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). Термін будівництва основних компонент — 2007—2025 роки. Термін завершення будівництва та початок використання дейтерій-тритієвої плазми заплановано на 2035 рік. Учасники проєкту Країни-участниці: Країни ЄС Індія Китай Корея Росія США Японія Країни, що підписали договір про співпрацю: Австралія Казахстан Канада Таїланд Історія 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. 2035: запланована дата завершення будівництва та початку роботи на дейтерій-тритієвій плазмі. Технічні дані 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: 1 2 H + 1 3 H → 2 4 He + 0 1 n + 17.6 MeV {\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. 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. Частки учасників (на етапі створення): Китай, Індія, Корея, Росія, США — кожна по 1/11 суми, Японія — 2/11, ЄС — 4/11. 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. Для запуску ITER буде потрібно щонайменше 3 кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4—10 кг. 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. Світова комерційна потреба на 1995 рік становить щорічно близько 400 г, і ще близько 2 кг було потрібно для підтримання ядерного арсеналу США (7 кг для світових військових споживачів). Близько 4 кг тритію на рік утворюється на АЕС, але не виділяється. Однією з теоретичних концепцій, перевірка якої передбачається на ITER, є те, що тритію, утвореного в реакції поділу ядер літію (реакція 0 1 n + 3 6 Li → 2 4 He + 1 3 H {\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, є частиною покриття камери токамака, а нейтрони породжуються самою основною термоядерною реакцією. Для стабільної тривалої роботи в умовах інтенсивного потоку нейтронів та високих температур розроблений спеціальний вид сталі. 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. Має значну кількість переваг у зрівнянні з аустенітними сталями (як-от 316L), 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) Примітки Посилання Офіційний сайт (англ.) ITER технічні цілі (англ.) ITER токамак у розрізі (англ.) ITER Design Thorough overview of entire project Beyond ITER The timescale to a commercial fusion power plant by 2050. ITER Європа (Fusion for Energy) (F4E) [Архівовано 23 квітня 2022 у Wayback Machine.] (англ.) ITER Росія [Архівовано 21 листопада 2021 у Wayback Machine.] (рос.) Commission particulière du débat public Projet ITER (фр.) EFDA home page IFMIF home page [Архівовано 21 листопада 2021 у Wayback Machine.]. FIRE home page [Архівовано 5 серпня 2020 у Wayback Machine.], with current news on ITER and other burning plasma developments Princeton Plasma Physics Laboratory [Архівовано 27 квітня 2022 у Wayback Machine.] Climate Change Chronicles article about France winning the ITER contract ITER and ORNL Fusion reactors explained by HowStuffWorks [Архівовано 7 грудня 2008 у Wayback Machine.] Unofficial ITER fan club Institute for Plasma Research (IPR) (India) [Архівовано 20 червня 2014 у Wayback Machine.] What is a megaproject? Найбільший у світі термоядерний реактор ITER нарешті завершено, але є проблема Korea completes delivery of ITER vessel sectors