Действующий
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:
получение необходимых вакуумных условий в камере, криостате, системах нагрева, диагностики и другом оборудовании;
подготовку топливной смеси, извлечение трития из бланкета, разделение изотопов водорода для повторного использования трития и дейтерия, очистку газовых и водяных сред от трития;
Во всех элементах вакуумно-тритиевого комплекса должен быть предусмотрен двойной барьер для предотвращения утечек трития.
Необходимо разработать проекты основных систем обеспечения: системы электропитания, криогенной системы и системы сброса тепла.
По всем элементам и системам реактора должна быть подготовлена детальная техническая документация для передачи промышленным предприятиям.
В целом технический проект должен быть разработан таким образом, чтобы реактор ИТЭР после его сооружения и ввода в действие позволил бы продемонстрировать возможность получения управляемого зажигания и длительного горения дейтерий-тритиевой плазмы, обеспечить ее устойчивое состояние, продемонстрировать технологии, присущие реактору, обеспечить комплексную проверку компонентов реактора, необходимых для использования энергии термоядерной реакции в практических целях.
В целях реализации Программы предусматривается осуществить комплекс мероприятий по следующим подпрограммам:
лицензирование предлагаемых мест сооружения и эксплуатации термоядерного реактора и адаптация технического проекта термоядерного реактора к предлагаемым местам его сооружения.
Подпрограмма "Разработка методов нагрева и удержания плазмы термоядерного реактора" включает в себя следующие виды работ:
выполнение расчетно-теоретических работ по моделированию физических процессов в плазме реактора-токамака;
проведение экспериментов по нагреву и удержанию плазмы на действующих установках Т-15, Т-10 и других установках и сопоставление полученных результатов с результатами расчетов и аналогичных исследований на зарубежных установках;