Международный экспериментальный термоядерный реактор, сокращённо ИТЭР (, аббревиатура также отсылает к  — путь) — проект международного экспериментального термоядерного реактора типа токамак. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерной реакции синтеза и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. В проекте принимают участие 33 государства: страны-члены Европейского союза, Индия, Китай, Республика Корея, Россия, США и Япония.

Идея создания международного проекта была предложена М. С. Горбачёвым в 1985 году, проект был официально основан в 2007 году. Сооружение планировалось закончить в 2016 году. Строительство началось в 2010 году; летом 2020 года началась сборка реактора. Запуск реактора на полной мощности запланирован на 2035 год.

Сооружения ИТЭР расположены на территории французской коммуны Сен-Поль-ле-Дюранс (департамент Буш-дю-Рон), где также находится французский ядерный научно-исследовательский центр CEA (, Комиссариат атомной энергетики).

Страны-участники

Члены проекта: (27 стран-членов выступают как единый участник)

Наибольшую роль в реализации российской доли обязанностей по проекту ИТЭР играют: НИЦ «Курчатовский институт»; Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом»; НИИЭФА им. Д. В. Ефремова («НИИЭФА»); НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля; Институт прикладной физики РАН; ТРИНИТИ; ФТИ им. А. Ф. Иоффе; ВНИИНМ им. академика А. А. Бочвара; ВНИИКП; управляющая компания «Наука и инновации»; ИЯФ им. Г. И. Будкера СО РАН; НПО ГКМП; ООО «ДОК»;

Иные участники: (как ассоциированный член Европейского сообщества по атомной энергии в 2014—2020 годах и с 2025 года)

Техническое сотрудничество с государствами, не являющимися членами проекта: (посредством финансирования и поставок металлопродукции) . Участие Казахстана в проекте ИТЭР представляют: Национальный ядерный центр Республики Казахстан (НЯЦ РК); Научно-исследовательский институт экспериментальной и теоретической физики КазНУ им. аль-Фараби; Институт Ядерной Физики (ИЯФ); Ульбинский металлургический завод; КазНИПИЭнергопром; Казэлектромаш. (посредством участия Кабинета министров Канады в поставках трития) Бывшие члены проекта: (покинула проект в связи с выходом из Европейского союза и Европейского сообщества по атомной энергии)

История Создание международного проекта по изучению возможности применения термоядерной реакции синтеза для использования в мирных целях было предложено М. С. Горбачёвым Рональду Рейгану на в ноябре 1985 года. Сама идея проекта принадлежала Е. П. Велихову. На следующий год было подписано первое соглашение между Европейским сообществом по атомной энергии, СССР, США и Японией. Разработка инженерного проекта ИТЭР была завершена в 2001 году. В 2003 году к проекту присоединились Китай и Республика Корея, а в 2005 году — Индия. В том же году местом строительства реактора был единогласно выбран исследовательский центр Кадараш (), расположенный в коммуне Сен-Поль-ле-Дюранс на юге Франции, в 60 км от Марселя.

21 ноября 2006 года министрами семи государств-членов проекта было подписано соглашение ИТЭР, юридически учреждающее международную организацию. К 24 октября 2007 года соглашение было ратифицированно всеми членами и эта дата является официальной датой создания проекта.

Строительство Подготовка строительной площадки началась в январе 2007 года, в 2010 году началось строительство. Сооружения ИТЭР расположены на 180 га земли коммуны Сен-Поль-ле-Дюранс.

Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в , планировалось закончить в 2016 году. Однако в результате значительных технических трудностей и неопределённостей при проектировании и производстве компонентов, сроки неоднократно сдвигались: в июне 2009 года был согласован перенос даты пуска на 2018 год; в феврале 2010 года срок был сдвинут на 2019 год; в ноябре 2015 года срок окончания постройки ИТЭР сдвинули ещё на 6 лет (от ранее запланированного 2019) к 2025 году, а предполагаемая сумма расходов выросла до 19 млрд евро; в ноябре 2022 года объявлено о переносе даты получения первой плазмы на более поздний срок без его указания (по последнему плану — 2025 год). Причина — более медленные темпы монтажа по сравнению с плановыми.

28 июля 2020 года началась сборка реактора из компонентов. В 2026 году генеральный директор Пьетро Барабаски заявил о первом в истории проекта опережении графика на шесть месяцев при двукратном росте темпов работ начиная с 2023 года.

Конструкция

Наиболее важная часть ИТЭР — сам токамак и все служебные помещения — расположены на площадке с размерами 1,0×0,4 км. Предполагалось, что строительство продлится до 2017 года. Основная работа на этом этапе выполняется под руководством французского агентства ИТЭР, а в сущности CEA.

В целом токамак ИТЭР будет представлять собой 60-метровое сооружение массой .

Высота (более 70 м) превзойдет высоту Спасской башни. Ученые рассчитывают получить объем плазмы в . Таким образом, температура внутри реактора достигнет 150 млн °C. Для обеспечения необходимого объема плазмы магнитное поле в токамаке должно быть усилено до 200 тысяч раз сравнительно с земным полем. Громадные сверхпроводящие магниты будут охлаждаться до −269 °C. Так, исследовательский центр «Кадараш» станет одновременно самым горячим и самым холодным местом в Солнечной системе.

Общая схема

Токамак

Термин «токамак» — русскоязычный. Изначально И. Н. Головин предложил аббревиатуру «токамаг» — «тороидальная камера с магнитами», однако Н. А. Явлинский подметил, что глухая согласная на конце слова будет звучать более выразительно и предложил аббревиатуру «токамак» — «тороидальная камера с магнитными катушками».

Магнитная система Магнитная система токамака состоит из 48 элементов: 18 катушек тороидального поля, 6 катушек полоидального поля, центрального соленоида, состоящего из 6 секций, и наконец, 18 корректирующих катушек.

Индукция поля, создаваемого магнитной системой, достигает 13 Тл. Это чрезвычайно высокое значение. Для сравнения: это поле превосходит магнитное поле Земли в 200 000 раз. Для снижения потерь на электрическое сопротивление в катушках тороидального поля и центрального соленоида используется проводник из сплава ниобия-олово (Nb3Sn). Для катушек полоидального поля и корректирующих катушек используется ниобий-титановый (NbTi) сплав. При температуре кипения жидкого гелия (примерно 4К, или −269 °С) эти сплавы находятся в сверхпроводящем состоянии.

Катушки тороидального поля ( — TF) расположены снаружи вакуумной камеры токамака, и внутри оболочки криостата. Они состоят из 18 идентичных элементов (D-образных катушек), расположенных вертикально вокруг торообразной вакуумной камеры. Они создают магнитное поле вокруг плазменного тора с индукцией в 11,8 Тл и запасают энергию в 41 гигаджоулей. Каждая катушка весит около 300 т, имеет высоту 15 м и ширину 9 м. Общий вес катушек тороидального поля 6540 т. Катушки намотаны из сверхпроводящего кабеля, который состоит из прядей (стрендов), заключённых в оболочку из того же сплава. Кроме прядей внутри кабеля проходят каналы для циркуляции охладителя — жидкого гелия. Общая длина прядей, используемых для катушек TF, составляет более 80 км. Всего будет произведено 19 катушек (одна запасная). Из них 10 штук произведёт Европейский союз, и 9 штук — Япония.

Катушки полоидального поля ( — PF) расположены поверх катушек TF. Находятся внутри оболочки криостата. Состоят из 6 катушек, расположенных горизонтально. Назначение этого поля — отдалить плазменный шнур от стенок камеры и сжать его (адиабатический нагрев). Благодаря своим размерам четыре из шести катушек PF (2, 3, 4, и 5) будут наматываться на территории ИТЭР, в специально построенном для этого Здании полоидальных катушек. О масштабе этих изделий говорит такой факт: две самые большие катушки PF-3 и PF-4 имеют внешний диаметр 24 м, а масса каждой 400 т. Меньшие катушки (обозначения в спецификации ИТЭР PF-1 и PF-6) производятся в России и Китае соответственно и доставляются морем. Производство катушки PF-6 поручено Китаю. Эта катушка уже полностью собрана, доставлена из Китая в ИТЭР и прошла холодный тест. В апреле 2021 года она была установлена в шахту реактора. Катушка PF-1 производится в России, в Санкт-Петербурге, на Средне-Невском судостроительном заводе. Намотка катушки началась летом 2015 года. В апреле 2021 года сайт ИТЭР показал фото намоточного пакета PF-1, только что извлечённого из вакуумной камеры, где происходила пропитка пакета эпоксидной смолой. 1 ноября 2022 года полностью собранная катушка была отправлена морем из Санкт-Петербурга в Марсель.

Центральный соленоид (, CS) расположен в «дырке от бублика» — вдоль оси вакуумной камеры. Он представляет собой первичную обмотку трансформатора. Вторичной обмоткой трансформатора является плазменное кольцо, замкнутое в короткий виток. Ни один трансформатор не может работать на постоянном токе, поэтому напряжение в первичной обмотке будет расти от нуля до своего максимального значения. Ток, проходя по плазме, создает дополнительное магнитное поле, стремящееся ещё больше сжать виток (адиабатический нагрев) и одновременно нагревая его за счёт омического сопротивления (индукционный нагрев). Соленоид состоит из шести катушек, намотанных из специального кабеля из ниобий-оловянного сплава (Nb3Sn). Этот кабель рассчитан на ток до 46 кА. Кабель проектировался, чтобы выдержать без деформации значительный вес вышележащих слоёв. Каждая катушка похожа на стопку блинов. Стекло-полиамидная изоляция, пропитанная эпоксидной смолой, способна выдержать напряжение до 29 кВ. Длина кабеля, укладываемого в каждую катушку, составляет 910 метров. За 20 лет службы токамака центральный соленоид совершит примерно 60 000 импульсов.

Корректирующие катушки расположены внутри вакуумной камеры, между стенкой камеры и бланкетом. Они служат для «сглаживания» пограничных локализованных мод ( — ELMs), способных вызвать «выпучивание» плазменного шнура. Такое «выпучивание» опасно множеством негативных последствий. Во-первых, плазма, касаясь стенок камеры, теряет энергию и охлаждается. Во-вторых, происходит испарение, а следовательно, повышенный износ материала «горячей стенки». В-третьих, испарившийся материал (в основном бериллий) загрязняет внутреннее пространство вакуумной камеры мельчайшей пылью. Эта пыль, попав в плазму, заставляет её дополнительно светиться, что ещё больше охлаждает шнур и вызывает ещё больший износ горячей стенки.

+ Характеристики основных магнитов Материал проводника Длина проводника, тыс. м Масса, т Номинальный ток, кА Магнитное поле, Т Накопленная энергия, ГДж Стоимость (прогноз на 2011 год), млн € Полоидальные катушки (PF) NbTi 65 2163 52 6 4 122 Тороидальные катушки (TF) Nb3Sn 88 6540 68 11,8 41 323 Центральный соленоид (CS) Nb3Sn 42 974 46 13 6,4 135

Вакуумная камера По форме вакуумная камера представляет собой тор («бублик»). На сайте ИТЭР её называют  — «пончик». Её размеры: около 19 м в «большом диаметре», 11 м в высоту, и 6 м «малый диаметр» (диаметр «дырки от бублика»). Объём рабочей полости — 1400 . Масса этого компонента токамака — свыше 5000 т.

Вакуумная камера выполнена из нержавеющей стали. Для стабильной долговременной работы в условиях интенсивного потока нейтронов и высоких температур в американской лаборатории Оук-Ридж был разработан специальный вид стали. , в российском — 03Х16Н15М3 по ГОСТ 5632-72Характеристика материала 03Х16Н15М3 // Марочник стали и сплавов.

Стенки вакуумной камеры двойные. Между стенками расположена полость для циркуляции теплоносителя (дистиллированная вода). Внутренняя стенка защищена от теплового и нейтронного излучения бланкетом.

Для улавливания продуктов реакции в нижней части камеры установлен дивертор. Для демонтажа и монтажа элементов дивертора и бланкета, а также для диагностики и ремонта внутреннего оборудования разрабатывается дистанционный манипулятор.