Міжнародний експериментальний термоядерний реактор () — 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» (), 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:

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 доларівIs fusion power really viable? BBC News (5 березня 2010 р.). Для запуску ITER буде потрібно щонайменше 3 кг тритію, для запуску DEMO знадобиться 4—10 кгTritium Supply Considerations , LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg». 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 виділяєтьсяInternational Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament , CRC Press, 2004, page 15. Однією з теоретичних концепцій, перевірка якої передбачається на ITER, є те, що тритію, утвореного в реакції поділу ядер літію (реакція ), 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 сталіNRG completes testing of special steel for Iter , NEI Magazine (31 січня 2019 р.). 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

ITER технічні цілі ITER токамак у розрізі 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) ITER Росія Commission particulière du débat public Projet ITER EFDA home page IFMIF home page . FIRE home page , with current news on ITER and other burning plasma developments Princeton Plasma Physics Laboratory Climate Change Chronicles article about France winning the ITER contract ITER and ORNL Fusion reactors explained by HowStuffWorks Unofficial ITER fan club Institute for Plasma Research (IPR) (India) What is a megaproject? Найбільший у світі термоядерний реактор ITER нарешті завершено, але є проблема Korea completes delivery of ITER vessel sectors