ИТЭР
ИТЭР (ITER) – международный термоядерный токамак, моделирование и отработка систем которого осуществлялись под научным руководством известного ученого в области термоядерной энергетики, ныне – академика РАН, выпускника Томского политехнического института В.А. Глухих.
Токамак
Токама́к (тороидальная камера с магнитными катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза.
ITER — проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.
Разработка ИТЭР
В ноябре 1985 г. ученые СССР предложили создать токамак нового поколения с участием стран, наиболее продвинувшихся в изучении термоядерных реакций.
В 1988—1990 гг. силами советских, американских, японских и европейских учёных и инженеров была проведена успешная концептуальная проработка проекта термоядерного реактора, получившего современное обозначение ITER.
В конце 1980-х – начале 90-х гг. основные усилия специалистов НИИЭФА концентрируются на разработке международного проекта ИТЭР (Международный термоядерный экспериментальный реактор), который будет последней ступенью перед поколением реакторов для термоядерной энергетики. Этому способствовала неукротимая энергия академика Велихова, который убедил правительства СССР, США, стран Евросоюза, Японии в том, что проектирование реактора целесообразнее и дешевле вести совместно, максимально используя имеющиеся наработки каждой из стран-участниц – США, ЕС, Японии и СССР.
Инженерная разработка проекта началась в 1993 году. На этом этапе были продолжены крупные научные исследования и опытно-конструкторские работы. НИИЭФА было поручено решение нескольких важных задач по инженерному проектированию. В.А. Глухих стал научным руководителем этих работ. В 2000 году техническое проектирование было завершено.
Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием.
На сегодняшний день Россия, благодаря участию в Проекте, имеет полную проектную документацию реактора ИТЭР.
Вклад России в Проект ИТЭР заключается в изготовлении и поставке высокотехнологичного оборудования, основных систем реактора, что составляет 10% от стоимости сооружения реактора по техническому проекту.
Конструкция
Основой конструкции реактора является токамак - резервуар в виде бублика, в котором и проходит сама реакция синтеза, его основная задача это магнитное удержание плазмы. В токамаке, который ограничен магнитными полями, они удерживают плазму от контакта с другими элементами, содержится дейтерий и тритий – два изотопа водорода. В то время как частицы излучаються, радио и микроволны нагревают плазму до 270 миллионов градусов по Фаренгейту, данная температура нужна для поддержания термоядерной реакции.
Технические данные
ITER 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 вакуумной камеры 6,2 м
Малый радиус вакуумной камеры 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
Коэффициент усиления мощности 10x Средняя температура 100 МК
Продолжительность импульса > 400 c
Ссылки
Литература
Журнал «Томский политехник». Издание Ассоциации выпускников ТПУ. № 10, 2004 – 199стр.