокрема, було виконано такі проєкти, що стосувались цієї галузі:

• Проєкт № 3535 «Інтелектуальні гальваномагнітні засоби для діагностики магнітного поля ITER» (2005—2007).
• Проєкт № 3988 «Радіаційностійкі холлівські зонди та пристрої для JET» (2007—2010).

Цікаві факти

• Один кілограм тритію коштував у 2010 році приблизно 30 млн доларів^[9]. Для запуску ITER буде потрібно щонайменше 3 кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4—10 кг^[10]. 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^[10]. Світова комерційна потреба на 1995 рік становить щорічно близько 400 г, і ще близько 2 кг було потрібно для підтримання ядерного арсеналу США^[11] (7 кг для світових військових споживачів). Близько 4 кг тритію на рік утворюється на АЕС, але не виділяється^[12].
• Однією з теоретичних концепцій, перевірка якої передбачається на ITER, є те, що тритію, утвореного в реакції поділу ядер літію (реакція ${\displaystyle {}_{0}^{1}{\mbox{n}}+{}_{3}^{6}{\mbox{Li}}\rightarrow {}_{2}^{4}{\mbox{He}}+{}_{1}^{3}{\mbox{H}}}$), буде достатньо, щоб забезпечувати потреби самої установки, або його утворення навіть перевищить ці потреби. Це теоретично дало б змогу забезпечувати тритієм і нові установки. Літій, що використовується в реакції у спеціальній захисній оболонці^[en], є частиною покриття камери токамака, а нейтрони породжуються самою основною термоядерною реакцією^[13][14][15].
• Для стабільної тривалої роботи в умовах інтенсивного потоку нейтронів та високих температур розроблений спеціальний вид сталі^[16]. 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^[17]. Має значну кількість переваг у зрівнянні з аустенітними сталями (як-от 316L^[18]), сучасно застосованими у ядерних реакторах. Одне із завдань ITER — це тестування операційної здатності EUROFER97 як основного матеріалу для захисту від нейтронного потоку.

Див. також

• Токамак
• DEMO
• Wendelstein 7-X (Німецький дослідницький стеларатор)
• JT-60SA (Японський дослідницький токамак)
• Національний комплекс лазерних термоядерних реакцій (США)
• RACE (Англійський центр розробки технологій для роботи в складних умовах)