Действующий
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;
разработка и испытание систем диагностики плазмы для изучения и контроля физических процессов в плазме реактора ИТЭР;
разработка мощных инжекторов нейтральных частиц с энергией до 1 МэВ и генераторов электромагнитного излучения в высокочастотном (40 - 90 МГц) и сверхвысокочастотном (170 ГГц) диапазонах мощностью до 100 МВт для нагрева плазмы и поддержания тока.
Подпрограмма "Разработка электрофизических и магнитных систем термоядерного реактора" предусматривает:
разработку промышленной технологии производства сверхпроводящих материалов и сверхпроводящей проволоки;
выполнение опытно-конструкторских работ по созданию магнитной системы и вакуумной камеры термоядерного реактора.
Работы по этим проблемам потребуют привлечения ряда металлургических, металлообрабатывающих, электротехнических и других промышленных предприятий. Должны быть выпущены необходимые партии меди, олова, ниобия, нержавеющей стали, электроизоляционных и других материалов, удовлетворяющих требованиям работы в условиях термоядерного реактора. Необходимо разработать и создать соответствующее технологическое оборудование, в том числе для изготовления отрезков сверхпроводящего кабеля длиной 1000 м. Все образцы и макеты создаваемого оборудования должны пройти испытания в условиях, максимально приближенных к условиям работы в термоядерном реакторе, по механическим, тепловым, радиационным и другим воздействиям. Особое внимание должно быть уделено аттестации материалов, сопоставлению расчетных и экспериментальных методик, используемых в международной кооперации при проектировании ядерных и электрофизических устройств.
Подпрограмма "Разработка ядерно-технологических систем термоядерного реактора" включает в себя разработку, изготовление и испытание элементов и конструкций бланкета, первой стенки, дивертора, системы охлаждения, тритиевой системы, а также исследование радиационной стойкости конструкционных материалов и элементов диагностических систем.
Эта группа проблем, определяющая надежность и безопасность термоядерного реактора, из-за отсутствия в реакторной технике близких аналогов требует глубокой экспериментальной и конструкторской проработки. Потребуются существенное обновление и расширение имеющейся экспериментально-стендовой базы.
организацию полномасштабной копии международной и российской баз данных проекта, внедрение системы трехмерного автоматизированного проектирования, развитие сопутствующих информационных технологий.
В дальнейшем потребуется разработка систем стационарного и импульсного электропитания, криогенного комплекса, системы сброса тепла и других обеспечивающих систем. Эти работы можно будет выполнить только после выбора конкретной площадки для размещения реактора ИТЭР.