A: ITER (ИТЭР, International Thermonuclear Experimental Reactor) — экспериментальный термоядерный реактор на базе концепции токамака. Проектирование в несколько подходов (разных вариантов) шло с 1992 по 2007 год, сооружение — с 2009 по настоящее время (и продолжается). Токамак ИТЭР будет примерно вдвое больше предшественников по всем размерам, примерно в 10 раз объемнее и тяжелее, в 15 раз дороже, и в 25 раз мощнее с точки зрения термоядерной мощности.
Q: Какие у него цели?
A: Набор основных задач ИТЭР можно ранжировать так
Продемонстрировать возможность управляемого термоядерного синтеза с временем горения и мощностью промышленного масштаба.
На практике столкнуться и решить инженерные вопросы создания термоядерного реактора промышленного масштаба — при всей банальности это одна из важнейших и сложнейших задач ИТЭР, без которой невозможно понимание перспектив развития термоядерных электростанций в целом.
Исследовать оставшиеся вопросы физики плазмы токамаков, в т.ч. возможно найти какие-то ее особенности, которые упростят создание промышленных термоядерных реакторов.
На практике разработать и опробовать технологию размножающих тритий бланкетов — совершенно необходимая деталь для токамаков, ориентирующихся на термоядерную реакцию слияния дейтерия и трития.
Накопить опыт организации строительства и эксплуатации термоядерных реакторов/электростанций
Q: А какая мощность у ИТЭР?
A: Начнем с того, что ИТЭР не будет вырабатывать электроэнергию — все тепло будет просто сбрасываться в градирни системы охлаждения. Турбина оказалась слабо совместима с импульсными режимами работы, которые освоены для токамаков на сегодня (о них ниже) и интересами ученых. Поэтому получается, что мощностей у ИТЭР довольно много, давайте их перечислим:
Мощность сбрасываемая в градирни всеми источниками тепла, максимальная — 1150 мегаватт.
Мощность, выделяющаяся в плазме в разных режимах токамака от 250 до 700 мегаватт.
Из них мощность термоядерной реакции от 200 до 630 мегаватт, а остальное вкладывается системами нагрева плазмы.
При этом сам ИТЭР потребляет значительную мощность от “розетки” — порядка 600 мегаватт в момент горения (или как его называют — выстрела) плазмы и около 110 мегаватт при подготовке
Еще большее количество энергии циркулирует в системе электропитания сверхпроводящих магнитов — из-за необходимости изменять ток в магнитах во время плазменного выстрела в системе магниты — реактивная компенсация гуляет около 2 гигаватт реактивной мощности. Из “розетки” эта система потребляет около 250 мегаватт, входящих в 600 общего потребления.
Таким образом, получается, что хотя с физической точки зрения ИТЭР, его термоядерная мощность в 10 раз превосходит мощность нагрева, с инженерной точки зрения ИТЭР не дотягивает даже до единицы. Однако связано это скорее не с принципиальной невозможностью, а оптимизацией затрат — пока выгоднее сделать токамак импульсным и не вырабатывающим энергию.
Q: А что значит импульсный? Сколько времени будет длиться “импульс” в ИТЭР?
A: Одной из важных составляющих удержания плазмы в токамаке является кольцевой ток, который течет в этой плазме. Изначально, для простоты он всегда поддерживался по принципу трансформатора — если мы поместим в центр токамака большую катушку (называемую центральный соленоид или индуктор) и начнем изменять в ней ток, то по плазме потечет вторичный ток (как и в трансформаторе). Такой режим называется индуктивным. Однако таким образом можно поддерживать ток плазмы ограниченное время — пока центральный соленоид перекидывается от максимального к минимальному значению тока в себе (в случае ИТЭР это будет от +55 килоампер до -55 килоампер. К сожалению, чтобы развернуть процесс обратно, нужно поменять направление тока плазмы, на что уйдет слишком много энергии, чтобы это было разумным). В ИТЭР используется абсолютно рекордный центральный соленоид массой ~1000 тонн, и его запаса энергии хватает на 400 секунд индуктивного режима на номинальной мощности 500 мегаватт, или 100 секунд с током плазмы 17 мегампер, при котором мощность будет ~700 мегаватт.
Существует возможность и поддержания тока плазмы с помощью радиочастотных систем и инжекторов нейтрального пучка, вплоть до полностью неиндуктивного режима, когда центральный соленоид не задействуется. Такие режимы были продемонстрированы на токамаках и будут внедрены на ИТЭР. Смесь индуктивного и неиндуктивного режима ожидаемо называется гибридным.
На первой стадии ИТЭРу будут доступны гибридные режимы с мощностью до 400 мегаватт при длительности 1000 секунд. После апгрейда 3 инжектором нейтрального пучка и нижегибридным радиочастотным нагревом — полностью неиндуктивные, до часовых “импульсов” горения на мощности 400 мегаватт — и тут ограничениями уже выступают буферные емкости криосистемы и системы охлаждения.
Q: ИТЭР не будет иметь турбогенератора для выработки электроэнергии? Но неужели нет других способов получать электричество из энергии термоядерного горения?
A: Как я уже отметил выше — турбогенератора у ИТЭР нет в основном по причинам не желания привносить еще и проблемы энергогенерации в инженерно-физическую установку.
Другие варианты, кроме классической паротурбинной схемы есть. Однако необходимо вспомнить, что 86% энергии термоядерной реакции дейтерий-тритий уносится нейтронами, и извлечь из них энергию можно только затормозив их в куске материала, который от этого нагреется. Получается, что для дейтерий-трития единственными вариантами с высоким кпд остаются тепловые машины — будь то паротурбинная установка или газотурбинная или парогазовая.
Для других видов термоядерных реакций распределение каналов ухода энергии из плазмы другое. Если посмотреть на 3 основные альтернативы дейтерий-тритию (DT): DD, DHe3, pB11 — то здесь основным каналом потери становится электромагнитное излучение — от СВЧ радиоволн до жесткого рентгена в случае pB11. Теоретически здесь как минимум часть энергии можно получать с помощью каких-то аналогов солнечных батарей (фотовольтаики), но на сегодня эта тема плохо изучена. Еще одним механизмом может быть отбор части горячей плазмы и прямое преобразование ее энергии в электричество. Устройства, способные это делать существуют и испытывались на плазменных устройствах (открытой ловушке Gamma-10). Однако инженерные перспективы подобного подхода и совместимость с необходимостью управления плазмой пока неясны.
Q: А что с топливообеспечением? Тритий — искусственный элемент с периодом полураспада 12 лет, где ИТЭР возьмет его?
A: Сегодня в мире основными наработчиками трития выступают тяжеловодные реакторы CANDU, из которых извлекают порядка 2 кг трития в год. ИТЭР потребует 3 кг для зарядки всех своих тритиевых подсистем, и примерно 1 кг за каждый год работы. Т.е. пока тритий потребляет только ИТЭР и работают CANDU — проблем нет. Однако если термоядерные реакторы на принципе DT токакмаков продолжат развиваться, то им понадобится самообеспечение по тритию, для чего на ИТЭР будет отрабатываться технологии размножающего бланкета, в котором потоком нейтронов из плазмы изотоп Li6 будет делиться с получением трития.
Q: А когда ИТЭР наконец построят и запустят? И сколько он стоит?
А: Проект международного термоядерного реактора очень долго не мог выбраться из обсуждений, доработок и переделок, и только в последние пару лет строительство и производство компонентов набрало темп. Сегодня начало сборки реактора в шахте намечено на 3 квартал 2019 года, а окончание и первый запуск — на декабрь 2025. Однако первый запуск будет на “голой” машине, лишенной основной части систем диагностики (изучения) и нагрева плазмы и возможности работать с тритием. После первой плазмы ИТЭР предстоит апгрейдится урывками еще 8-10 лет, в зависимости от финансирования, чтобы добраться до штатного комплекта оборудования и зажечь наконец термоядерную реакцию мощностью 500 мегаватт.
Стоимость ИТЭР в свою очередь — очень сложная материя. По идее просуммировать расходы участников, но не все они достоверно известно, кроме того финансирование ведется по сложной схеме — основная денег тратится на разработку и производство оборудования, которая каждая из стран обязалась поставить в проект в натурном виде, а часть передается деньгами в общий «котел» для работ международного агенства ИТЭР, которое занимается проектированием части машины, координацией, сборкой и т.п. Общие расходы сейчас оцениваются в 22 миллиарда евро, что автоматически ставит ИТЭР на первое место по стоимости среди научных установок.
Q: Вроде как у термоядерных реакторов есть проблемы со стойкостью материалов. Есть ли оценки сколько часов/лет работы реактора на полной мощности выдержат без особого структурного повреждения стенки реактора (тора токамака) из специальной стали?
A: Термоядерная плазма опасна для находящихся вблизи конструкций (внутренних стенок камеры и дивертора итд.) по причине ЭМ излучения и потока нейтронов. Электромагнитное излучение поглощается интенсивно охлаждаемыми металлическими поверхностями, и грозит перегревом (короблением, плавлением и т.п.) только в случае отказа охлаждения.
С нейтронным потоком сложнее: мгновенный поток очень жесткий из-за высокой энергии нейтронов (в 14 раз выше, чем в быстром реакторе), и довольно высокий флюэнс (плотность потока нейтронов), всего в 10 раз ниже, чем пиковый в ядерном реакторе.
Но при этом интегральная величина за время работы не так велика — ИТЭР же импульсный и экспериментальный, а это важно для оценки степени повреждений материала.
В итоге, живучесть первой стенки (а это основная деталь, подверженная электромагнитными и нейтронным нагрузкам) — 5 лет, причем определяется не структурными повреждениями как таковыми, а в основном плазменной эрозией и деградацией медного теплоотводящего основания (тут уже как раз из-за нейтронов). Для сравнения — нагрузка на первую стенку до съема будет 0,3 с.н.а (смещений на атом — единица повреждающей дозы), а нагрузка, скажем, выгородки ВВЭР-1000 до съема — 30 с.н.а., нагрузка оболочек твэлов в быстром реакторе — 60 с.н.а. и в перспективных материалах — 100+ с.н.а.
Однако при достижении коммерчески интересных параметров термоядерного реактора повреждения внутренних конструкций излучениями плазмы становятся определяющими. Для поиска новых материалов в Японии сооружается новая лаборатория IFMIF.
Q: Поясните про пятилетний ресурс первой стенки. Что потом? Или 40 лет строим 5 лет эксплуатируем?
A: Первая стенка и дивертор (который будет иметь срок службы 10-15 лет) сменные. Замена будет проводиться роботизированной системой обслуживания.
Q: Говорят, что ИТЭР дает чистую энергию, т.е. без радиации, как у ядерных реакторов. Но если есть нейтроны, то по идее это не так?
A: ИТЭР будет ядерно-опасным объектом, но заметно менее опасным, чем ядерные реакторы. У меня есть специальная статья, сравнивающая эти два типа.
Комментарии (28)
GreyPhantom
25.09.2016 16:39+2нагрузка ПС до съема будет 0,3 с.н.а, а нагрузка, скажем, выгородки ВВЭР-1000 до съема — 30 с.н.а., нагрузка оболочек твэлов в быстром реакторе — 60 с.н.а. и в перспективных материалах — 100+ с.н.а.
«ПС»… «с.н.а»....- может расшифруете?tnenergy
25.09.2016 16:45+3ПС — первая стенка, подробнее, что это за конструкций здесь.
с.н.а. — смещений на атом, единица, характеризующая повреждение материалов нейтронным (и ионным) излучением, подробнее здесь.GreyPhantom
25.09.2016 16:58Спасибо. Я правильно понимаю, что С.Н.А. и вызывает так называемое «разбухание» (увеличение объема и изменение геометрии) в ТВЭЛах обычного ядерного реактора?
tnenergy
25.09.2016 17:18+2>Я правильно понимаю, что С.Н.А. и вызывает так называемое «разбухание» (увеличение объема и изменение геометрии) в ТВЭЛах обычного ядерного реактора?
с.н.а. — это единица измерения повреждающей дозы. С тем же успехом можно сказать «я правильно понимаю, что мм вызывают разбухание в твэлах?»
Распухание вызывают повреждения кристаллической решетки нейтронным, альфа и ионным излучением, накопление газообразных продуктов распада (водорода — распад нейтронов, гелий — распад альфа-частиц) образование продуктов деления (два атома ПД, вместо одного атома урана).
Что касается распухания конструкционных материалов, то там все то же самое минус продукты деления.
tormozedison
25.09.2016 18:18-1Раз при импульсном режиме работы неудобно вырабатывать турбинами электрическую энергию из тепловой, почему бы тепловую не использовать для отопления расположенных неподалёку населённых пунктов?
И как насчёт аккумулирования тепла для сглаживания колебаний температуры, вызванных импульсным режимом?tnenergy
25.09.2016 18:24+2>Раз при импульсном режиме работы неудобно вырабатывать турбинами электрическую энергию из тепловой, почему бы тепловую не использовать для отопления расположенных неподалёку населённых пунктов?
Наверное это со всех сторон не удобно — и тянуть далеко, и непонятно как быть с уходом на апгрейды и т.п. — не очень источник тепла получается. Часть тепла (например от компрессоров криосистемы) планируется использовать для обогрева зданий комплекса.
>И как насчёт аккумулирования тепла для сглаживания колебаний температуры, вызванных импульсным режимом?
Колебаний температуры чего?
Anarions
25.09.2016 18:35+2Населённый пункт хочет получать тепло стабильно, а не 1.5 минуты в месяц. А на ИТЭРе будут постоянные работы, реконструкции, модернизации и исследования.
PavelGatilov
26.09.2016 11:47+2В статье написано, что проблема не в извлечении энергии, а в отсутствие цели извлечения и желания как такового. Проект сугубо с научными целями и нагромождать экспериментальный реактор инженерными конструкциями никто не планирует. Принципиально не важно, система отопления это или же турбина.
sergehog
25.09.2016 18:34+3Работаю в Tampere University of Technology (Финляндия). Делаю Machine Vision для этого робота WHMAN. Недавно он сломался )) Вероятно будут переделывать полностью, поскольку очень капризный получился.
tnenergy
25.09.2016 18:39+2О, прикольно, я писал (кратенько) про всю divertor RH system , в т.ч. ссылку ровно на это же видео привел.
А что капризный — из-за водяной гидравлики?
Кстати, теперь диверторную систему вроде как Oxford Technologies будет делать — они же должны ваши наработки взять с DTP2?
Tiberius
26.09.2016 09:50Я бы ещё добавил пару слов о том, как ядрённые материалы из центрального тора буду собсвенно вывозиться и утилизироваться?
На сколько я помню, этот вопрос затрагивался в других публикациях, что мол роботы будут менять стенки, но вот не могу припомнить, а было ли там про дальнейшую утилизацию. Какие-то интересные экстравагантные решения?
tnenergy
26.09.2016 11:20+3К зданию ИТЭР будет пристроена громадная hot cells facility, где эти элементы будут в телеуправляемом режиме разбирать, сортировать, прессовать и отправлять как обычные радиоактивные отходы на хранение. Объем высокоактивных отходов будет небольшим — 2-5 кубометров в год, средне- и низкоактивных побольше. Куда это все будет вывозиться не знаю, но во Франции оборот РАО налажен хорошо из-за мощной ядерной индустрии.
dan222
27.09.2016 09:1518 тороидальных катушек ИТЭР — создают магнитное поле 11.8Т на кольцевой оси в центре плазменного бублика или на внутренней границе плазменного бублика вблизи отверстия бублика, через которое проходит центральный соленоид?
tnenergy
27.09.2016 10:08+111.8 тесла на внутренней поверхности обмотки с током. В центре плазменного шнура остается 5,3 Т ну и есть некий градиент поля в центр.
dan222
28.09.2016 11:46А какова напряжённость вертикальной компоненты магнитного поля Hz в центре экваториальной плоскости центрального соленоида, которое способны создавать 6 катушек PF1,..,PF6 при совместной работе?
tnenergy
28.09.2016 13:38Честно говоря — не знаю ответ на ваш вопрос. Думаю, что где-то в диапазоне 1-2 тесла.
Причем поле PF6 направлено в обратную сторону для создания X точки
dan222
28.09.2016 14:36Возникло сразу несколько вопросов:
Какой внутренний диаметр катушек PF2 и PF3
Какие суммарные (по всем виткам) токи через катушки PF2 и PF3 планируют создать?
Где будут делать катушки PF2 и PF3 — тоже на Средне-Невском судостроительном заводе?
Поля от PF2..PF5 направлены в обратную сторону от поля PF6? Поля от PF1 и PF6 направлены в разные стороны? Поля от PF2..PF5 направлены в одну сторону с полем от центрального соленоида CS в центре SC в начале индуктивного разряда в плазме (т.е в начале уменьшения поля от CS и его переполюсовки)?tnenergy
28.09.2016 17:11Отвечу, что помню так, остальное вечером по документации
1. PF6 изготавливается в Китае, PF5-PF2 в специально построенном производстве на площадке токамаках (т.к. они нетранспортабельны из-за габаритов), PF1 на СНСЗ в России.
2. Диаметр PF2 и PF5 — 14 метров, PF3/PF4 — 24 метра
Ампер*витки посмотрю дома точно, но расклад примерно такой — ток 45/55 кА для катушек 2-5/1,6 соответственно, витков 100-130/256,340 примерно.
3. PF1-PF5 поле направлено в одну сторону, ток течет против часовой стрелки, если, смотреть сверху. PF6 в обратную сторону. Насчет направления тока CS не уверен.
tnenergy
28.09.2016 18:01Да, память по ампервиткам подвела
Здесь MAT — megaamper*turn, количество витков в слое, количество слоев, витков всего, длина единичного проводника. Токи по тоже наоборот PF1: 48 кА, PF2-4 — 55 кА, PF5 — 55кА, PF6 — 45 кА.
dan222
28.09.2016 15:36Один вопрос снялся — нашел у Вас на http://tnenergy.livejournal.com/?skip=10&tag=магниты
что катушки PF2-PF5 делает Китай
Gallifreian
Спасибо, не знал, что его не будут использовать для получения энергии.