ВАКУУМ ИЗ КОСМОСА НА ЗЕМЛЕ:

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР-ТОКАМАК ИТЭР

Надёжное и  дешёвое энергообеспечение — важнейшее условие динамичного социально-экономического развития. Доля энергоресурсов в  общественно необходимых затратах, однако, не должна быть чрезмерной. По  экспертным оценкам, превышение 10процентного уровня делает экономику неустойчивой.

В дискуссиях о  мировой энергетике, нередких ныне в самых разных аудиториях, всё чаще звучит аббревиатура токамак. И  это не дань преходящей техноязычной моде. Именно в  управляемом термоядерном синтезе, уже несколько десятилетий олицетворяемом токамаками, многие видят одно из приоритетных направлений глобальной энергетики. Особый интерес вызывает строящийся ныне самый юный отпрыск в  семействе токамаков — первый в  истории экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР.

Напомним физические принципы термоядерной энергетики. В  её основе лежит ядерная реакция синтеза в  водородной плазме с  температурой, почти десятикратно превышающей температуру в центре Солнца. От контакта со стенками плазму удерживает винтообразное магнитное поле; в качестве ядерного топлива используется смесь тяжёлых изотопов водорода — дейтерия и  трития. Дейтерий содержится в  обычной воде. Тритий получают в  самом реакторе, используя природный литий. Его запасов в  земной коре хватит на  тысячелетия. В  ходе термоядерной реакции синтезируется гелий и  выделяется энергия, в  миллионы раз большая, чем при химическом сгорании углеводородного топлива.

Коротко говоря, управляемый термоядерный синтез станет для человечества неисчерпаемым экологичным источником дешёвой энергии.

Для реализации этих возможностей, отработки соответствующих технологий и  получения в  опытно-промышленных масштабах термоядерной энергии и создаётся реактор ИТЭР.

Формирование инженерно-физической концепции ИТЭР завершено в 1987 г. Межправительственное соглашение о  строительстве реактора подписано 21  ноября 2006  г. представителями Евросоюза, Индии, Китая, Республики Корея, России, США и  Японии. С  соблюдением определённых организационно-финансовых условий Проект открыт и для других стран. Научное руководство Проектом осуществляет Международный совет ИТЭР; строит реактор Международная организация ИТЭР (рис.  1). Сооружение реактора предваряла реализация обширной международной программы опытно-конструкторских разработок, сопутствующих исследований и  испытаний. Для их координации в  странах-участницах созданы национальные агентства ИТЭР.

В проектировании и  изготовлении реактора участвуют свыше ста отечественных научных учреждений, опытно-конструкторских организаций и промышленных предприятий. Их совокупная доля в  реализации Проекта составляет чуть более 9%. В  квоту российских поставок входят компоненты важнейших систем реактора: катушка полоидального магнитного поля; патрубки вакуумной камеры; панели первой стенки; центральные блоки дивертора; силовая аппаратура и  уникальное электротехническое оборудование; испытательный модуль жидкометаллического бланкета; приборы и  системы диагностики плазмы. Функции главного конструктора с  российской стороны возложены на НИИ электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова.

Реактор ИТЭР представляет собой уникальный энерготехнологический комплекс на  основе токамака с  однонулевым полоидальным дивертором (рис. 2).

В состав реактора входят электромагнитный, вакуумнотритиевый и  диагностический комплексы, системы дополнительного нагрева плазмы и  инженерного обеспечения, коммуникации и  опорносиловые механические структуры. Его важной частью является также оборудование для сборки и  дистанционного обслуживания.

Вакуумная камера служит первым барьером безопасности реактора. В  ней формируется плазменный шнур и  создаются физические условия, для инициирования и  поддержания термоядерной реакции. Воспринимая штатные и  аварийные механические нагрузки, камера выполняет также функции радиационной защиты катушек тороидального поля.

Камеру образуют: корпус; три пояса вакуумных патрубков; опорная конструкция; узлы для крепления внутрикамерных компонентов; муфты и  фитинги системы водяного охлаждения (рис. 3).

Камеру в  блоке с  электромагнитной системой устанавливают на  опоры под катушками тороидального поля. В  её полости расположены заменяемые внутрикамерные компоненты (диверторные кассеты и  модули бланкета); в  патрубках размещены лимитеры, антенны для систем ВЧ и  СВЧ нагрева плазмы, криосорбционные насосы и  диагностические модули. Внутрикамерные компоненты воспринимают тепловые и, частично, корпускулярные потоки, излучаемые плазмой. Поглощаемое тепло отводится замкнутой системой водяного охлаждения, исключающей попадание в  окружающую среду трития и активированных продуктов коррозии. Ветви этой системы могут быть использованы для прогрева камеры при вакуумном кондиционировании стенок.

Камера и  электромагнитная система размещены внутри криостата. Они окружены тепловыми экранами, поддерживаемыми при температуре ~ 80  К. Экраны минимизируют теплообмен между сверхпроводящими катушками и  остальными элементами конструкции.

Камера представляет собой тороид D-образного поперечного сечения из двух коаксиальных оболочек, соединённых рёбрами жёсткости. Межоболочечное пространство заполнено стальными пластинами для радиационной защиты катушек. С  помощью рёбер формируются также каналы водяного охлаждения. При выходе из  строя водяных насосов съём остаточного ядерного тепловыделения во внутрикамерных компонентах осуществляется водой, циркулирующей в межоболочечном пространстве в  результате естественной конвекции. Полный вес камеры 5125 т.

Для укрупнительной сборки секторов вакуумной камеры совместно с  катушками тороидального поля предусмотрены рабочие станции (рис. 4). Здесь сектор устанавливают вертикально, и  к  нему крепят элементы тепловой защиты. Затем с  помощью подвижных опор на сектор слева и справа надвигают катушки тороидального поля.

Не будет преувеличением отметить, что почти весь мир с нетерпением и интересом ждет окончания работ и  запуска реактора, что станет еще одним доказательством и  торжеством человеческого разума и коллективной работы.

В. А. Беляков,

В. П. Муратов,

Г. Л. Саксаганский,

О. Г. Филатов

Научно-исследовательский институт

электрофизической

аппаратуры им. Д. В. Ефремова

(196641 Санкт-Петербург, пос.

Металлострой, дорога на

Металлострой, д.3; gruss@niiefa.spb.su)