Термоядерная электроэнергетика

ВВЕДЕНИЕ На сегодняшний день разработки в области управляемого термоядер ного синтеза являются самыми перспективными для электроэнергетики т.к. они сулят возможности для получения невероятного количества энергии (д аже по сравнению с энергией получаемой при помощи обычных АЭС), на фоне вс ё быстрее иссякающих известных на данный момент энергетических ресурс ов(даже урана235 так необходимого для работы большинства обычных АЭС оста лось не очень много). В данной работе будет вестись речь Об Термоядерном реак торе(ТЯР), будут описаны основные физические и инженерные а спекты Термоядерных реакторов, также будет рассказано про Альтернатив ные термоядерные реакторы использующие альтернативные магнитные системы удержания плазмы и/или альтернативные виды топлива. Более подробно будет расс мотрен проект Международного термоядерного эксперимен тального реактора ИТЭР Термин «токамак» был предложен И.Н. Головиным и Н.Я. Явлинским, которые, на чав в 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям, избра ли для этой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри её с помощью мо щного газового разряда создали нагретый до очень большой температуры г аз – высокотемпературную плазму. Для стабилизации плазмы использовал ось сильное продольное магнитное поле. От первых слогов названий основн ых компонентов установки – ТОроидальная КАмера с МАГнитным полем – и было образованно слово «токамак» (при этом звонкая согласная Г была заме нена на глухую К) ПЛАЗМА И ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА: Цель УТС – обеспечить про текание реакции слияния лёгких ядер. Наибольший интерес с этой точки зре ния представляют реакции с участием изотопов водорода; дейтерия и трити я ( DT -цикл) либо одного дейтерия ( DD -цикл). В первом случае рождаются -частица с энергией 3,5МэВ и н ейтрон с энергией 14,1МэВ Во втором – с равной вероятностью образуется ядро и нейтрон или тритон (ядро трития) и протон. Выделяющаяся в различных реакциях синтеза энергия изменяется в несколько раз, тогда как их сечени я, или вероятности (зависящие от энергии взаимодействующих частиц), разл ичаются более существенно. Так, максимальное сечение DT -реакции превышает соответствующую величин у для DD -реакции более чем в 50 раз. Кроме того, энергия сталкивающихся частиц (температура плазмы), при кото рой достигается этот максимум, для первой реакции примерно в 10 раз ниже, ч ем для второй. С этой точки зрения DT -ре акция более предпочтительна и реализуется легче (при меньших значениях температуры и плотности плазмы), так что в настоящее время концепция УТС исходит из использования DT -смеси. Однако третий – нестабильный (отсутствующий в природных условиях) и вес ьма дорогой элемент. Его необходимо воспроизводить в самом реакторе. Поэ тому в дальнейшем, после отработки необходимых систем, единственным топ ливом для реактора станет неизмеримо более дешёвый и доступный дейтери й. Интенсивность ядерной реакции, т.е. число актов взаимодействия в единице объёма за единичный промежуток времени, сильно зависит от энергии сталк ивающихся ядер. Поэтому для осуществления УТС требуется нагреть DT -смесь до очень высокой температуры, поряд ка 100 млн. градусов. Любое вещество при таких температурах представляет со бой плазму. Однако даже столь огромная сама по себе не гарантирует успех а, ибо интенсивность термоядерного синтеза определяется не только темп ературой плазмы, но и её плотностью. Так, для наиболее вероятной DT -реакции плотность плазмы в термоядерном реа кторе при указанной температуре должна быть не менее см . Поскольку тритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в процессе работы реактора. Для этого предусмотрена специальная оболочк а, окружающая рабочую камеру и называемая бланкетом термоядерного реак тора. Бланкет изготавливают из материала содержащего литий, т.к. тритий о бразуется в реакции . Сгорающий при синтезе тритий пополняется в литиевом бланкете, так что реактор работает, по существу н а дейтерии и литии. Запасы этих элементов на нашей планете настолько вел ики, что при прогнозируемых темпах потребления их должно хватить на мног ие сотни лет. Теплотворная способность термоядерного топлива во много раз выше, чем н е только у обычного, но и у ядерного топлива АЭС. Действительно, при синтез е 1 г. DT -смеси выделяется примерно в 20 мл н. раз больше энергии, чем при сгорании 1 г. угля, и в 8 раз больше, чем при полн ом делении 1 г. урана. По составу бланкета термоядерные реакторы делятся на «чистые» и гибрид ные. В бланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий. В гибридно м же реакторе Бланкет наряду с литием содержит исходные материалы для по лучения делящихся нуклидов - или . Образующиеся при их облучении ней тронами или служат топливом для реакторов дел ения. В обоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагре в теплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. В чистом термоядерном реакторе единственная полезная «продукция» - это электроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нукл иды.[1] ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РЕАКТОРА-ТОКАМАКА: 1 Условия термоядерного «го рения». В наиболее «горючей» смес и, содержащей равные количества дейтерия и трития, термоядерное пламя «в спыхивает» при температуре свыше 50 млн. градусов. Нагрев плазмы до такой т емпературы представляет собой хотя и трудную, но вполне разрешимую зада чу: ведь плотность плазмы в реакторе примерно в 100 тыс. раз меньше плотност и газа при атмосферном давлении. Для интенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно, чтобы пла зма занимала достаточно большой объём. Лишь в этом случае частицы и излу чения не успеют выйти из плазмы раньше, чем произойдёт необходимое для п оддержания управляемой реакции число единичных актов синтеза. Математ ически это можно выразить следующим образом: произведение плотности пл азмы n на характерное время удержания энергии в плазме дол жно превосходить некоторое критическое значение (зависящее от темпера туры). Для DT -цикла n см . Это соотношение называют условием зажигания тер моядерной реакции. Как указывалось выше, в термоядерном ре акторе плотность DT -плазмы должна пре вышать , поэтому составляет примерно 1 с. Величи на характеризует скорость отвод а энергии от плазмы к стенкам реактора. В настоящее время получены вполне надёжные экспериментальные и теорет ические результаты по удержанию и нагреву плазмы в токамаках. Они позво ляют уверено экстраполировать достигнутые значения её параметров к те м, которые требуются для реактора. 2 Нагрев плазмы. Для получения термоядерн ой температуры джоулев нагрев оказывается недостаточным. С ростом темп ературы сопротивления плазмы уменьшается, и эффективность такого спос оба падает. Для дальнейшего увеличения температуры требуется дополнит ельный нагрев плазмы. Наиболее перспективными представляются два метода нагрева: пучками бы стрых атомов и токами высокой частоты. Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов – ускорителей з аряженных частиц, например ядер дейтерия – дейтронов. Ускоренные дейтр оны проходят через специальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые атомы дейтерия, которые беспрепятственно проникают в плазменн ый шнур токамака под любым углом к магнитному полю. Уже существуют инжек торы с мощностью пучка свыше 2 МВт при энергии атомов 20-40 кэВ. Использование инжекторов привело к значительному повышению температуры плазмы. Так н а токамаке PLT (США) этим способом удало сь нагреть плазму до 70 млн. градусов. Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастот ным магнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высоко й частоты, можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При соответс твующем подборе частоты эти волны будут эффективно поглощаться в плазм е, нагревая её. Ввод около 3МВт мощности в области ионной циклотронной час тоты (с которой ионы вращаются в магнитном поле) на той же установке PLT позволил нагреть плазму до 40 млн. градусо в. Если частота возбуждаемых в плазме колебаний близка к циклотронной ча стоте электронов (которая в 3680 раз выше частоты вращения дейтронов), то про исходит интенсивный нагрев электронов плазмы. Высокая эффективность н агрева плазмы таким методом была впервые продемонстрирована в Институ те атомной энергии им. И.В. Курчатова и в последствии подтверждена на д ругих установках. 3 Магнитное удержание. Как отмечалось выше, удерж ание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляется магнитным полем. П оэтому важным параметром реактора-токамака является - отношение давления плазмы Р, связанног о с её плотностью n и температурой Т пр остой формулой Р=2 n Т, к давлению магнит ного поля (В – магнитная индукция). Из теорет ических расчётов следует, что значение не может быть велико, т.к. при этом плазма становится неустой чивой. Для экономически оправданного энергетического реактора должно составлять не мене 5%. К пр имеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено знач ение =3% при сохранение усто йчивости плазмы. В экспериментах на токамаке Doublet -3 (США), где поперечное сечение плазменного шнура имеет форму эллипса, достигнуто значение =4,5%. Чтобы свести к минимуму зат раты на создание сильного (5-6 Тл) магнитного поля, в реакторе предполагает ся использовать сверхпроводящими обмотки. Однако в магнитных полях бол ьшой напряжённости сверхпроводимость исчезает. Поэтому один из основн ых аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС – поиск свер х проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжённо сти критического (разрушающего сверхпроводимость) магнитного поля. В эт ом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7 (СССР) – первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-титанов ого сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки поддержив ается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение (что позвол ит удерживать плазму с большей плотностью n ) заставляет стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обм отках. Сооружённая в нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена свер хпроводящими магнитными обмотками из сплава ниобия с оловом. Максималь ное значение магнитной индукции в реакторе с учётом конструкционных ос обенностей обмоток из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку ма гнитное поле в токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабо чей камеры составляет при этом 5-6 Тл. 4 Удаление продуктов реакции из плазмы. В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно или хотя бы в течение длит ельных промежутков времени (с краткими остановками). Поэтому неотъемлем ой частью термоядерного реактора является устройство, очищающее плазм у от «золы» DT -реакции – гелия и других примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от во дорода, образующегося в реакциях DD ил и D He . Накопл ение в рабочей камере этих продуктов значительно сокращает время «горе ния» термоядерной реакции. Существует несколько физических и конструктивных решений такого устро йства, именуемого дивертором. (Если для удале ния примесей из плазмы использовать обычные средства откачки, то большу ю часть стенки рабочей камеры займут отверстия каналов откачки, что сов ершенно не приемлемо.) Наиболее эффективным из них признан так называемы й полоидальный магнитный дивертор. Это устройство делит плазму в токама ке на горячую центральную и холодную периферийную области. В горячей обл асти, где протекают термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и протоны диффундируют вместе с дейтронами и тритон ами поперек магнитного поля от средней линии тора к периферии, где магни тные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочей камеры и "упираютс я" в стенки специальной полости дивертора. Следовательно, заряженные час тицы, попавшие из центральной области плазмы в периферийную, вдоль магни тных силовых линий сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседа ют на стенках этой полости или на расположенных в ней коллекторных пласт инах. Ионы превращаются в нейтральные атомы, откачиваемые из полости вак уумными насосами. Первые эксперименты на тока маке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установ ке Т-12. Поведение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подт вердило осуществимость требуемых режимов при омическом нагреве плазмы . В последнее время получены новые результаты на токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном полоидальным диверто ром. При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстры х атомов водорода параметры плазмы в периферийной области оказались бл изки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована возможн ость работы токамака при наличии плотной холодной плазмы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивертора. Дальнейшие эксперимен ты должны показать эффективность работы дивертора в условиях длительн ого "горения" термоядерной реакции. 5 Переход к непрерывному режиму. Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительно сть импульсов определяется энергией, которая запасена в индукторе, подд ерживающем ток в плазме. Недавно в ряде стран получен ы первые результаты по безындукционному возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной частот ы, которые вызывают упорядоченное движение электронов вдоль магнитног о поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT - II (Япония) свидетельствуют о перспективности такого способа возб уждения тока. Исследования в этом направлении позволят в ближайшем буду щем определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе в течение длительного времени.[1] ИНЖЕНЕРНЫЕ АСПЕКТЫ ТЕР МОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА: Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: маг нитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и п одпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и обслуж ивания. 1 Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля, и ндуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, ф ормирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура. Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указыв алось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для обмоток магнитной сис темы предполагается использовать сплавы ниобий — титан и ниобий — ол ово. Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА — одна из основных инженерных проблем разработки термоядерно го реактора, которую предстоит решить в ближайшее время. 2 Криогенная система включает в себя криост ат магнитной системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрев а плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой заключены все ох лаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жид кий гелий. Его пары охлаждают специальные экраны, расположенные внутри к риостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся п ри температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два ко нтура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечив ающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек темпера туру около 4 К, а в другом — жидкий азот, температура которого составляе т 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами. Криопанели инжекторов о хлаждаются жидким гелием и предназначены для поглощения газов, что позв оляет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высо ком разрежении. 3 Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе ра боты реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый тритий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необх одимо предусмотреть замкнутый контур с минимальным количеством циркул ирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, про изводительность которых должна несколько превышать достигнутую на сег одняшний день. Длительность паузы для подготовки рабочей камеры к следу ющему импульсу при этом не превышает 30 с. 4 Система эн ергопитания существенно зависит от режима работы реактор а. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При р аботе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяет ся импульсными нагрузками и достигает 10 6 кВт. 5 Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для зах вата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" тр ития и превращения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном тер моядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся вещес тв. Бланкет — это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реакто р от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуа тации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструкторски е разработки литиевого и уранового бланкетов. 6 Тритиевый контур состоит из нескольких н езависимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трити я из бланкета и возврат его в систему питания, а также очистку от него отра ботанных газов и воздуха. 7 Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и снижае т энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нормальной работы ма гнитной системы при минимальных энергозатратах необходимо ослабить не йтронный поток в 10 s — 10 6 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей кам еры, за исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см. Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и с делана из бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохраняет окружающее простран ство от излучения. 8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг ре актора. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то рад иационная защита должна окружать весь инжектор, что неудобно для распол ожения оборудования в реакторном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы могут быть уста новлены за пределами реакторного зала. Исследования на токамаках и разр аботка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор систем ы нагрева плазмы. 9 Система управления — неотъемлемая часть т ермоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого ур овня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и о бслуживание в нем осуществляются дистанционно — как во время работы, та к и в периоды остановок. Источником радиоактивно сти в термоядерном реакторе являются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов (период его полура спада составляет около 13 лет), а во-вторых, радиоактивные нуклиды, образую щиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бла нкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них (стали, спла вов молибдена и ниобия) активность достаточно велика, но все же примерно в 10— 100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогичной мощности. В перспек тиве в термоядерном реакторе предполагается использовать материалы, о бладающие малой наведенной активностью, например алюминий и ванадий. По ка же термоядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистанционн ого обслуживания, что предъявляет дополнительные требования к его конс трукции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одина ковых секций, которые заполнят различными стандартными блоками (модуля ми). Это позволит в случае необходимости сравнительно просто заменять от дельные узлы с помощью специальных манипуляторов.[2] АЛЬТЕРНАТИВНЫЕ ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Альтернативными называются термоядерные реакторы (ТЯР) , использующие а льтернативные магнитные системы удержания плазмы и/или альтернативные виды топлива. Актуальность развития альтернативных систем для управля емого термоядерного синтеза (УТС) связана с тем, что создание реактора дл я промышленного производства энергии на основе традиционного токамака , использующего D — Т-топливо, из-за высокой доли энергии (80%), выделяющейся в D — Т-реакции с высокоэнергетичными нейтронами (14 МэВ), сопряжено с т рудноразрешимыми экологическими и технологическими проблемами: высок ой наведенной радиоактивностью конструкционных материалов первой сте нки и связанной с этим необходимостью захоронения облученных конструк ций реактора; длительными остановками реактора каждые 3— 6 лет для смены первой стенки из-за повреждений при облучении интенсивными потоками 14-М эВ нейтронов, что ведет к существенному удорожанию производства энерги и. Обсуждаемая возможность создания термоядерного реактор а пониженной нейтронной активности заключается в использовании альтер нативных топливных циклов. В этом случае к системам удержания предъявля ются специфические требования. В частности, необходимо удержание с - 1 ( — отношение давления плазмы к давлению магнитно го поля) , повышаются по сравнению с D — Т-циклом требования к величине времени удержания. Главная цель работ ы — проанализировать возможные альтернативные термоядерные циклы и с равнить основные параметры D — Т- и альтернативных циклов. Создание альтернативных ТЯР для УТС оправдано, если произ водство энергии в них будет отвечать определенным условиям: 1) высокий коэффициент усиления мощности в плазме Q = P fus / P req 10, (1) где P fus — мощность, выделяемая в результате термоядерных реакций; Р — требу- емая для поддержания заданной температуры плазмы мощнос ть дополнительного нагрева; 2) высокая удельная мощность синтеза P fus > 2 МВт/м 3 ; (2) 3) низкий нейтронный выход n = P n / P fus ~ 0.1 , (3) где р п — мощность, выделяемая в нейт ронах; 4) наличие достаточных запасов топ лива по приемлемой цене. Первый пункт означает необходимос ть обеспечения условий, при которых затраты энергии на поддержание зада нной температуры плазмы невелики, второй — обеспечение достаточно низ кого уровня финансовых затрат на сооружение реактора требуемой мощнос ти, третий — обеспечение ресурса первой стенки на уровне 30— 50 лет и относ ительно небольшой наведенной радиоактивности конструкционных матери алов. В качестве альтернативы D — Т- топливу обычно анализировались D — 3 Не- и катализированное D — D -т опливо. Принципиальная возможность удовлетворения условий (1) и (2) была по казана для D — 3 Не- и катализированных D — D -циклов . Причем в D — 3 Не-цикле возможно достичь очень низкого нейтронного выхода ( n - 0,03) , но на Земле пром ышленные запасы изотопа 3 Не отсутствуют. С точки зрения обеспеченности топливом наиболее привлекательны катализ ированные D — D -циклы, использующие в качестве первичного топлива (сырья) только сравнительно дешевый и доступный дейтерий. Предва рительные оценки показали, что возможны такие варианты катализированн ых D — D -циклов, в которых n - 0,1, а тре бования к параметрам плазмы и системы удержания оказываются примерно такими же, как для D — 3 Не-цикла. К роме того, существуют потенциальные возможности использования циклов D — 6 Li , D — 7 Be , p — 6 1л, р— 9 Ве и р— И В. Для УТС пригодны реакции, обладаю щие высоким положительным энергетическим выходом, достаточно большим сечением и соответственно высокой скоростью реакции < v >, а также низкими значениями зарядов реагирующих ядер. Ана лизируя ядерные реакции между легкими ядрами , идущие с выделением энерг ии, можно заключить, что с этих позиций для УТС представляют интерес реак ции D — Т, D — D , D — 3 Не, D — 6 1л, D — 7 Ве, р — 6 1л, р — 9 Ве и р — 11 В, приведенны е в табл. 1. На основе этих реакций можно составить ряд чистых и катализиро ванных термоядерных топливных циклов. Чистые циклы включают ветви основной реакции и обозначаются одноименно этой реакции. Кроме того, все циклы на основе дейтериевых реакций включают обе ветви D — D -реакц ии. Для реакций, продукты которых могут реагировать с исходным топливом или между собой, необходимо рассматривать возможность и эффективность реализации катализированных циклов. В катализированных циклах продукт ы синтеза ( 3 Не, Т, 7 Ве) сжигаются во вторичных реакциях, что ведет к повышению эффективности циклов. Концентрации вторичного топлива определяются из условия равен ства скоростей его наработки и сгорания. Полностью катализированные ци клы используют все вторичное топливо. Для снижения потоков высокоэнерг етичных D — Т-нейтронов в дейтериевы х катализированных циклах нарабатываемый тритий целесообразно не загр ужать обратно в реактор. Тритий в этом случае можно хранить для получени я при его -распаде изотопа 3 Не. С точки зрения создания малоради оактивного термоядерного реактора привлекательнее всего полностью бе знейтронные протонные реакции. Однако низкие Q протонных циклов не позволяют рассматрив ать их как источники энергии. В самом эффективном протонном цикле р— 11 В максимальное теоретическ ое значение коэффициента усиления составляет Q 3,7. Для ц иклов р— 6 Li w . p — 9 Ве Q < 1. Реакцию р— 6 Li можно было бы рассматривать для наработки изотопа 3 Не для D — 3 Не-реакторов, но этот спо соб неприемлемо энергоемок. Минимальные затраты энергии на производст во одного ядра Не в цикле р — 6 Li при заданном значении пла зменного коэффициента усиления р— 6 Li реактора Q р— 6 Li равны E 3 He = (1 - Q р— 6 Li )-4,018 МэВ, что при максимально достижимом в рамках принятого подхода значен ии Q р— 6 Li = 0,33 составляет E 3 He = 2,69 МэВ. Для сравнения энергетическая цена добычи и транспортировки одного ядра лунного гелия-3, всего 0,07 МэВ. Величина E 3 He = 2,69 МэВ включае т только затраты на нагрев плазмы, конечная энергетическая цена гелия-3 в этом случае может оказаться сравнимой с энергией, выделяемой при его сго рании (18,35 МэВ). Даже если принять полные энергозатраты равны ми E 3 He = 2,69 МэВ, полный коэффициент усиления D — 3 Не-цикла с наработкой гелия-3 в реакции р— 6 Li не прев ысит Q = 2,69/18,35 = 6,82. Среди альтернативных циклов для УТС реальный интерес пре дставляют D — 3 Не- и катализированные D — D -циклы. В системах с ~ 1 эти циклы могут конкурировать с традиционным D — Т-циклом, и перспективы производства эне ргии в альтернативных циклах зависят от возможностей систем удержания с ~ 1: амби полярных открытых ловушек, конфигураций с обращенным полем, сферически х токамаков и др. Как показали оценки, основные параметры (критерий зажиг ания, рабочая температура, нейтронный выход и др.) D — 3 Не- и катализированных D — D -циклов имеют близкие значения, но по ряду причин катализированные D — D -циклы представляются нам более предпочтительными для малорад иоактивного ТЯР. ' Главная причина — возможность использования в качест ве первичного топлива (сырья) только доступного и дешевого дейтерия, из-з а чего отпадает необходимость доставки топлива ( 3 Не) с Луны. Необходимость манипуляций с тритием и создания нейтронной защиты существует как для D — 3 Не-, так и катализированных D — D -циклов. В реакторе с катализированным D — D -циклом использовани е бланкета для производства трития в реакциях с захватом нейтронов с цел ью последующей наработки 3 Не при распаде трития представляется нам вполне о правданным, так как при этом количество 3 Н е в цикле увеличивается, что ведет к снижению нейтронного выхода. Оконча тельный выбор топливного цикла ( D — 3 Не или D — D ) может быть сделан при кон цептуальном проектировании малорадиоактивного ТЯР с учетом специфики системы удержания, включая детальный анализ кинетики выгорания трития, возможности и эффективности его селективной откачки и связанных с этим дополнительных энергозатрат. Главное технологическое преимущество ма лорадиоактивного реактора на альтернативном топливе — работа без зам ены первой стенки в течение всего срока службы — даже при наличии бланк ета обеспечивает более дешевое производство энергии по сравнению с D — Т-реактором, а низкая радиоактивнос ть делает экологически привлекательным ТЯР с альтернативными топливны ми циклами.[3] МЕЖДУНАРОДНЫЙ ТЕРМОЯД ЕРНЫЙ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ РЕАКТОР ИТЭР В июл е 2001 г. закончился девятилетний период выполнения соглашения, заключенно го под эгидой МАГАТЭ правительствами России, США, Японии и Евратомом, о со трудничестве в разработке Международного термоядерного эксперимента льного реактора ИТЭР, в соответствии с которым в 1992— 1998 гг. был выполнен тех нический проект реактора. Оценочная стоимость реализации проекта, соот ветствующего установленным соглашением программным целям, оказалась с лишком высокой для стран-участниц — около 8 млрд дол. в ценах 1989 г. В связи с этим в течение 3 лет (июль 1998 г.— июль 2001 г.) он был пересмотрен в целях двукрат ного снижения стоимости при сохранении основных программных целей, кот орые сформулированы ниже. ИТЭР в области физики плазмы должен обеспечить: достижение квазистационарного «гор ения» в индуктивном режиме поддержания тока плазмы с отношением термоя дерной мощности к мощности дополнительного нагрева ( Q ) не менее 10 и с длительностью, которая достаточна для созда ния стационарных условий на временной шкале, характерной для плазменны х процессов и процессов взаимодействия плазмы со стенками; демонстраци ю стационарного режима работы с помощью неиндуктивных методов поддерж ания тока плазмы при Q 5. Кроме того, не исключается возможн ость достижения контролируемого зажигания термоядерной реакции. В обл асти инженерных исследований и испытаний должны быть обеспечены: демон страция удовлетворительности технологии, специфической для термоядер ного реактора (сверхпроводящие магниты, извлечение трития, дистанционн ое обслуживание); испытания компонентов будущих реакторов (например, сис тем отвода тепла и частиц из плазмы); испытания материалов, оборудования и компонентов реактора при интенсивных потоках термоядерных нейтронов , достигающих 0,78 МВт/м2 на первой стенке; испытания концепций тритийвоспро изводящих модулей бланкета, которые должны обеспечить в будущих энерге тических установках самообеспечение тритием, отвод высокотемпературн ого тепла и производство электроэнергии. ФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ Для д остижения условий зажигания дейтерий-тритиевой (D-T) плазмы необходимо вы полнить критерий n E t > 2 · 1024 эВ · с/м3, где n — концентрация ионов, м– 3; E — энергетическое время удержания, характериз ующее степень термоизоляции плазмы магнитным полем, c; t — температура ионов (дейтронов и тритонов), эВ. Объем экспериментальных и теорети ческих знаний, накопленный международным сообществом к моменту начала работы над проектом ИТЭР, позволил определить параметры, необходимые д ля зажигания термоядерной реакции. Эта работа потребовала от ученых стр ан-участниц систематизации и анализа данных, полученных в эксперимента х на различных токамаках, концентрации внимания на наиболее неясных воп росах нагрева плазмы и механизмах потери тепла и частиц из нее: стабилиз ации различных видов неустойчивости плазмы; равновесия и устойчивости плазмы при давлении, максимально близком к предельному; определении пре делов (границ различных параметров) существования «горящей» плазмы. В ходе работы были определены наиб олее важные проблемы, а в последующие годы в большинстве случаев было на йдено их решение, как экспериментально, так и теоретически. Накопленные знания позволили после 1998 г. уменьшить линейные размеры токамака в 1,3— 1,4 ра за (большой радиус плазменного шнура с 8,1 до 6,2 м, малый — с 2,8 до 2 м), объем — бо лее чем в 2 раза, что привело почти к двукратному уменьшению стоимости уст ановки. При этом параметры плазмы практически не изменились, что позволи ло сохранить основные программные цели ИТЭР. ОПИСАНИЕ ПРОЕКТА ИТЭР является реактором-токамаком, рассчитанным на работу с длительным импу льсом тока плазмы, с вытянутым по вертикали сечением плазмы и однонулевы м дивертором. В номинальном индуктивном режиме работы достигается мощн ость D-T-реакции 500 МВт при длительности импульса горения реакции 400 с. При это м в плазму вводится до 50 МВт мощности дополнительного нагрева. Основными компонентами токамака являются сверхпроводящие тороидальные и полоид альные катушки, которые создают конфигурацию магнитного поля, необходи мую для удержания плазмы и управления ее положением и формой внутри торо идальной вакуумной камеры. Магнитная система включает в себя катушки то роидального магнитного поля, центральный соленоид, внешние по отношени ю к катушкам тороидального магнитного поля катушки полоидального магн итног о поля и корректирующие катушки . Нап равленный к оси системы компонент пондермоторных сил, действующий на D-о бразные катушки тороидального магнитного поля, воспринимается «арочны м распором», сформированным прямолинейными частями D-образных катушек в о внутренней части тора. Обмотки тороидальных катушек заключены в масси вные корпуса и формируют вместе со специальными силовыми «ключами» и «к омпрессионными кольцами» замкнутую силовую структуру. На этой механич еской структуре закреплены полоидальные катушки. Вакуумная камера (или вакуумный корпус) представляет собой двухстеночную конструкцию c D-образ ным поперечным сечением и также крепи тся к силовой струк туре . Электромагнитная система и вакуумная камера наход ятся внутри криостата. Они снабжены системой тепловых экранов между све рхпроводящими катушками и остальными элементами конструкции, находящи мися при более высокой температуре, и устанавливаются вместе с компонен тами реактора, находящимися внутри вакуумной камеры на опоры, расположе нные под каждой катушкой тороидального магнитного поля. Внутри вакуумной камеры расположе ны модули бланкета, а также заменяемые диверторные кассеты. Эти внутрика мерные элементы воспринимают поток тепла и частиц из плазмы и выполняют функцию нейтронной защиты вакуумной камеры и расположенных за ней свер хпроводящих катушек магнитной системы. В настоящее время в проекте расс матривается только «защитный бланкет». Однако проект допускает в дальн ейшем замену модулей «защитного бланкета» на тритийвоспроизводящие мо дули с одним лишь ограничением — температура охлаждающей воды должна б ыть такой же, как и в модулях «защитного бланкета». Через патрубки камеры вводятся пучки быстрых атомов, а также ВЧ- и СВЧ-мощность для нагрева плаз мы. В других сечениях камеры располагаются диагностические модули и экс периментальные модули бланкета. Для отвода тепла, выделяемого во внутри камерных компонентах и в вакуумной камере, служит система водоохлажден ия, состоящая из отдельных петель. Она спроектирована таким образом, что бы исключить попадание в окружающую среду трития и активированных прод уктов коррозии. Некоторые из этих петель могут быть также использованы д ля прогрева камеры и внутрикамерных компонентов в целях удаления газов, адсорбированных их стенками. Система подачи топлива имеет подсистемы инжекции D-T-газовой смеси и табл еток изотопов водорода (дейтерия и трития). В начальной фазе плазменного разряда газообразное топливо низкой концентрации подается в вакуумный объем с помощью системы инжекции D-T-газовой смеси . Плазма круглого сечения (с радиусом ~1м) инициируется в районе вн ешнего лимитера с помощью электронноциклотронного нагрева и затем дос тигает вытянутого сечения с диверторной конфигурацией по мере повышен ия тока. Как только достигается плато тока плазмы (15 МА для номинального р ежима работы), плотность плазмы увеличивается с помощью инжекции газа, к рупинок топлива или их комбинации одновременно с дополнительным нагре вом и приблизительно через 100 с возникают условия для начала реакции D-T-син теза с термоядерным выходом около 500 МВт. В случае неиндуктивного поддерж ания тока плазмы (с помощью систем дополнительного нагрева) длительност ь импульса «горения» D-T-реакции может достигать 1 ч. При индуктивном подде ржании тока, прежде чем запас магнитного потока будет полностью израсхо дован, происходит управляемое снижение скорости подачи топлива в камер у реактора, что приводит к медленному прекращению процесса термоядерно й реакции. После этого следует снижение тока плазмы и полное прекращение разряда. Номинальный импульс с индуктивным поддержанием тока плазмы им еет длительность «горения» D-T-реакции 400 с с периодом повторения импульсо в тока плазмы 1800 с. Предусмотрена система автоматического управления на о братных связях токами в катушках полоидальной магнитной системы, вакуу мной откачкой, подачей топлива (дейтерия и трития) и примесей таких, как аз от и аргон, а также системами дополнительного нагрева по сигналам с датч иков диагностических систем. Система диагностики плазмы должна обеспечить измерение многочисленных параметров плазмы как во времени, так и в пространстве. В отличие от приоритетов сегодняшнего дня в ИТЭР первой задачей диагност ики является надежное измерение параметров, определяющих безопасную р аботу установки. Вторым приоритетом является измерение параметров, поз воляющих оптимизировать режим работы, и приближение к достижению основ ных программных целей. Третий приоритет — новые явления в физике плазмы . Систему диагностики, включающую более 45 методик, разрабатывали одновре менно со всем проектом. Примерно половину методик с существующих устано вок можно перенести без существенной модернизации, другая половина тре бует существенной модернизации, а также научных и технологических разр аботок. Это вызвано специфическими условиями ИТЭР и, в первую очередь, на личием нейтронного потока и трития. Работа с тритием требует создания сп ециальных диагностических приборов, наличие нейтронного потока требуе т проведения многих измерений через перископическую систему. Здесь осн овной проблемой является работоспособность первого зеркала, поверхнос ть которого обращена непосредственно к плазме. Другой проблемой для диа гностических систем является электродвижущая сила, наводимая в кабеля х под действием радиации. В процессе разработки проекта найдены решения или определены пути решения перечисленных проблем создания диагностич еского комплекса. Что касается безопасности и лицензирования, то проект сфокусирован на удержании радионуклидов как основн ой функции безопасности, причем остальные функции безопасности рассма триваются как обеспечивающие работоспособность барьеров удержания. Ме тод «линий защиты» используется для достижения требуемого уровня безо пасности путем сбалансированных требований к характеристикам систем и компонентов. Число линий защиты и требования к ним зависят от накопленн ой радиоактивности при допустимом уровне риска. Для удержания трития (и активированной пыли) предусмотрены последовательные барьеры. Они вклю чают вакуумную камеру, криостат и системы очистки воздуха, обеспечивающ ие его детритизацию и фильтрование внутри здания. Радиоактивные выброс ы и сбросы как при нормальной эксплуатации, так и аварийные фильтруются и очищаются от трития до такой степени, чтобы их поступление в окружающу ю среду было настолько мало, насколько это достижимо при разумных затрат ах, чтобы обеспечить безопасную работу персонала и безопасность населе ния вне зоны реактора. Основные параметры ИТЭР следующие: Мощность, МВт… 500 (700) Отношение термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева, Q … 10 Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м2… 0,57 (0,8) Время горения плазмы в индуктивном режиме, с … 400 Большой радиус плазмы, м… 6,2 Малый радиус плазмы, м… 2,0 Ток плазмы, МА… 15 (17) Вертикальная вытянутость плазменного шнура — отношение вертикальног о размера к горизонтальному (верх/низ) … 1,7/1,85 Треугольность плазмы (верх/низ) … 0,33/0,49 Индукция тороидального магнитного поля на оси плазменного шнура, Тл… 5,3 Объем плазмы, м3… 837 Площадь поверхности плазмы, м2… 678 Мощность дополнительного нагрева, МВт… 73 НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ РАБОТЫ Основной подход, выбранный при проектировании ИТЭР, закл ючается в тщательном расчетно-конструкторском анализе принимаемых реш ений и их проверке с помощью исследовательских и технол огических работ, включающих в себя изготовление и испытание полномасшт абных или достаточно представительных моделей ключевых узлов реактора . Семь «больших проектов» были реализованы на инженерной стадии работы в целях подтверждения возможности изготовления главных узлов и их диста нционного обслуживания при обеспечении необходимогоконтроля качеств а: модель центрального соленоида и то роидальных катушек; сектор вакуумной камеры, модуль бланкета и кассета дивертора; модели систем дистанционного обслуживания кассет дивертора и модулей бланкета. Другие проекты относятся к исследо ванию проблем безопасности, систем нагрева и поддержания тока плазмы, тр итиевого цикла, систем электропитания. Результаты работ подтвердили за ложенные в проект конструкторские и технологические решения, а также тр ебования к контролю качества. Кроме того, они дали возможность квалифици рованно оценить стоимость изготовления как отдельных узлов, так и реакт орного комплекса в целом. Другим важным результатом был опыт управления проектом с широким привлечением промышленности разных стран, а также со вместного изготовления оборудования. По существу, это дало понимание и о пыт, как организовать изготовление систем и узлов реактора на междунаро дной основе при совместном сооружении комплекса ИТЭР. Наиболее значимы е результаты научно-исследовательских и опытноконструкторских работ и злагаются ниже. Модельная катушка центрального соленоида является самым большим импул ьсным сверхпроводящим магнитом, рассчитанным на создание магнитного п оля 13 Тл. Для ее создания было использовано ~25 т сверхпроводящих проводов (с трэндов). Внутренний модуль изготовлен в США, внешний модуль и вставки с п роводником центрального соленоида — в Японии, а вставка с проводником т ороидального магнитного поля — в России. Они все вместе собраны на испы тательном стенде Японского института атомной энергии. В апреле 2000 г. макс имальное поле 13 Тл было получено при токе в кабеле 46 кА. Запасенная в магнит ном поле энергия 640 МДж была успешно выведена с постоянной времени, не пре вышающей 6 с. Катушка-вставка, изготовленная в Японии, была испытана в поле 13 Тл (10 000 циклов) в августе 2000 г. Катушка-вставка с проводником тороидального магнитного поля, изготовленная в России, также была успешно испытана в п оле 13 Тл с максимальным током в проводнике 46 кА в сентябре— октябре 2001 г. Мод ельная катушка тороидального поля была изготовлена и собрана в Европе. Ее размеры сравнимы с реальными, необходимыми для ИТЭР. Катушка была исп ытана летом 2001 г. на стенде ТОСКА в Германии в поле 9,7 Тл при токе 80 кА. При изго товлении катушки было решено много сложнейших технологических проблем , включая проблемы сварки толстостенных конструкций. Два полномасштабн ых сегмента вакуумной камеры (полусектора) изготовлены, собраны и сварен ы в Японии с требуемой точностью. К ним был приварен удлинительный патру бок, изготовленный в России примерно по той же технологии. Системы автом атической сварки и резки поставлены США, система одностороннего контро ля сварных швов основана на уникальном оборудовании, разработанном и из готовленном в России. Совместный проект по изготовлению и испытанию модулей бланкета имел це лью производство и испытание полномасштабных модулей элементов первой стенки и некоторых прототипов механических опор и гидравлических соед инений. Соединения металлов, такие, как бериллий— медь и медь— нержавею щая сталь, были успешно выполнены методом горячего изостатического пре ссования и другими но выми методами. Полномасштабные блоки защитного мо дуля изготовлены в Европе методом порошкового горячего изостатическог о прессования, в Японии — с при менением ковки, сверления и сварки. Механи ческие опоры из высокопрочного титанового сплава разработаны, изготов лены и испытаны в России. Кроме того, зна чительный объем радиационных ис пытаний материалов и их соединений проведен в России, США и Европе. Полномасштабный прототип диверторной кассеты создан с участием всех ч етырех партнеров по проекту. Часть обращенных к плазме компонентов полу чена из Японии и России и установлена на внутреннюю часть кассеты, изгот овленной в США. Их гидравлические и механические испытания проведены в С ША. Другие обращенные к плазме компоненты, изготовленные в Европе и Росс ии, установлены на внешнюю часть кассеты, изготовленной в Европе. Уникал ьные результаты получены при тепловых испытаниях в США, России, Японии и Европе. Например, моноблок из углеродного композита выдержал 2000 циклов по д нагрузкой 20 МВт/м2 (Европа), вольфрамовая оболочка — 1000 циклов при нагрузк е 15 МВт/м2 (Европаи Россия). Большая модель диверторной мишени с облицовкой, присоединенной к пластине из дисперсно-упрочненной меди, успешно испыт ана в Японии в течение1000 циклов при нагрузке пучком протонов 20 МВт/м2. Уника льный эксперимент с термоциклическими испытаниями макета облицовки и одновременным облучениемпроведен в России на атомном реакторе в Димит ровграде. Полномасштабный прототип системы дистанционного обслуживания модуле й бланкета (Япония) использует транспортное устройство на монорельсе вн утри вакуумной камеры для установки и извлечения модулей бланкета. Моду ль бланкета массой 4 т устанавливался и извлекался с погрешностью позици онирования менее 0,25 мм. Полномасштабный прототип системы дистанционного обслуживания кассет дивертора (Европа) основан на тороидальном транспортном устройстве, кот орое передвигает кассеты внутри камеры, и радиальном — подающем кассет ы извне внутрь камеры. Этот прототип также успешно испытан. Прототип криогенного насоса (модель половинного масштаба) для откачки D-T смеси, гелия и примесей изготовлен и подготовлен к испытаниям в Европе. Э лементы насоса (криосорбционные панели), изготовленные в Европе, испытан ы на замкнутом тритиевом контуре в России (Саров). Тритиевый инжектор крупинок топлива (DT и T2) испытан в США. Крупинки больших размеров (10 мм) были инжектированы и транспортированы по направляющей тр убе с радиусом кривизны 80 см при скорости 285 м/с. Дальнейшие работы по инжек тору тритиевых крупинок проводились только в России. В 2001 г. спроектирова ны и изготовлены основные узлы такого инжектора для испытаний на замкну том тритиевом контуре в России, которые планировалось завершить в 2002 г. Ги ротроны с частотой 170 ГГц для системы электронно-циклотронного нагрева р азрабатывали все партнеры по проекту. Наиболее значительные результат ы достигнуты в Японии (0,5 МВт Ч 8 с) и России (1 МВ т Ч 1 с). Основные компоненты антенны и волноводов для систем ионно-циклотронно го нагрева разработаны и испытаны при б олее высоком напряжении, чем требуется для ИТЭР, в Европе. Почти полномасштабные прототипы и сточников отрицательных ионов и высоковольтных источников питания (1 Мэ В) разработаны и испытаны в Японии, новая концепция плазменного нейтрали затора для систем инжекции быстрых атомов разработана и испытана на сте нде в России. Пр ототипы двухступенчатых (механических и тиристорных) замыкателей и раз мыкателей многократного действия и защитных взрывных размыкателей для источников питания и защиты сверхпроводящей магнитной системы разраб отаны и успешно испытаны при токе 66 кА в России. Ради ационные испытания ключевых компонентов диагностических систем прово дили все партнеры по проекту. Наиболее значительные успехи связаны с раз работкой и испытанием радиационно-стойких окон, оптических волокон и зе ркал, разработанных и испытанных в России. Система, моделирующая тритиев ый цикл в реакторе ИТЭР и использующая около 100 г трития, успешно отработа ла в течение 12 недель в США. Таким образом, совместная работа в течение девяти лет над техническим проектом ИТЭР в комбинации с продолж ающимся общим прогрессом в термоядерных физических исследованиях прив ела страны, участвующие в проекте, да и все мировое термоядерное сообщес тво к рубежу, когда они оказались технически готовы поставить вопрос о с ооружении первого в мире исследовательского термоядерного реактора с чертами, уже присущими энергетическим установкам. За эти девять лет была проделана значительная совместная работа по созд анию согласованного проекта термоядерного исследовательского компле кса стоимостью около 4 млрд дол. (в ценах 1989 г.), выполнен огромный объем научн оисследовательских и технологических работ. Общая стоимость затрат на проект и научно-исследовательские и технологические работы приближает ся к 2 млрд дол. Всеми партнерами по проекту внесен примерно равный вклад к ак в проектные, так и в исследовательские работы. В работах над инженерным проектом ИТ ЭР в России принимали участие более 200 научно-исследовательских и проект ных организаций, промышленных предприятий и учебных заведений. Работы п о проекту проводились в рамках федеральной целевой научно-технической программы «Международный термоядерный реактор ИТЭР и НИОКР в его подде ржку» под руководством Министерства Российской Федерации по атомной э нергии и созданной им Национальной дирекции проекта ИТЭР (директор — О. Г. Филатов, НИИЭФА) в тесном сотрудничестве с Международной проектной гр уппой ИТЭР (директор — Р. Аймар из Европы). Ведущие роли в разработке проекта играли РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва) — физика плазмы, диагности ка, системы дополнительного нагрева ибезопасность, НИИЭФА им. Д.В. Ефремо ва (г. Санкт-Петербург) — электрофизические системы реакторного комплек са, НИКИЭТ (г. Москва) — ядерно-физические системы, ГНЦ РФ — ВНИИНМ им. А.А. Б очвара — сверхпроводящие и конструкционные материалы, системы тритие вого цикла. Впервые в мировой практике удалось создать реальный проект квазистационарного термоядерного реактора с расчетной тепловой мощностью около 500 МВт. В процессе разработки проекта были с истематизированы и проанализированы результаты экспериментальных и т еоретических работ по физике реактора-токамака, определены и проведены целенаправленные экспериментальные и теоретические работы, отвечающи е на некоторые ключевые вопросы физики плазмы. В результате стало возмож ным существенное уменьшение размеров и стоимости установки по сравнен ию с первоначальным проектом. В представительных размерах (а ино гда и в натуральную величину) были изготовлены и испытаны основные элеме нты конструкции: сверхпроводящая магнитная система (модель центрально го соленоида и тороидальных катушек магнитного поля), сектор вакуумной к амеры, модели модулей бланкета и дивертора, системы дистанционного обсл уживания внутрикамерных компонентов (дивертора и модулей бланкета). Был и также созданы и испытаны прототипы почти всего уникального оборудова ния ИТЭР, в том числе систем диагностического комплекса, разработана и п роверена технологическая осуществимость проекта. Все чертежи проекта выполняли в соответствии с международными нормативами и с привлечение м совершенного программного обеспечения. Основной задачей ИТЭР должно стать изучение физики «горения» и получен иеквазистационарной D-T-реакции синтеза. В нем будут испытаны основные фу нкциональные узлы энергетического реактора, в том числе различные вари анты бланкетных модулей для воспроизводства трития. Критерием выбора п араметров ИТЭРстало обеспечение гарантированного зажигания и стабиль ного поддержания реакции при минимальной стоимости его сооружения. Учеными и специалистами создана схема международной кооперации как дл янаучных и исследовательских организаций, так и промышленности.Сооруж ение реактора ИТЭР и успешное выполнение программы исследованийпродем онстрирует мировой общественности техническую осуществимость термоя дерной реакции как надежного и безопасного источника энергии с неисчер паемы ми запасами топлива.[4,5]. Список литера туры 1) Кадомцев Б.Б., Пистунович В.И. Ядерная энергетика. Москва. 1994. 2) Ефремо в И.В. На пути к термоядерному реактору. Москва. 1993. 3) Хвесюк В.И. Чирков А.Ю. Анализ топливных циклов термоядерных реакторов. Вопросы термоядерной науки и техник и. Серия: термоядерный синтез. 2000. Вып. 3. С.28-35 4) Филатов О.Г. Завершение технического п роекта ИТЭР. Вопросы термоядерной науки и техник и. Серия: термоядерный синтез. 2002. Вып. 1. С.3-11 5) Кучай С.А. Будущее ИТЭР. Вопросы термоядерной науки и техник и. Серия: термоядерный синтез. 2002. Вып. 2. С.12-17