Во Франции вовсю идет строительство установки ИТЭР, которая является одной из ступеней к созданию работающей промышленной термоядерной электростанции. Что это вообще такое – термоядерная энергетика и ИТЭР, в частности, насколько это безопасно, расскажет эта статья.

 История создания ИТЭР.

Идея получения энергии в результате термоядерного синтеза совсем не нова. Еще в 1950 году А. Сахаров и И. Тамм предложили концепцию создания и удержания плазмы в конструкции, которая потом получила название «токамак». В 1951 году И. Курчатов и И. Головин предложили создать термоядерный реактор.

Начиная с конца 50-х годов, в СССР стали проектироваться первые токамаки. А начиная с 1968 года, они стали строиться по всему миру.

 Согласование проектирования ИТЭР растянулось на два десятка лет. Наконец в 2007 году официально вступило в силу соглашение о создании международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР (англ. ITERInternational Thermonuclear Experimental Reactor), подписанное представителями Европейского сообщества по атомной энергии, Правительств Индии, Китая, Республики Корея, России, США и Японии. Общее количество стран-участниц проекта ИТЭР составляет – 35. Местом строительства ИТЭР были выбраны окрестности города Кадараш на юге Франции.

Термоядерный синтез

Термоядерная энергетика основана на выделении энергии при реакциях синтеза. Наиболее важной с практической точки зрения является реакция дейтерия с тритием (D-T реакция), для достижения которой требуются как меньшие значения температуры плазмы, так и времени её удержания:

D + T  4He + n + 17.6 МэВ

При столкновении друг с другом на огромной скорости легких ядер изотопов водорода (дейтерия и трития) образуется более тяжелое ядро гелия и один нейтрон, высвобождая при этом огромную энергию.

Запасы дейтерия на Земле фактически неисчерпаемы. В океане содержится 4.6.1013 тонн воды, а в 1 тонне воды содержится 33 г дейтерия. По энергии 33 г дейтерия эквивалентны 260 литрам бензина. Поскольку трития в природе не существует, то его получают при облучении ядер лития нейтронами по реакциям:

Li6 + n  T + He4 + 4.8 МэВ

Данные реакции возможно осуществить в атомном реакторе или в самом термоядерном реакторе, окружив его оболочкой из лития и воспользовавшись нейтронами от термоядерных реакций, т.е. получить самовосстанавливающийся тритий для термоядерной реакции. Содержание лития в земной коре достаточно велико и его хватит для обеспечения человечества термоядерной энергией еще многие тысячи лет.

Процесс получения энергии с помощью термоядерного синтеза заключается в следующем. В вакуумной камере находится газообразная смесь, состоящая из равных частей дейтерия и трития. При ее пробое мощным импульсом тока, эта смесь превращается в плазму. Плазма является проводящей средой и протекающий сквозь нее ток все больше разогревает ее, доводя ее температуру до 100 млн 0С. Такую температуру не способны выдержать никакие материалы, поэтому применяют системы с магнитным удержанием плазмы типа токамак.

Преимущества термоядерной энергетики по сравнению с атомной.

Основные преимущества термоядерной энергетики по сравнению с атомной:

-       практическая неисчерпаемость ресурсов;

-       на единицу веса термоядерного топлива получается в 100 раз больше энергии, чем при делении урана (и в 107 раз больше, чем при сгорании органического топлива).

-       значительно меньше активация конструкций, особенно выполненных из малоактивируемых материалов (ванадия, хрома, алюминия и др.);

-       проще с ядерной безопасностью (количество топлива в плазме всего около 1 грамма);

-       не возникает проблем с утилизацией ядерных отходов;

-       термоядерная реакция затухает сама собой в случае аварийных ситуаций, приводящих к потере управления параметрами плазмы, следовательно, неконтролируемый разгон реактора и последующая ядерная авария невозможны.

Конструкция токамака ИТЭР.

Токамак (тороидальная камера с магнитными катушками) представляет собой магнитную систему тороидальной формы для удержания высокотемпературной плазмы. Удержание плазмы осуществляется при помощи тороидальных и полоидальных катушек. Нагрев осуществляется током, текущим по плазме, а также внешними источниками нагрева, а при высокой температуре плазмы – заряженными продуктами реакций синтеза.

Конструкция токамака ИТЭР приведена на рис. 1.

 

 

Рис. 1. Конструкция ИТЭР.

 

Основные конструктивные элементы токамака ИТЭР:

- тороидальные, полоидальные катушки и центральный соленоид (магнитная система);

- криостат (криогенные температуры необходимы для перехода и поддержания сверхпроводящего состояния в магнитных катушках)

- вакуумная камера (именно в ней возникает и удерживается плазма);

- бланкет и защита;

- дивертор и первая стенка (элементы, воспринимающие тепловые нагрузки);

- системы управления и  электропитания.

 

Тороидальные, полоидальные катушки и центральный соленоид представляют собой магнитную систему токамака и обеспечивают устойчивость, требуемую форму плазмы и ее удержание. Нагрев и параметры теплоотвода магнитных катушек определяются материалом проводника, из которого они изготовлены, чем ниже сопротивление, тем больший ток можно пропустить при том же сечении, получив при этом бОльшую энергию. В ИТЭР катушки выполняются из сверхпроводников  NbTi (пластичный и более дешевый) и Nb3Sn (более высокая  температура перехода в сверхпроводящее состояние, равное 18.3К по сравнению с 9.6К у NbTi).

Криостат обеспечивает охлаждение катушек, которое в ИТЭР будет производиться жидким гелием с температурой 4.5 К.

Вакуумная камера служит для поддержания вакуума в объёме, где формируется плазма. Она включает в себя первую стенку и компоненты, обращённые к плазме и служащие для отвода теплового потока из области плазмы (дивертор, покрытия первой стенки и др.). Камера должна иметь поверхность, не содержащую примесей, а также  выдерживать перепады давления и электродинамические силы при создании магнитного поля. Это только некоторые из требований, предъявляемые к вакуумной камере.

В результате термоядерной реакции в плазме происходит выгорание трития, а основная часть энергии синтеза передаётся нейтронам. Бланкет – это зона токамака, в которой происходит основное поглощение энергии нейтронов и воспроизводится тритий.

Защита, расположенная за бланкетом, ослабляет радиационное воздействие частиц, образующихся в результате термоядерного синтеза.

Параметры ИТЭР.

Количество зданий – 39.

Общая масса токамака составляет 23000 т.

Диаметр токамака – 28,6 м.

Высота токамака – 29 м.

Количество основных подсистем токамака – 15.

Потребляемая мощность – 50 МВт.

Выделяемая мощность – 500 МВт.

Ток плазмы – 15 млн А.

Температура плазмы – 100 млн 0С (в 10 раз выше, чем в солнечном ядре).

Давление в вакуумной камере – в 10 млрд раз ниже атмосферного.

Индукция магнитного поля – 5,3 Тл (в 100 млн раз сильнее магнитного поля Земли).

 

Задачи ИТЭР.

Главная задача ИТЭР – доказать практическую возможность получения энергии в результате термоядерного синтеза в промышленных масштабах. Попутно будет изучаться физика плазмы и отрабатываться технологии термоядерного синтеза.

Кто за что отвечает в проекте ИТЭР?

Каждый из семи основных участников отвечает за какую-либо систему ИТЭР. Вклад Евросоюза (ЕС) в ИТЭР составляет 45%, вклад остальных участников – примерно по 9% каждый.

Вклад участников в проект ИТЭР:

Фидеры и корректирующие катушки – Китай;

Тороидальные катушки – ЕС и Япония;

Полоидальные катушки – ЕС и Россия;

Центральный соленоид – США;

Дивертор  - ЕС, Россия, Япония;

Бланкет – Китай, ЕС, Корея, Россия;

Вакуумная камера – ЕС, Корея, Россия;

Защитный экран – Корея;

Криостат – Индия.

 

Что сделано к настоящему моменту.

В 2010 году начато строительство здания токамака ИТЭР. Для сейсмической безопасности фундамент здания покоится на антисейсмических подушках, которые в случае землетрясения будут гасить ударные волны (рис. 2).

 

Рис. 2. Фундамент здания токамака.

Сооружение фундамента уже завершено и начато возведение его стен (рис.3-5). Административное здание и ряд подсобных построек также уже построены.

 Рис. 3. Здание токамака.

 

 

 

 Рис. 4. Высота здания токамака – 60 м, как у строительных кранов слева.

 

 Рис. 5. Вид строительной площадки.

 

Сборка самого токамака начнется в 2015 году. Первую плазму планируют получить в 2021-2023 годах, а полностью функционировать ИТЭР должен начать в 2025 году.

А дальше…

Следующим этапом будет строительство прототипа термоядерной электростанции DEMO в 2035-2045 гг. И, наконец, в 2055 году должна заработать первая промышленная термоядерная электростанция.

 

Литература:

1.      Глухих В.А., Беляков В.А., Минеев А.Б. Физико-технические основы управляемого термоядерного синтеза. Учебное пособие для вузов. - 2006. – 348 с.

2.      ITER. В. Фридман // В мире науки. №6. - 2014. – с. 62-69.

videonauka.ru