Действующий
Федеральная целевая научно-техническая программа "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1999 - 2001 годы (далее именуется - Программа) является продолжением работ, выполняемых с 1992 года в соответствии с распоряжением Президента Российской Федерации от 21 ноября 1991 г. N 97-рп "О разработке технического проекта Международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР", постановлением Правительства Российской Федерации от 18 марта 1992 г. N 178 "О Соглашении между Европейским сообществом по атомной энергии, Правительством Российской Федерации, Правительством Соединенных Штатов Америки и Правительством Японии о сотрудничестве в разработке технического проекта Международного термоядерного экспериментального реактора", Соглашением между Европейским сообществом по атомной энергии, Правительством Российской Федерации, Правительством Соединенных Штатов Америки и Правительством Японии о сотрудничестве в разработке технического проекта Международного термоядерного экспериментального реактора от 21 июля 1992 г. (далее именуется - Соглашение) и поправкой к нему от 22 сентября 1998 г., постановлением Правительства Российской Федерации от 19 сентября 1996 г. N 1119 "Об утверждении федеральной целевой научно-технической программы "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку" на 1996 - 1998 годы" и постановлением Правительства Российской Федерации от 25 мая 1998 г. N 504 "О подписании поправки к Соглашению между Европейским сообществом по атомной энергии, Правительством Российской Федерации, Правительством Соединенных Штатов Америки и Правительством Японии о сотрудничестве в разработке технического проекта Международного термоядерного экспериментального реактора".
В соответствии с Соглашением общее руководство работами по техническому проекту Международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР (далее именуется - проект ИТЭР) осуществляет Совет ИТЭР. Стороны - участницы Соглашения выполняют проектные, научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы по заданиям международной дирекции проекта ИТЭР. Внедрение результатов работ Российской Стороны в проект ИТЭР осуществляется в трех зарубежных центрах интеграции проекта (США, ФРГ, Япония).
Возможности дальнейшего увеличения производства электроэнергии на тепловых и гидроэлектростанциях в обозримом будущем могут быть исчерпаны в связи с ограниченными запасами энергоресурсов. Развитие атомной энергетики связано с проблемами обеспечения безопасной работы атомных электрических станций и захоронения большого количества радиоактивных отходов. Другие источники энергии (солнечная энергия, морские приливы, энергия ветра, геотермальное тепло) имеют локальное значение и не могут претендовать на значительную долю в общем балансе энергетики.
В качестве дополнительного к атомной энергетике решения энергетической проблемы в настоящее время исследуется возможность реализации управляемой термоядерной реакции синтеза легких элементов, основными достоинствами которой являются: практически неисчерпаемые запасы топлива (изотопы водорода), высокая степень экологической чистоты по сравнению с тепловыми и атомными электростанциями и высокая степень безопасности (невозможен аварийный разгон термоядерного реактора).
Наиболее доступной является реакция синтеза гелия (4Не) из тяжелых изотопов водорода - дейтерия и трития (D-T реакция):
Энергетический выход реакции (17,6 МэВ) реализуется в виде кинетической энергии нейтрона (80 процентов) и ядра гелия (20 процентов). Нейтрон, покидающий зону реакции, передает свою энергию поглотителю (бланкету), содержащему литий и охлаждаемому теплоносителем. Вырабатываемое тепло преобразуется в электрическую энергию. Энергия ядер гелия идет на поддержание термоядерной реакции. Взаимодействие нейтронов с литием приводит к воспроизводству трития, которого в естественных условиях практически нет. Запасы дейтерия в природе практически не ограничены, а лития достаточно велики.
Осуществление самоподдерживающейся D-Т реакции возможно при одновременной реализации следующих двух условий:
нагрев топливной смеси до температур около 100 млн. градусов, при которых вещество находится в состоянии плазмы;
Существуют безнейтронные реакции синтеза, которые потенциально могут значительно снизить биологическую опасность термоядерных реакторов. Однако для их использования требуются еще более высокие параметры плазмы, поэтому подобные реакции можно рассматривать как более далекую перспективу.
Создание термоядерного реактора требует решения широкого круга научных и технических проблем с использованием мировых научных достижений и технологий. Необходимые для осуществления управляемой термоядерной реакции параметры плазмы были получены на системах с магнитным удержанием типа "токамак" (тороидальная камера с магнитными катушками), идея и первые разработки которых принадлежат российским ученым. Полученные результаты позволили ученым СССР, США, стран Евратома и Японии в течение 1988-1990 годов совместно разработать эскизный проект Международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР.
Соглашением и поправкой к нему от 22 сентября 1998 г. предусмотрено в течение 1992-2001 годов разработать технический проект ИТЭР, адаптированный к предлагаемым местам сооружения реактора, и выполнить согласованный план научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в его обоснование. В конце этого периода должна быть подготовлена концепция для выбора места сооружения реактора из числа предлагаемых и принято решение о сооружении реактора ИТЭР.
обоснование научно-технической осуществимости использования энергии термоядерной реакции в мирных целях;
разработка адаптированного к предлагаемым местам сооружения технического проекта Международного термоядерного экспериментального реактора в соответствии с Соглашением и поправкой к нему от 22 сентября 1998 г.
Для разработки технического проекта ИТЭР необходимо выполнить большой объем научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по обоснованию его основных систем:
Сверхпроводниковая магнитная система, состоящая из обмоток тороидального и полоидального магнитных полей и центрального соленоида, должна обеспечить оптимальные условия формирования и устойчивого удержания плазмы. Криостат диаметром и высотой около 36 м, в который помещена магнитная система, обеспечивает поддержание температуры на указанных обмотках около 4°К. Величина магнитного поля в центре плазменного шнура на радиусе 8,1 м должна составлять ~5,7 Тл, а в центральном соленоиде достигать 13 Тл.
Вакуумная камера, размещенная внутри тороидальных обмоток, должна обеспечивать необходимые вакуумные условия для плазмы. Следует предусмотреть двойной барьер для предотвращения утечек трития (вакуумная камера и криостат).
Радиационная защита предназначена для снижения нейтронного потока на сверхпроводниковые магнитные катушки до уровня не более 10**19 н/см2 и поглощенной дозы излучения - не более 3 * 10**6 Гр.
Дивертор обеспечивает очистку плазмы от примесей и отвод энергии попадающих в него частиц при плотности потока энергии в нем до 5/20 МВт/м2. Поскольку срок службы элементов дивертора ограничен эрозией и радиационной стойкостью конструкционных материалов, необходимо предусмотреть их дистанционную замену.
Бланкет в термоядерном реакторе предназначен для поглощения нейтронов с энергией 14 МэВ, рождающихся в результате реакции синтеза, и преобразования этой энергии в тепловую, а также для воспроизводства трития. Для решения задач, связанных с отработкой элементов конструкций демонстрационных и промышленных реакторов будущего, целесообразно разработать экспериментальные модули бланкета различных типов.
Первая стенка, обращенная непосредственно к плазме, должна выдерживать поток электромагнитных и корпускулярных излучений, покидающих плазму. В связи с эрозией материала первой стенки следует предусмотреть возможность регулярной замены ее модулей.
Система нагрева плазмы и поддержания тока должна обеспечить нагрев плазмы до термоядерных температур (100 млн. градусов) и поддержание продольного тока плазмы (21 МА), необходимого для ее длительного и устойчивого удержания. Для этих целей предстоит разработать мощные инжекторы нейтральных частиц и мощные генераторы высокочастотного (40 - 90 МГц) и сверхвысокочастотного (170 ГГц) электромагнитного излучения.
Система охлаждения термоядерного реактора должна обеспечить теплосъем со всех энергонапряженных систем и элементов реактора (бланкета, первой стенки, дивертора, вакуумной камеры и других) как в рабочем, так и в аварийном режимах, а система дистанционного обслуживания и ремонта термоядерного реактора - монтаж, демонтаж, ремонт и замену сильноактивированных элементов и узлов реактора в период его эксплуатации.
Система диагностики плазмы и система сбора, хранения и представления экспериментальных данных должны обеспечить получение и обработку информационных потоков о состоянии высокотемпературной плазмы во всех режимах работы термоядерного реактора.
Система управления термоядерным реактором обеспечивает получение информации о состоянии технологических систем реактора, реализацию необходимых режимов работы реактора и его систем, анализ информации при возникновении аварийной ситуации и вывод реактора из аварийного состояния.
Вакуумно-тритиевый технологический комплекс, включающий в себя вакуумную и тритиевую системы и систему подпитки плазмы топливом, должен обеспечить: