ITER

Presentation3[1]

Международный экспериментальный термоядерный реактор

220px-ITER-img_0237_detoure[1]

Макет термоядерного реактора (сечение)

ITER (ИТЭР, изначально аббр. от англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, в настоящее время название связывается с латинским словом iter — путь) — проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

Проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш (фр. Cadarache) на юге Франции, в 60 км от Марселя. Подготовка строительной площадки в Кадараш на юге Франции началась в январе 2007 года. Сооружения ITER расположены на 180 га земли коммуны Сен-Поль-ле-Дюранс (Прованс-Альпы-Лазурный Берег, регион южной Франции), которая уже стала домом для французского ядерного научно-исследовательского центра СЕА (Commissariat à l’énergie atomique, Комиссариат атомной энергетики).

Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в 5 миллиардов евро, планировалось закончить в 2016 году, однако постепенно предполагаемая сумма расходов выросла вдвое, и затем срок начала экспериментов сдвинулся к 2025 году.

Страны-участники:

Страны ЕС (выступают как единое целое)
Индия
Китай
Республика Корея
Россия
Наибольшую роль в реализации российской доли обязанностей по проекту ИТЭР играют Курчатовский институт, госкорпорация Росатом, НИИ ЭФА им. Д. В. Ефремова, НИКИЭТ, Институт прикладной физики РАН, ТРИНИТИ, ФТИ им. А. Ф. Иоффе, ВНИИНМ, ВНИИКП, управляющая компания «Наука и инновации», ИЯФ СО РАН.
США
Япония
Казахстан
Участие Казахстана в проекте ИТЭР представляет Национальный Ядерный Центр Республики Казахстан (НЯЦ РК), Научно-исследовательский институт экспериментальной и теоретической физики КазНУ им. аль-Фараби, Институт Ядерной Физики (ИЯФ), Ульбинский металлургический завод, КазНИПИЭнергопром, Казэлектромаш, Кольчуга.

Ноябрь 1985 года — СССР предложил создать токамак нового поколения с участием стран, наиболее продвинувшихся в изучении термоядерных реакций. 1988—1990 годы — силами советских, американских, японских и европейских учёных и инженеров была проведена успешная концептуальная проработка проекта термоядерного реактора, получившего современное обозначение ITER. 21 июля 1992 года в Вашингтоне было подписано четырёхстороннее (ЕС, Россия, США, Япония) межправительственное соглашение о разработке инженерного проекта ITER. 28 июля 1994 года в рамках Решения 6 сессии Совета ITER по квоте Российской Федерации в проект присоединилась Республика Казахстан.
1996 год — США вышли из проекта.
2001 год — технический проект реактора ITER был успешно завершён.
2001—2003 годы — к участию в проекте присоединяется Канада.
2003 год — США вернулись к участию в проекте, а также к ним присоединились Китай и Южная Корея.
28 июня 2005 года в Москве министры шести сторон-участниц проекта ИТЭР подписали протокол, который определяет место строительства. Международный экспериментальный термоядерный реактор будет построен на юге Франции в исследовательском центре Кадараш (43°41′ с. ш. 5°45′ в. д. (G) (O))
6 декабря 2005 года к консорциуму присоединилась Индия.
25 мая 2006 года в Брюсселе участниками консорциума подписано соглашение о начале практической реализации проекта в 2007 году.
1 сентября 2006 года правительство России приняло решение подписать соглашение о создании Международной организации по реализации проекта исследовательского термоядерного экспериментального реактора (ITER), которая будет обладать правами юридического лица способного заключать соглашения с государствами и международными организациями.
Декабрь 2006 года — подписано 40 первых контрактов с персоналом, объявлено о ещё 56 открытых рабочих местах.
С 2010 года по май 2011 года — начало подготовки котлована под фундамент. Работы по подготовке котлована под реакторный комплекс. Длина котлована 130 метров, ширина 90 метров, глубина 17 метров. Извлечено 210 000 кубических метров скальной породы. Общая масса будущего комплекса токамака 360 000 тонн, включая 23 000 тонный токамак.
С мая 2011 года по апрель 2012 года уложен первый слой стальной арматуры, площадка залита слоем бетона толщиной 1,5 м. На этом слое сформировано 493 железобетонных колонны, каждая высотой 1,7 метра. На вершине каждой колонны установлена антисейсмическая прокладка. Поверх этих колонн будет сформирована ещё одна плита толщиной 1,5 м. Эту плиту на сайте ITER называют Slab B2. На этой плите и будет покоиться токамак.
В декабре 2012 года руководством ITER был подписан гражданско-правовой договор с французско-испанским консорциумом VFR на строительство комплекса зданий токамака.
Февраль 2013 года — начало работ по формированию нижней опалубки плиты Slab B2. Возводятся стены котлована.
С 19 по 20 июня в Токио состоялось очередное — двенадцатое — заседание Совета ИТЭР, руководящего органа Международной организации ИТЭР, в котором приняли участие представители всех семи участников Проекта ИТЭР: ЕС, Китая, Индии, Японии, Республики Корея, России и США. Делегаты Совета отметили, что Проект ИТЭР полностью перешёл на стадию сооружения.
К августу построены два вспомогательных здания и энергетическая подстанция. Сентябрь — появились сведения о первой успешной репетиции по транспортировке крупногабаритных частей токамака из порта Бере l’Etang (порт на озере Этан-де-Берр, озеро соединено 4-километровым каналом со Средиземным морем) до строительной площадки в Кадараше. Общая длина пути 104 километра. Для транспортировки была расширена и модернизирована автомобильная дорога, в частности, построено несколько новых мостов, а некоторые мосты были разобраны, и на их месте построены более прочные. Транспортировка будет осуществляться на специально сконструированном для этой задачи 352-колесном автотрейлере. Эта машина способна перемещать груз массой 800 тонн, длиной 40 метров, высотой 11 метров, шириной 9 метров со скоростью 3.5 км/ч. Репетиция заключалась в перевозке весогабаритного макета (бетонные блоки плюс стальная рама) наиболее впечатляющих компонентов реактора из точки назначения в точку прибытия. В ноябре были сформированы дренажные и вспомогательные туннели, окружающие комплекс токамака.
В начале декабря началась заливка бетоном 1,5 метровой плиты (Slab B2) основания реакторного здания (на сайте ITER его называют Зданием трития — Tritium Building). Заливка ведётся секциями размером 21 × 26 метров и продлится шесть месяцев. Всего секций пятнадцать, из них три на юго-западной стороне и три на северо-восточной. Заливка секции длится десять часов, затем месяц идет схватывание и отвердевание бетона.
Февраль 2014 года — залито три секции фундамента будущего Здания трития. Таким образом, фундамент на юго-западной стороне Здания трития готов.
С февраля на сайте проекта стали появляться фотографии изготовленных странами-участницами проекта отдельных частей токамака. Европа приступила к изготовлению 70 больших D-образных каркасов для катушек тороидального поля. Россия в марте отправила в Италию сверхпроводящие кабели, из которых будут наматываться эти катушки. Корея изготавливает секции вакуумной камеры. Китай представил фотографии смонтированных стативов с автоматикой управления магнитным полем. Индия приступила к изготовлению оболочки криостата.
19 марта начата заливка первой из трёх секций на северо-восточной стороне Здания трития. Этот этап планируется завершить в июле 2014-го.
Март — начата вторая репетиция транспортировки весогабаритного макета от порта Бере на строительную площадку ITER. Мероприятие успешно закончилось рано утром 8 апреля, когда трейлер с макетом прибыл на строительную площадку. Это последняя репетиция: уже в этом году ожидается прибытие первых крупногабаритных деталей. Март — полным ходом идет строительство Здания криостата (Cryostat Building). 14 апреля один из менеджеров проекта (Site, Buildings and Power Supplies project manager), Лоран Шмидер (Laurent Schmieder), на сайте ITER дал интервью, в котором рассказал, какие изменения будут происходить на строительной площадке в ближайшее время. По его словам, число рабочих, занятых на строительстве, возрастет с 600 до 1000 человек. В этом месяце на северо-восточном углу строительной площади начнется возведение Служебного здания (Services Building). Через три месяца, в июле, начнется возведение Сборочного цеха (Assembly Building) высотой 60 метров. Скоро начнется строительство очистных сооружений (Cleaning Facility), Здания радиочастотного нагревателя (Radio Frequency Heating Building), Здания управления (Control Building), Здания управления магнитной системой и Здания компрессорной станции. В июле начнется строительство охлаждающих бассейнов и градирен. В сентябре планируется начать работы на цокольном этаже Комплекса токамака, а к концу года работы перейдут на следующий этаж.
24 апреля инспекторы из французского Агентства Ядерной безопасности (French Nuclear Safety Authority — ASN) произвели осмотр монтажа арматуры будущей «пяты» под токамаком. Это круглая площадка должна быть выполнена из железобетона толщиной 1,5 метра.
29 апреля появились фотографии работ по укладке арматуры в «пяту» токамака. На фото хорошо видно, что четыре секции из пятнадцати уже залиты, а две практически готовы к заливке. К концу года планируется завершить заливку всех пятнадцати секций и приступить к возведению стен Здания Трития. В конце апреля появилось сообщение, что завершен монтаж 18-метрового тяжёлого мостового крана в Здании криостата.
25 мая завод в Тулоне (Франция) отчитался о изготовлении 70 каркасов для D-образных катушек (размерами примерно 9×14 метров) тороидального магнитного поля. В июне на эти каркасы начнётся намотка сверхпроводящих кабелей, которые поступили из России. В США объявили об успешных испытания высокочастотных нагревателей плазмы.
4 июня подписан контракт между European Domestic Agency и корпорацией Air Liquide. Air Liquide будет производить проектирование, закупку комплектующих, монтаж и тестирование системы охлаждения токамака. Система охлаждения будет обеспечивать три уровня охлаждения сверхпроводящих магнитов (80К, 50К и 4К) и включает теплообменники, крионасосы, несколько десятков километров трубопроводов.
18 июня китайский Институт физики плазмы представил для испытаний полномасштабный прототип одного из самых тяжёлых компонентов фидерной системы питания сверхпроводящих магнитов — вакуумную камеру CTB/SBB (coil terminal box / S-bend box) весом 27 тонн. Эта камера обеспечивает теплоизоляцию 31 сверхпроводящего коммутатора, управляющего подключением катушек токамака к источнику питания. Камера CTB/SBB является барьером между окружающей средой и холодной средой криостата, передавая токи до 68 килоампер.
18 июня Институт электрофизической аппаратуры в Санкт-Петербурге (НИИЭФА им. Д. В. Ефремова) закончил испытания натурных прототипов сильноточных (от 10 до 68 килоампер) шин постоянного тока, предназначенных для питания сверхпроводящих магнитных систем токамака. Тем самым были подтверждены расчёты, сделанные на этапе проектирования. Испытания дают «зелёный свет» производству рабочих образцов шин, с общей массой 500 тонн и общей длиной 5,4 километра.
19 июня была залита ещё одна секция фундамента будущего Здания трития. Заливка началась в 6:45, осуществлялась четырьмя слоями, закончилась в полночь. Общий объём поданного бетонного раствора составил 1155 м3. Подача осуществлялась мобильными бетононасосами с вылетом стрелы 47 метров, способными перекачивать 50 м3/час. Секция простоит 10 дней под слоем воды для предотвращения «обезвоживания» и растрескивания поверхности. Это пятая заливка, осталось десять. Заливка следующей секции ожидается в течение недели.
26 июня залита шестая и последняя секция фундамента будущего Здания трития. Осталось залить девять секций — «пяту» под токамак, боковые секции, фундамент под первый теплообменник.
8 июля Россия (Курчатовский институт) и Япония (местное агентство ITER) отправили часть своей доли сверхпроводящих кабелей соответственно в Ла Специю (Италия) и Сан-Диего (США). Из этих кабелей будут наматываться в Ла Специи — катушки тороидального поля, в Сан-Диего — секции центрального соленоида. 10 июля был залит первый из центральных сегментов «пяты» токамака, которую на сайте ITER называют «Slab B2» или просто «B2». Уровни Здания Трития отсчитываются от вакуумной камеры и обозначаются снизу вверх: «B2» (который сейчас формируется), «B1», «L1», «L2», «L3», «L4». Площадь сегмента 627 м2. Было залито 940 м3 специально приготовленного бетона. Остальные семь сегментов будут заливаться по аналогичному сценарию.
24 июля в Санкт-Петербурге, в НИИЭФА им. Д. В. Ефремова прошли испытания гасящих резисторов защиты D-образных катушек тороидального поля. Эти резисторы должны быстро (в течение минуты) рассеять энергию 41 ГДж, запасенную в катушках, в случае внезапной потери этими катушками состояния сверхпроводимости. Испытания прошли в присутствии представителей ASN (французское Агентство ядерной безопасности), IRSN (французский Институт радиационной защиты и ядерной безопасности) и самой ITER.
31 июля поступило сообщение, что залито ещё два сегмента[49]. Таким образом, остается пять участков.
22 августа на сайте ITER появилось фото состояния площадки токамака. Залиты все сегменты, кроме круглого центрального участка. Площадь этого участка 580 м2. Для его заливки потребуется 865 м3 бетона. Это последний сегмент плиты В2 (Slab B2) — «пола» первого этажа Здания Трития.
25 августа на сайте ITER размещена статья, посвященная проекту WEST («Tungsten (W) Environment in Steady-State Tokamak»). Этот проект был запущен ещё в марте 2013 года. Цель этого проекта — снятие неопределенностей при использовании в ITER вольфрамового дивертора. Для этого на другом европейском экспериментальном токамаке — TST (Tore Supra tokamak), будут испытаны прототипы кассет дивертора ITER. Рабочие поверхности горячей стенки дивертора подвергнутся длительному нейтронному облучению с интенсивностью до 20 МВт/м2. Такое испытание позволит подтвердить верность конструкторских решений и выработать четкий план промышленного производства элементов дивертора.
27 августа произведена заливка последнего, пятнадцатого сегмента в самом центре плиты Slab B2. Таким образом, завершен важнейший этап строительстве токамака ITER, начатый в сентябре 2010 г. Было задействовано 150 рабочих, которые уложили 3600 тонн арматуры и использовали 14 000 м3 специального бетона. Высокие требования к прочности B2 заставили использовать очень сложный ортогонально-радиальный макет размещения арматуры, с плотностью укладки до 350 кг/м3 (в центре) и диаметром прутьев арматуры до 40 мм. В плиту Slab B2 встроены 2500 пластин из специальной стали. Допуски для размещения этих пластин (отклонение не более 3 мм) были чрезвычайно жёсткими для строительства подобных объёмов. Эти пластины — опорные площадки для оборудования, которое будет монтироваться в дальнейшем. На фото и видео можно увидеть треугольную конструкцию синего цвета, с возложенной пальмовой ветвью. Пальмовая ветвь, по традиции, возлагается при окончании большой по объёму работы. Треугольная конструкция является временным приспособлением для удержания опорных пластин при заливке. В дальнейшем, в процессе сборки токамака, это приспособление будет удалено. Бетонирование плиты Slab B2 толщиной 1,5 метра и общей площадью 9600 м2 было начато в декабре 2013 года. В целом плита В2 представляет собой не только пол первого этажа Здания Трития, но и важнейший элемент будущих систем защиты токамака и барьера удержания радиации (PIC — Protection Important Component), в случае нештатной ситуации. В сентябре начнется возведение стен Здания Трития.
4 сентября на строительную площадку ITER, в полном соответствии с графиком, разработанным ещё в 2010 году, прибыл первый груз с комплектующими. Несмотря на скромность груза — четыре ящика с 12 высоковольтными разрядниками, которые прибыли из США на обычном трейлере, это событие было принято руководством ITER с энтузиазмом. Это первая из многих десятков тысяч поставок, которые будут прибывать со всего мира. Эти разрядники являются элементами системы защиты электропитания от удара молнии и откалиброваны на напряжение 400 кV. График предусматривает, что все составляющие для сборки токамака будут доставлены на площадку ITER к началу 2017 года.
11 сентября появилось сообщение о том, что в Италии завершено изготовление и испытание двух 414 метровых сверхпроводящих кабелей из титано-ниобиевого сплава (NbTi) для катушки полоидального поля PF1. Пряди (стренды) для этих кабелей были изготовлены в России. Кабели к концу 2014-го вернутся в Россию, в НИИЭФА им. Д. В. Ефремова, где будет наматываться катушка PF1. Всего Европа произведёт 10, а Россия 26 кабелей. Изготовление катушки PF1 планируется завершить к концу 2016 года.
25 сентября объявлено о начале строительства логистической платформы площадью 2 га, на востоке от строительной площадки ITER. Здесь будет оборудован полигон под открытым небом для хранения прибывающих со всего мира комплектующих токамака. На платформе будет также построен крытый склад площадью 9000 м2 для хранения деталей, чувствительных к атмосферному воздействию. Склад будет собран из стальных конструкций и оборудован системой климат-контроля. Земля под логистическую платформу была отчуждена под нужды ITER французским правительством в начале 2014 года.
В сентябре объявлено о завершении строительства Здания криостата.
30 сентября закончена 4-этажная пристройка к зданию штаб-квартиры ITER. Это строительство началось в начале года.
6 октября VTT Technical Research Centre (Финляндия) отчитался о первой успешной репетиции по дистанционной замене кассеты дивертора. Все действия производились дистанционным манипулятором по командам с пульта управления.
6 октября в Японии, городе Кокура (Kokura) прошло 12-е совещание участников, ответственных за производство сверхпроводящих магнитных катушек. Это совещание проводится два раза в год. Были подведены итоги семилетней (2007—2014) работы. Произведено более 95 % кабелей для катушек полоидального поля, около 75 % кабелей для тороидальных катушек. Для центрального соленоида изготовлено пять кабелей (10 % от общей потребности). Всего изготовлено 140 сверхпроводящих кабелей. С 2014 года центр внимания смещается к намотке 19 (18 плюс одна запасная) катушек тороидального поля.
7 октября на сайте ITER появилось сообщение о начавшихся работах по возведению стен Здания трития. Устанавливается башенный подъёмный кран. Для этого используется мобильный кран с высотой подъёма груза 85 метров и грузоподъёмностью 18 тонн. Одновременно выложено фото первых четырёх пилонов — несущих конструкций стен Сборочного цеха. Работы на фундаменте Сборочного цеха начались в мае 2014 года. Сборочный цех вплотную примыкает к Зданию токамака, образуя комплекс токамака. В Сборочном цеху будет происходить монтаж крупных узлов токамака из более мелких деталей. Затем смонтированные узлы переместятся на окончательное место сборки машины. Для этого комплекс токамака оснастят двумя 750-тонными и двумя 50-тонными мостовыми кранами, которые будут перемещаться по длине обоих зданий.
13-18 октября в России, Санкт-Петербурге состоялась 25-я конференция МАГАТЭ по термоядерной энергетике.
24 октября Европа отчиталась о выполнении своей доли производства (97 тонн или 20,2 % от потребного количества) стрендов для сверхпроводящих проводников тороидальных катушек. Всего требуется 380 тонн. Каждый стренд представляет собой проволоку из ниобий-оловянного сплава диаметром менее 1 мм. Ранее о выполнении своей доли отчитались Корея и Япония.
31 октября на сайте ITER появилась статья о ходе работ в «яме» — площадке токамака. Установлены два башенных крана: один в самом центре «ямы», один на фундаменте первого теплообменника. Третий кран монтируется в непосредственной близости от площадки токамака, у её южного края. Выступающая из В2 арматура, плотным кольцом окружающая центр — это основа будущей стены биозащиты (BioShield) толщиной 3,5 метра, которая будет ограждать машину. Концентрический круг большего диаметра из редких колонн — внутренняя опора будущей плиты В1. 20 ноября появилось сообщение о заливке первой секции стены будущего Здания диагностики. Секция составляет 16 метров в длину, 5,5 метра в высоту и 0,6 метра в толщину. Было использовано около 50 м3 бетона. Заливка осуществлялась слоями по 50 см, с уплотнением каждого слоя вибрационными машинками.
3 декабря Oak Ridge National Laboratory (США) сообщила об успешной репетиции намотки секции центрального соленоида. Секция была намотана из обычных (не сверхпроводящих) материалов, на оборудовании, которое было построено фирмой Tauring S.p.A (Италия). Намотка началась ещё в августе. Во время репетиции проверялось качество оборудования, отрабатывалась технология намотки секции из сверхпроводящего материала. 8 декабря стало известно, что Россия закончила производство своей доли сверхпроводящих стрендов. Последняя партия была отправлена с Чепецкого механического завода (Удмуртия) на ОАО ВНИИКП (Подольск). За шесть лет Чепецкий механический завод выпустил около 100 тонн ниобий-оловянных нитей (Nb3Sn), для проводников тороидального поля и более 125 тонн ниобий-титановых нитей (NbTi) для проводников полоидального поля. Выпущен пресс-релиз на русском языке.
В первых числах января 2015 Корея отчиталась об изготовлении работающего макета стапеля для сборки секции вакуумной камеры с магнитной катушкой тороидального поля. Макет выполнен в масштабе 1:5 и работает с макетами камеры и катушки, которые выполнены в том же масштабе. Макет необходим для обучения персонала, который будет задействован для этого вида работ. Сам стапель будет весьма внушительным инструментом: его высота сравнима с шестиэтажным зданием, а вес около 800 тонн. Будет изготовлено два стапеля. Всего для ITER планируется изготовить 128 уникальных инструментов, 71 из которых (выделенных в группу А) должны быть изготовлены в первую очередь.
НИИЭФА им. Д. В. Ефремова (Санкт-Петербург) сообщил об успешном испытании натурного прототипа гасящего резистора системы защиты сверхпроводящих катушек при внезапной потере сверхпроводимости. Резистор состоит из керамических резистивных элементов, заключённых в стальную оболочку, охлаждается водой. Его вес 4,5 тонны. Всего планируется произвести и поставить ITER 1030 резистивных секций, общим весом 1200 тонн. Эта система должна рассеять в окружающее пространство энергию в 55 ГДж за короткое время, около минуты.
16 января рядом со строящимся Сборочным цехом началось возведение Сервисного здания. На плане ITER Сервисное здание получило номер 61. Сервисное здание будет 8 метров в высоту, 80 метров в длину, оборудовано тяжелым мостовым краном, содержать множество вспомогательных систем, трубопроводов и агрегатов системы охлаждения, воздушные компрессоры, хранилище нерадиоактивных отходов, мастерские. Сервисное здание расположено над глубокой траншеей, сооружение которой началось ещё в сентябре прошлого года.
5 февраля началось изготовление макета одного сегмента «короны» — так на сайте ITER называют выступы из железобетона, расположенные в самом центре «ямы». Макет будет изготовлен в натуральную величину на площадке, имитирующей плиту В2. Эта площадка расположена недалеко от основного места строительства. Макетирование должно снять все неопределенности, связанные с созданием этой ответственнейшей конструкции. На «короне» будет покоиться криостат, вакуумная камера, магнитная система и другие тяжёлые детали машины общей массой 23 тысячи тонн. Между «короной» и поддоном криостата будет располагаться упорный шарикоподшипник. Назначение подшипника: уменьшить горизонтальные (радиальные и окружные) составляющие вибрационных нагрузок, возникающих при работе токамака.
5 марта Чрезвычайный Совет ITER (Extraordinary ITER Council) на внеочередном заседании в Париже назначил нового Генерального директора. Им стал 65-летний академик Бернард Биго (Bernard Bigot) из Франции. Он занимал руководящие должности в области научных исследований, в системе высшего образования и в правительстве. До своего назначения он проработал два срока (2009—2012 и 2012—2015) в ИТЭР, как председатель и исполнительный директор французской Комиссии по атомной и альтернативным видам энергии (CEA). Бернард Биго сменил на этом посту своего предшественника, Осаму Мотодзима (Osamu Motojima), который руководил ITER c 2010 года[92]. Новый Генеральный директор немедленно приступил к своим обязанностям. Интервью с ним можно прочитать на сайте ITER.
19 марта на сайте ITER появилось фото первых отлитых колонн, которые будут поддерживать будущую плиту В1 Здания Трития. На среднем плане, справа, можно увидеть, как формируется арматура будущей «короны» — системы радиальных железобетонных выступов плиты В2, на которой будет покоиться поддон криостата. 26 марта Европа отчиталась об успешном испытании проводника катушки тороидального поля. Эта катушка (и, соответственно, её проводник) имеют D-образную форму. Каждая из катушек содержит две боковые и 5 центральных радиальных плат, собираемых в так называемый намоточный пакет и размещаемых в корпусе катушки. Проводник катушки, выполненный из ниобий-оловянного сплава (Nb3Sn) представляет собой по структуре «двойной блин». Проводник прошёл все тесты: охлаждение до температуры жидкого азота (-196 °С), переход в сверхпроводящее состояние, возбуждение в нём кольцевого тока, проверки на высокое напряжение и герметичность, сброс тока и возврат к комнатной температуре. Эти испытания дают «зелёный свет» серийному производству тороидальных катушек в Европе. На март 2015 года 12 проводников были уже изготовлены, 25 находились на производственных линиях.
10 апреля из Калифорнии (США) сообщили о начале намотки центрального соленоида (CS — Central Solenoid). Это весьма внушительная часть токамака: в высоту 18 метров, в диаметре 4,13 метра. Обмотка CS выполнена из ниобий-оловянного сплава. Общая длина провода для CS составляет около 42 километров. Ожидается, что CS будет готов к 2017 году. Общая сборка токамака будет производиться в 2019 году.
7 мая на строительную площадку прибыли два резервуара для охлаждающей воды, каждый массой 75 тонн и диаметром более 4 метров. Транспортировка осуществлялась в ночное время. Весь путь в 104 километра от порта Этан-де-Берр до точки назначения караван преодолел за три ночи. В «яме» продолжаются работы по формированию опалубки будущего барьера биозащиты. Часть опалубки выполнена из прозрачного плексигласа. Это нужно для контроля за тем, как раствор заполняет сложные полости конструкции.
18 мая сайт WNN (World nuclear news) сообщил об успешном испытании первого российского гиротрона, построенного для ITER. Испытания происходили в Нижнем Новгороде, и длились с 11 по 15 мая. Этот гиротрон имеет рабочую частоту 170 ГГц, при мощности 1 МВт и длительностью импульса до 1000 секунд. Чуть ранее о начале производства гиротронов для ITER заявили Япония и Европа.
25 мая были установлены два из четырёх силовых трансформаторов, которые будут питать ITER от французской промышленной сети напряжением 400 кВ. Вес каждого трансформатора 87 тонн. Трансформаторы понижают напряжение до стандартного значения 20 кВ. Каждый трансформатор установлен над аварийным бассейном. При потере оболочкой трансформатора герметичности заполненный гравием бассейн может принять до 44 м3 масла. Для предотвращения распространения огня трансформаторы находятся на расстоянии 8 метров друг от друга, и разделены противопожарной стеной из бетона.
19 июня в России завершилось изготовление последнего проводника для тороидального поля. Тем самым приближается к завершению пятилетний контракт с ITER. Для этого в г. Глазов (Удмуртия) была «с нуля» построена линия по производству сверхпроводящих нитей (стрендов). В Подольске осуществлялось изготовление кабелей, а операции заключения кабеля в рубашку (джекетирование, англ. jacketed) и обжим производились в Протвино. После серии испытаний проводник будет доставлен в Италию, для изготовления катушек тороидального поля. К концу года весь объём российской доли сверхпроводящих материалов (28 проводников, общим весом 120 тонн) будет передан ITER.
В июле был подготовлен «чистый цех» для намотки катушек полоидального поля. Первые компоненты уже прибыли. Сборка катушек начнется уже в сентябре.

4 августа ITER отметил своеобразный юбилей. Ровно пять лет назад, в среду 4 августа 2010, одинокий экскаватор стал снимать дёрн на месте начинающихся земляных работ. За эти пять лет выполнен огромный объём работы. Извлечено 230 000 кубических метров скальных пород, подготовлена выемка в скале под «яму» реактора. Сформированы вспомогательные и дренажные тоннели. Построено несколько вспомогательных зданий, например ключевое Здание криостата (которое пока пустует). Стены и дно ямы забетонированы, установлено 493 антисейсмических колонны. Поверх сформирована плита Slab B2, толщиной в 1,5 метра. Ведётся возведение стен Здания трития, готовится к заливке «корона» поддона криостата и плита B1. Площадка ITER подключена к французской промышленной электросети. Здание Сборочного цеха готовится к перекрытию, которое должно состояться в сентябре этого года. Для этого на земле собирается 700-тонная ферма. Эту конструкцию предстоит поднять на высоту 60 метров с помощью двадцати двух гидравлических домкратов. К концу года количество рабочих, занятых на строительной площадке, возрастет с 400 до 1000 человек.
Первая декада сентября отмечена несколькими новостями. В городе Нака (Япония) приступили к тестированию секции центрального соленоида, изготовленного в США. Из Индии прибыла первая партия труб системы охлаждения. В ITER состоялась однодневная конференция руководителей проекта. На европейском токамаке TST Supra (построен ещё в 1988 г.) приближается начало тестирования вольфрамового дивертора (такого же, какой будет работать на ITER) по проекту WEST. Мишени дивертора будут испытаны в условиях, максимально приближенных к «боевым»: глубокий вакуум, сильнейшие магнитные поля, нейтронный поток до 20 МВт/м2. В порт Этан-де-Берр прибыли из США три резервуара для системы водяного охлаждения токамака. Теперь этим цистернам за три ночи предстоит преодолеть путь до строительной площадки расстоянием 104 километра.
10-11 сентября на сайте ITER стали появляться сообщения о начавшейся крупной операции — подъёму на 50 метров и закреплению 730-тонной фермы перекрытия Сборочного цеха. Эту операцию проделали с отставанием от графика (первоначально объявляли, что подъём состоится в середине августа). 14 сентября появился репортаж с фотографиями, детально описывающим этот процесс. Подъём осуществляется гидравлическими домкратами, которые «карабкаются», подобно альпинистам, по свисающему тросу. Двойной стальной трос свисает с временной фермы, установленной на верхушке каждой колонны. Эта технология, для подъёма по тросу (трос + эксцентриковый зажим), была изобретена ещё в 1950 году для альпинизма, и с той поры известна как «жумар» («Jumar»). Операция началась 9 сентября, с пробного подъёма на 20 сантиметров. Затем методом лазерной метрологии были проанализированы деформации фермы длиной 60 и шириной 25 метров. 10 сентября началась основная операция: ферму поднимали около 15 часов. Скорость подъёма составляла чуть больше 2 метров в час. Гидравлические домкраты синхронно поднимали её по несколько сантиметров за шаг. Усилие, развиваемое каждым домкратом, составляло всего 30 % от его максимальной грузоподъёмности. Подъём закончился утром 11 сентября, к 04:00 часам местного времени. После окончания подъёма Генеральный директор ITER Бернард Биго перерезал ленточку, а в воздух были выпущены шарики, наполненные гелием. «Первые следы гелия в ITER», — пошутил Биго. Сейчас ферма удерживается наверху временными креплениями (эти детали имеют более темный серо-голубой цвет, в отличие от постоянных деталей здания, покрашенных в песочный). На ютубе выложен короткий ролик, где в анимации можно увидеть, как шел подъём, а кроме того, несколько интервью с работниками ITER.
15-17 сентября состоялось последнее заседание рабочей группы ITER по координации производства сверхпроводящих проводников для проекта. Начиная с 2008 года группа собиралась два раза в год. За это время было произведено и поставлено ITER сверхпроводящих материалов на сумму €600 млн. Производство проводников для катушек полоидального, тороидального полей, для центрального соленоида и корректирующих катушек на тот момент было выполнено на 70 %. Оставшееся количество материалов находится на финишных участках производства и тестирования, участники рабочей группы уверены, что в самое ближайшее время оставшиеся контракты будут закрыты. Участники совещания поздравили друг друга с успехом; больше эта группа собираться не будет, поскольку считает свою задачу выполненной.
21 сентября. Продолжается монтаж узлов крепления фермы перекрытия к вертикальным пилонам сборочного цеха. Предстоит затянуть около 3 000 болтов (из 86 000 для всей конструкции). Обнаружилось, что 4 из 66 соединительных пластин не позволяют собрать узел — отверстия оказались смещены; эти пластины будут изготовлены заново. 28 сентября появилась галерея снимков, выполненных «с высоты птичьего полета». Снимки выполнялись со сверхмалого летательного аппарата, с высоты от 600 до 1300 метров, и показывают строительную площадку ITER с разных ракурсов. На снимках, кроме перекрытого Сборочного цеха, можно разглядеть, как идут работы в «яме».
На сайте ITER появилась статья, посвященная системе управления токамака CODAC (Control, Data Access and Communication). Эта система предоставляет для персонала графический и текстовый интерфейс для взаимодействия с 220 устройствами, предназначенными для контроля и управления плазмой. «Общение» между устройствами интерфейса и устройствами контроля/управления происходит на языке протокола I&C (instrumentation and control), специально разработанном для CODAC. Пока рабочие монтируют сборочный цех и готовят к заливке «корону» в «яме», инженеры и учёные тренируются в управлении будущим токамаком. Для этого они проходят стажировку на уже действующих токамаках, в частности, корейском KSTAR и итальянском FTU. На этих машинах смонтированы многие системы CODAC, аналогичные тем, что будут функционировать на ITER. Участие России в формировании системы CODAC заключается в создании детектора нейтронного потока, устанавливаемого в диверторе. Параметр, замеряемый этим детектором, по сути измеряет мощность, выделяемую при термоядерной реакции.
28 сентября Россия отгрузила последнюю партию проводников для тороидальных катушек, выполнив тем самым свой контракт по тороидальным проводникам. Россия была ответственна за производство 20 % проводников для катушек тороидального поля. Всего Россия произвела 28 проводников (в том числе два резервных). Теперь эти проводники отправятся в Ла Специю (Италия). Проводник для D-образной катушки тороидального поля тоже имеет D-образную форму, и напоминает «двойной блин». Проводник намотан из стрендов из сплава ниобия и олова (Nb3Sn), плакированных медью. Кроме этого, внутри проводника уложены медные жилы и сформированы каналы для циркуляции жидкого гелия. Вся эта сборка заключена в стальную оболочку. Одна катушка тороидального поля содержит шесть проводников. Каждый проводник помещается между двумя стальными радиальными платами. Каркас катушки содержит семь радиальных плат: две боковые и пять разделительных. Всего будет произведено 19 катушек тороидального поля, в том числе одна запасная. 10 катушек произведет Европа, 9 — Япония.

9 октября на сайте ITER появилась галерея микрорепортажей с фотографиями, посвященная разным участкам строительства:

«Биозащита». Толщина бетонной стены на уровне плиты В2 составит 3,5 метра. Работы по монтажу арматуры ведутся с апреля текущего года. Заливка специальным бетоном начнётся этом месяце. Будет залит один сегмент. Работы по заливке сегментов будут вестись до января 2016 года.
«Чёрный бетон из Лапландии». Восемнадцать массивных колонн, поддерживающих структуру будущего Здания Трития, отливаются из особого бетона плотностью 3,9 тонн/м3 (против 2.5 тонн/м3 обычного строительного бетона). Для этого в бетон добавляют гравий из магнетита, добываемого в Кируне (Kiruna), на севере Швеции. Магнетит придает бетону чёрный цвет.
«Тысяча скважин». Начались работы на месте строительства Зданий питания магнитных систем. Этих зданий два, на плане ITER они обозначены номерами 32 и 33. Как обычно, перед началом строительства следует исследование почвы на наличие водяных линз, карстовых пустот и т. д. Для этого, с шагом около 5 метров бурятся пробные скважины на глубину 15 метров.
«Зима приближается». Идут земляные работы на месте будущего Здания Холода (Cryoplant Building). Это здание (точнее, комплекс объектов с номерами 51, 52, 53, на плане строительства ITER), 121 метр в длину, 47 метров в ширину и 19 метров в высоту, расположено недалеко от строящегося сейчас Сборочного цеха. На фотографии можно рассмотреть, что часть временных конструкций Сборочного цеха уже демонтирована.
«Дворец паука». Сборочный цех сейчас напоминает гигантского 22-ногого паука, притаившегося на строительной площадке. Рабочие почти закончили затягивать 3 000 болтов, удерживающую ферму перекрытия. Часть вспомогательных ферм и пилонов уже удалена.
В Индии, в городе Hazira началась упаковка первого сегмента будущего криостата перед транспортировкой во Францию. Напомним, всего оболочка криостата конструктивно разбита на 54 сегмента. Эта первая поставка. Контейнер отправится морем до порта Этан-де-Берр, а оттуда, уже привычным 104-км маршрутом, прибудет на строительную площадку ITER в конце ноября. До конца года прибудет два конвоя с сегментами криостата. Всего поддон криостата будет собран из 12 сегментов.
20 октября Южная Корея получила из Индии комплектующие для производства секции №6 (VV-6) вакуумной камеры (англ. vacuum vessel) . Корея ответственна за производство двух секций вакуумной камеры (из девяти). Стенки вакуумной камеры двойные, между ними, для охлаждения, циркулирует дистиллированная вода. Внутри рубашки охлаждения, для придания стенкам жесткости и направления потоков жидкости, расположены структурные элементы. Снаружи к вакуумной камере, с помощью кронштейнов, крепятся тороидальные и полоидальные магнитные катушки. Эти структурные элементы и кронштейны — вклад Индии в производство вакуумной камеры.
21 октября был залит первый сектор стены биозащиты. Этот сектор по окружности составляет 200°. Второй сектор (оставшиеся 160°) будет залит в январе 2016 года.
Первая партия оборудования для намотки полоидальных катушек сейчас доставляется из Италии. В Здании полоидальных катушек (на схеме ITER это здание числится под номером 55) уже организовано два чистых участка, а часть оборудования и расходных материалов ожидают начала работ. Намотка начнётся с квалификационного испытания, где полноразмерный макет катушки будет намотан обычной медью. Китаем уже подготовлены два «фиктивных» проводника для такого испытания. Если намотка и пропитка эпоксидной смолой проводника окажется успешной, можно будет приступать к изготовлению катушки из сверхпроводящих материалов. Напомним, катушка PF-1 (самая верхняя, и будет установлена последней), производится в России, катушки c PF-2 по PF-5 будут изготовлены на месте, а контракт на производство PF-6 заключен с Китаем.
В ноябре состоялось заседание Управляющего совета проекта, на котором было принято решение о том, что дата пуска проекта откладывается, как минимум, ещё на 6 лет – до 2025 года. Кроме того, у стран-партнёров проекта было запрошено увеличение финансирования проекта. 19 ноября был выпущен пресс-релиз, где подведены основные итоги. В релизе сообщается об утверждении Советом ITER графика работы на ближайшие два года. Кроме того, сообщается о создании Независимой группы для анализа деятельности ITER, с целью выработки мер по снижению затрат, ускорению строительства. Свои выводы Независимая группа должна представить в августе 2016 года.
24 ноября в порт Этан-де-Берр прибыл сухогруз “Industrial Hedland”, который привез из Индии двенадцать сегментов криостата общей массой 640 тонн. Теперь этот груз привычным маршрутом отправится по автомобильной дороге двумя конвоями по три трейлера. Прибытие на стоительную площадку ITER ожидается 10 и 17 декабря.

Наиболее важная часть ITER — сам токамак и все служебные помещения — будут располагаться на площадке в 1 километр длиной и 400 метров шириной. Рисунок на сайте ITER показывает схему расположения всех служебных и производственных зданий. Предполагается, что строительство продлится до 2017 года. Основная работа на этом этапе выполняется под руководством французского агентства ITER, а в сущности CEA.

В целом токамак ITER будет представлять собой 60-метровый колосс массой 23 тыс. тонн.

Магнитная система токамака состоит из 48 элементов: 18 катушек тороидального поля, 6 катушек полоидального поля, центрального соленоида, состоящего из 6 секций, и, наконец, 18 корректирующих катушек.

Индукция поля, создаваемого магнитной системой, достигает 13 Тл. Это чрезвычайно высокое значение. Для сравнения: это поле превосходит магнитное поле Земли в 200 000 раз. Для снижения потерь на электрическое сопротивление в катушках тороидального поля и центрального соленоида используется проводник из сплава ниобия и олова (Nb3Sn). Для катушек полоидального поля и корректирующих катушек используется ниобий-титановый (NbTi) сплав. При температуре кипения жидкого гелия (примерно 4К или −269 °С) эти сплавы находятся в сверхпроводящем состоянии.

Катушки тороидального поля (toroidal field — TF) расположены снаружи вакуумной камеры токамака, и внутри оболочки криостата. Они состоят из 18 идентичных элементов (D-образных катушек), расположенных вертикально вокруг торообразной вакуумной камеры. Они создают магнитное поле вокруг плазменного тора напряжённостью 11,8 Тл и запасают энергию 41 гигаджоулей. Каждая катушка весит около 300 тонн, имеет высоту 15 метров и ширину 9 метров. Общий вес катушек тороидального поля 6540 тонн. Катушки намотаны из сверхпроводящего кабеля, который состоит из прядей (стрендов), заключённых в оболочку из того же сплава. Кроме прядей внутри кабеля проходят каналы для циркуляции охладителя — жидкого гелия. Общая длина прядей, используемых для катушек TF, составляет 80 000 километров. Всего будет произведено 19 катушек (одна запасная). Из них 10 штук произведёт Европа, и 9 штук — Япония.

Катушки полоидального поля (poloidal field — PF)[140] расположены поверх катушек TF, находятся внутри оболочки криостата. Состоят из 6 элементов, расположенных горизонтально. Назначение этого поля — отдалить плазменный шнур от стенок камеры и сжать его (адиабатический нагрев). Благодаря своим размерам пять из шести элементов катушек PF будут наматываться на территории ITER, в специально построенном для этого здании. Шестая катушка (обозначение в спецификации PF-1) будет намотана в России, в Санкт-Петербурге, на Средне-Невском судостроительном заводе, и доставлена отдельно. Начало намотки катушки планируется на лето 2015 года.

Центральный соленоид (central solenoid — CS) расположен в «дырке от бублика» — вдоль оси вакуумной камеры. По сути, он представляет собой трансформатор, возбуждающий индуктивный ток в плазме. Благодаря форме камеры плазменный шнур образует кольцо. Таким образом, плазменное кольцо является вторичной обмоткой трансформатора, замкнутой в короткий виток. Ни один трансформатор не может работать на постоянном токе, поэтому напряжение в первичной обмотке будет расти от нуля до своего максимального значения. Ток, проходя по плазме, создает дополнительное магнитное поле, стремящееся ещё больше сжать виток (адиабатический нагрев) и одновременно нагревая его за счёт омического сопротивления. Соленоид состоит из шести катушек, намотанных из специального кабеля из ниобий-оловянного сплава (Nb3Sn). Этот кабель рассчитан на ток до 46 килоампер. Кабель проектировался, чтобы выдержать без деформации значительный вес вышележащих слоёв. Каждая катушка похожа на стопку блинов. Стекло-полиамидная изоляция, пропитанная эпоксидной смолой, способна выдержать напряжение до 29 киловольт. Длина кабеля, укладываемого в каждую катушку, составляет 910 метров. За 20 лет службы токамака центральный соленоид совершит примерно 60 000 импульсов.

Корректирующие катушки расположены внутри вакуумной камеры, между стенкой камеры и бланкетом. Они служат для «сглаживания» пограничных локализованных мод (Edge Localized Modes — ELMs), способных вызвать «выпучивание» плазменного шнура. Такое «выпучивание» опасно тем, что плазма, касаясь стенок камеры, во-первых, теряет энергию и охлаждается, а во-вторых, вызывает испарение материала «горячей стенки». Это испарение, в свою очередь, ведёт и к повышенному износу горячей стенки, и к загрязнению плазмы, что ещё больше охлаждает её.

По форме вакуумная камера представляет собой тор («бублик»). На сайте ITER её называют doughnut — «пончик». Вакуумная камера выполнена из нержавеющей стали. Её размеры: чуть больше 19 метров в «большом диаметре», 11 метров в высоту, и 6 метров «малый диаметр» (диаметр «дырки от бублика»). Её объём — 1400 м3. Масса этого компонента токамака — свыше 5000 тонн. Для сравнения: Эйфелева башня весит 10 100 тонн.

Стенки вакуумной камеры двойные. Между внешней и внутренней стенками расположена водяная полость, где будет циркулировать дистиллированная вода для охлаждения камеры. Внутренняя стенка, кроме того, защищена бланкетом.

Для улавливания продуктов реакции в нижней части камеры установлен дивертор. Для демонтажа и монтажа элементов дивертора и бланкета, а также для диагностики и ремонта внутреннего оборудования разрабатывается дистанционный манипулятор.

Доступ к элементам бланкета, дивертора и другим системам, находящимся в «горячей полости», обеспечивают 44 окна (порта) в стенках вакуумной камеры: 18 верхних, 17 экваториальных и 9 нижних.

Бланкет — наиболее напряжённая в тепловом и радиационном плане система токамака (наряду с дивертором). Назначение бланкета — улавливать высокоэнергичные нейтроны, образующиеся при термоядерной реакции. В бланкете нейтроны замедляются, выделяя тепло, которое отводится стенкой вакуумной камеры и системой охлаждения. Некоторые элементы бланкета будут содержать литий. Таким образом, токамак ITER будет участвовать в эксперименте по «размножению» топлива (актуально для токамака следующего поколения — DEMO). При столкновении нейтронов с литием происходит реакция деления, один из продуктов этой реакции — тритий. В результате этой реакции есть надежда получить тритий в количестве, бо́льшем, чем было израсходовано в реакции слияния. Таким образом, токамак DEMO сам будет производить себе топливо (ITER производить тритий не будет).

Для удобства технического обслуживания бланкет разделён на 440 элементов. Каждый элемент представляет собой кассету, со съёмной передней стенкой из бериллия и медным корпусом, упрочненном нержавеющей сталью. Некоторые кассеты будут наполняться литием, для проверки концепции выработки трития.

Размеры каждой кассеты: 1 × 1,5 метра. Её вес: до 4,6 тонн.

Дивертор служит для извлечения из плазмы «золы» термоядерной реакции — гелия. Форма поверхности дивертора такова, что его центральная мишень (куполообразной формы) находится в тех местах плазменного шнура, где скапливаются ядра гелия. Гелий рекомбинирует, охлаждается и больше не участвует в процессах обмена энергией между частицами плазмы. Кроме того, дивертор служит для осаждения и удержания пыли, образующейся при испарении горячей стенки бланкета. Поэтому его на сайте ITER ещё шутливо называют «ashtray» (пепельницей). Если не удалять пыль из зоны горения, она попадет в плазменный шнур, разогреется, и начнет интенсивно излучать. Тем самым плазменный шнур охлаждается, а горячая стенка перегревается. Перегрев бланкета, в свою очередь, вызовет повышенный износ (испарение) горячей стенки и образование новых порций пыли.

Дивертор выполнен из 54 кассет, общим весом 700 тонн. Размер каждой кассеты 3,4 м х 2,3 м х 0,6 м. Корпус кассеты — высокопрочная нержавеющая сталь. По мере износа кассеты будут демонтироваться, и на их место устанавливаться другие. Каждая кассета имеет три мишени с щелями между ними. Металлическая пыль скатывается с пологих поверхностей мишеней и попадает в щели. Оттуда ей очень трудно вновь попасть в плазменный шнур. Мишени преобразуют кинетическую энергию продуктов реакции в тепло, поэтому нагреваются до 3000 °С и требуют интенсивного охлаждения водой.

Мало какой материал способен длительно (срок службы токамака 20 лет) выдерживать такой нагрев. На начальных стадиях проектирования токамака планировалось выполнить мишени из углеродного композита, армированного углеродным волокном (carbon fibre-reinforced carbon composite — CFC), однако теперь рассматривается вопрос изготовления этих деталей из вольфрама.

Система охлаждения дивертора будет работать в околокипящем режиме. Суть этого режима такова: теплоноситель (дистиллированная вода) начинает закипать, но ещё не кипит. Микроскопические пузырьки пара способствуют интенсивной конвекции, поэтому этот режим позволяет отводить от нагретых деталей наибольшее количество тепла. Однако есть и опасность — если теплоноситель всё-таки закипит, пузырьки пара увеличатся в размерах, резко снизив теплоотвод. Для контроля за состоянием теплоносителя на ITER установлены акустические датчики. По шуму, который создают пузырьки в трубопроводах, будет оцениваться режим, в котором находится теплоноситель. Теплоноситель, охлаждающий дивертор, будет находиться под давлением 4 МПа и иметь температуру на входе 70°, а на выходе 120°.

Для того, чтобы ядра трития вступили в реакцию слияния с ядрами дейтерия, они должны преодолеть взаимное электростатическое отталкивание — кулоновский барьер. В токамаке ITER для этого тритий нагревается до очень высоких температур ~1,5·108 К, что приблизительно в десять раз больше, чем в ядре Солнца (~1,6·107 К). При такой высокой температуре кинетическая энергия ядер становится достаточной, чтобы кулоновский барьер был преодолен и термоядерная реакция «зажглась». После зажигания термоядерной реакции предполагается, что можно будет выключить внешние нагреватели плазмы или снизить их мощность. Ожидается, что термоядерная реакция станет самоподдерживающейся.

Для разогрева плазмы токамак ITER использует три системы: инжектор нейтральных атомов, и два высокочастотных нагревателя.

Инжектор «выстреливает» в плазменный шнур мощный пучок из атомов дейтерия, разогнанных до энергии 1 Мэв. Эти атомы, сталкиваясь с частицами плазмы, передают им свою кинетическую энергию и тем самым нагревают плазму. Поскольку разогнать в электрическом поле нейтральный атом невозможно, его нужно сперва ионизировать. Затем ион (по сути, ядро дейтерия) разгоняется в циклотроне до необходимой энергии. Теперь быстродвижущийся ион следует снова превратить в нейтральный атом. Если этого не сделать, ион будет отклонён магнитным полем токамака. Поэтому к разогнанному иону следует присоединить электрон. Для деионизации ион проходит через ячейки, наполненные газом. Здесь ион, захватывая электрон у молекул газа, рекомбинирует. Не успевшие рекомбинировать ядра дейтерия отклоняются магнитным полем на специальную мишень, где тормозятся, рекомбинируют и могут быть использованы вновь.

Требования к мощности «фабрики атомов» ITER настолько велики, что на этой машине впервые пришлось применить систему, которой не было на предшествующих токамаках. Это система отрицательных ионов. На таких высоких скоростях положительный ион просто не успевает превратиться в нейтральный атом в газовых ячейках. Поэтому используются отрицательные ионы, которые захватывают электроны в специальном радиочастотном разряде в среде плазмы дейтерия, экстрагируются и разгоняются высоким положительным потенциалом (1 мегавольт по отношению к источнику ионов), затем нейтрализуются в газовой ячейке. Оставшиеся заряженными ионы отклоняются электростатическим полем в специальную охлаждаемую водой мишень. При потреблении примерно 55 мегаватт электроэнергии, каждый из двух планируемых на ITER инжекторов нейтральных атомов способен вводить в плазму до 16 мегаватт тепловой энергии.

Эта система (Ion Cyclotron Resonance Heating — ICRH) разогревает ионы плазмы. Принцип этого нагрева такой же, как и бытовой СВЧ-печи. Частицы плазмы под воздействием электромагнитного поля высокой интенсивности с частотой от 40 до 55 МГц начинают колебаться, получая дополнительную кинетическую энергию от поля. При столкновениях ионы передают энергию другим частицам плазмы. Система состоит из мощного радиочастотного генератора (будет установлен в Здании нагрева плазмы), системы волноводов для передачи энергии и излучающих антенн, расположенных внутри вакуумной камеры.

Эта система (Electron Cyclotron Resonance Heating — ECRH) разогревает электроны плазменного шнура. ECRH выполняет роль «стартера» плазмы — она разогревает нейтральный газ, заполняющий вакуумную камеру в начале выстрела. Хотя ECRH имеет сходный физический принцип, что и ионный нагреватель ICRH, тем не менее, построена на совершенно другом «железе». В качестве источников энергии применены гиротроны, с мощностью 1МВт, рабочей частотой 170 ГГц и длительностью импульса более 500 с. Всего гиротронов 24. Они расположены в Здании радиочастотного нагрева и передают свою энергию по волноводам, длина которых составляет 160 метров. Производством гиротронов заняты Япония, Россия, Европа и Индия. В конце февраля 2015 года Япония продемонстрировала первый произведённый гиротрон. Все гиротроны будут поставлены в ITER в начале 2018 года. Для ввода энергии в вакуумную камеру служат окна из поликристаллического искусственного алмаза. Диаметр каждого алмазного диска 80 мм, а толщина 1,1 мм. Алмаз выбран потому, что прозрачен для СВЧ излучения, прочен, радиационно стоек и обладает теплопроводностью в пять раз выше, чем у меди. Последнее обстоятельство немаловажно: через один квадратный миллиметр алмазного окна будет проходить мощность до 500 мегаватт. Производством этих кристаллов занята лаборатория в г. Фрайбурге (Германия). Всего для ITER будет поставлено 60 алмазных окон.

Криостат — самый большой компонент токамака. Это оболочка объёмом 16000 м3 из нержавеющей стали, 29,3 метра в высоту, 28,6 метров в диаметре, массой 3850 тонн. Внутри криостата будут располагаться остальные элементы машины. Криостат, помимо механических функций (опора деталей токамака и их защита от повреждений) будет выполнять роль вакуумного «термоса», удерживая обмотки токамака в состоянии сверхпроводимости. Криостат имеет множество отверстий для доступа к вакуумной камере, трубопроводов системы охлаждения, фидеров питания магнитных систем, диагностики, дистанционного манипулятора, систем нагрева плазмы и других.

Криостат будет собираться в здании криостата площадью 5500 м2, которое специально было построено для этой цели. Доставить сборку таких размеров целиком очень тяжело и дорого. Поэтому было принято решение конструктивно разбить криостат на четыре крупных фрагмента (поддон, две цилиндрические обечайки и крышка). Каждый из этих фрагментов будет собираться из более мелких сегментов. Всего сегментов 54. Их производством занята Индия. Затем фрагменты, после сборки в Здании криостата, по очереди будут перемещены и установлены на место — в шахту реактора.

Для снижения влияния нейтронного излучения токамака на окружающую среду криостат будет окружен «одеялом» из специального бетона, которое называют Биозащита (BioShield). Толщина биозащиты над криостатом составит два метра.

Поддон криостата будет покоиться на выступах из особо плотного железобетона (3,9 тонн на кубический метр вместо 2,5, как у обычного бетона), сформированных на плите B2. Эти выступы на сайте ITER называют «короной» («crown»). Арматура элементов короны имеет очень сложный макет; для приготовления бетона будет использован гравий, добываемый в Лапландии (Швеция, г. Кируна). Для снижения напряжений, связанных с температурными изменениями размеров криостата, между ним и «короной» будут расположены 18 подшипников скольжения каждый размером 1200х1200х500 мм.

CODAC (Control, Data Access and Communication — Управление, Доступ к Данным и Связь) является основной системой управления при эксплуатации ИТЭР-токамака. Персонал CODAC представляет собой группу экспертов в различных областях автоматизации. В настоящий момент команда проводит консультации с ведущими институтами и привлеченными компаниями в целях принятия наилучших технических решений для ИТЭР.

В составе CODAC:

пять независимых серверов (каждый со своим устройством хранения данных)
шесть независимых локальных сетей:
PON (Plant Operation Network — Сеть управления токамаком и его системами)
TCN (Time Communication Network — Сеть передачи времени)
SDN (Synchronous Databus Network — Синхронная шина данных)
DAN (Data Archive Network — Сеть архивирования данных)
CIN (Central Interlock Network — Сеть Централизированной Блокировки)
CSN (Central Safety Network — Сеть Централизированной Защиты)
Терминалы
Множество контроллеров
Огромное число датчиков

Организационно вся система управления делится на следующие подразделения:

Центральный контроль и автоматизация, мониторинг и обработка данных (Central supervision and automation, monitoring and data handling). В составе этой системы три сервера, соединенных интерфейсом I&C с остальными подразделениями. Отображение данных и управление (Human Mashine Interface). Подразделение включает в себя терминалы и мнемосхемы, системы Центральной блокировки CIS (Central Interlock System) и Центральной защиты (Central Safety System). Обе системы обладают собственными регистраторами параметров.

Группа управления ITER (ITER Control Group). В составе два сервера:
сервер обслуживания и приложений
шлюз доступа к каналам данных.
Система токамака (Plant System) соединена интерфейсом I&C с остальными подразделениями. Система обеспечивает получение потока данных с токамака и осуществляет непосредственное управление исполнительными механизмами. Система состоит из трёх уровней:
Контроллеры. Каждый контроллер соединен шиной со своим интерфейсом. Контроллеры «переводят» цифровые данные с шин интерфейсов на принятый язык протокола I&C Интерфейсы (в большинстве своем аналого-цифровые преобразователи) преобразуют аналоговые данные с датчиков в цифровые данные. Некоторые интерфейсы преобразуют команды, полученные от контроллеров в команды для исполнительных механизмов.
Датчики и исполнительные механизмы.
Протокол I&C (Local Instrumentation and Control) разработан специально для CODAC. В настоящее время разработчиками ITER издан справочник CODAC, который изучается персоналом.

Топливом для токамака ITER служит смесь изотопов водорода — дейтерия и трития. В отличие от предшествующих токамаков, ITER «заточен» именно под это топливо. ITER, как и любой токамак, будет работать в импульсном режиме. В начале из вакуумной камеры откачивают весь воздух и содержащиеся в нём примеси. Включается магнитная система. Затем в камеру вводят топливо под низким давлением в газообразном состоянии, с помощью системы впрыска топлива. Затем топливо нагревается, ионизируется и превращается в плазму.

Для ввода в плазменный шнур дополнительных количеств топлива используется ледяная пушка. Смесь дейтерия и трития замораживается и превращается в гранулы. Пушка выстреливает эти гранулы в плазменный шнур со скоростью до 1000 м/с. Ледяная пушка служит не только для контроля за плотностью топлива. Эта система предназначена для борьбы с локальными выпучиваниями плазменного шнура. Эти выпучивания называются пограничными локализованными модами (Edge Localized Modes — ELM).

В каждый текущий момент времени в вакуумной камере токамака будет находится не более 1 грамма топлива.

Несгоревшее топливо, вместе с продуктом реакции гелием, деионизируется на диверторе и откачивается. Затем гелий отделяется от дейтерия и трития в системе разделения изотопов. Дейтерий и тритий вновь поступают в вакуумную камеру, образуя замкнутую «DT-петлю» в топливном цикле токамака.

Вакуумная система ИТЭР выполняет задачи откачки продуктов термоядерной реакции и загрязнений из вакуумной камеры, теплоизоляции корректирующих катушек от бланкета и корпуса вакуумной камеры, а также вакуумирования вспомогательных элементов, нуждающихся в этом — линий передач микроволнового излучения, систем инжекции нейтральных атомов и т. п.

К системам и агрегатам вакуумной системы выдвинуты очень жесткие требования. Они должны длительно и безотказно работать без возможности периодического технического обслуживания.

Вакуумная система должна обеспечить глубокий вакуум в вакуумной камере и внутри криостата, с объёмами, соответственно, 1 400 м3 и 8 500 м3. Давление внутри вакуумной камеры не должно превышать 10−9 нормального атмосферного давления. Ориентировочное время, за которое вакуумная система способна создать это давление, составляет до 48 часов.

Состав вакуумной системы. В комплект системы входит более четырёхсот вакуумных насосов, в том числе восемь главных криосорбционных насосов вакуумной камеры и криостата. Вакуумные насосы объединяются в цепочки, где каждый последующий получает газ на входе при большем давлении, чем предыдущий.

На первом этапе вакуумирования газ из полостей откачивается механическими, на втором этапе — криогенными насосами. Известно, что механические насосы не могут полностью откачать газ из какой-либо полости — длины свободного пробега молекул становятся сопоставимы с размерами полости. Вещество перестает вести себя, «как газ», и начинает вести себя «как вакуум». Поэтому, для дальнейшего удаления остающегося в полости вещества, и применяются криогенные насосы.

По принципу действия криогенный насос очень прост. Он представляет собой сосуд, в который налит жидкий гелий. Внешняя стенка сосуда является «холодной стенкой» криогенного насоса (на ней и расположен адсорбционный «кокосовый» фильтр). Молекулы газа, подлежащие удалению из вакуумируемой полости, соприкасаются с холодной стенкой насоса. При этом они «прилипают» к стенке и поглощаются адсорбционным фильтром. В результате работы криогенного насоса давление в откачиваемой полости становится ниже на несколько порядков, по сравнению с самым эффективным механическим насосом.

«Кокосовый фильтр». Одна из функций вакуумной системы — удаление из зоны «горения» продукта реакции. Получающийся в результате термоядерной реакции гелий должен эффективно выводиться. Если этого не сделать, гелий начинает охлаждать плазму за счёт излучения (и нагревать при этом бланкет). Решение, которое приняли инженеры ITER, кому-то покажется забавным. Для адсорбции гелия применен активированный уголь, получающийся из скорлупы кокосовых орехов. В этом техническом решении на самом деле нет ничего смешного. Эксперименты показывают, что активированный уголь из скорлупы кокоса — один из самых эффективных поглотителей гелия.

Криогенная система служит для охлаждения проводников магнитной системы токамака до сверхпроводящего состояния, обеспечения работы криогенных вакуумных насосов и поддержки некоторых систем диагностики.

Криогенная система состоит из двух подсистем — азотного и гелиевого контуров. Азотный контур принимает тепловую нагрузку 1300 кВт при температуре кипящего азота (80К). Азотный контур отделен от гелиевого контура теплообменником и служит для отбора тепла у гелиевого теплоносителя. В свою очередь максимальная тепловая нагрузка гелиевого контура 65 кВт. При этом мощность холодильных машин гелиевого контура составит почти 16 мегаватт. Для снижения потребления электроэнергии холодильными машинами максимальная тепловая нагрузка гелиевого контура сделана меньше, чем максимальное тепловыделение при горении плазмы, однако в силу того, что запуск будет проходить один раз в полчаса на 400 секунд, гелиевый контур будет успевать восстанавливать температуру к следующему запуску.

Криогенная система должна функционировать в условиях значительного тепловыделения (от «горячей стенки» токамака), сильных магнитных полей, глубокого вакуума и мощных нейтронных потоков. Запас гелия (25 тонн) хранится в жидком виде (при 4К) и газообразном (при 80К) в гелиевых танках. Для охлаждения сверхпроводящих магнитов и питания крионасосов в состав системы входит множество криопереключателей, направляющих потоки гелия. Потребители гелия соединены с криопереключателями и холодильниками системой криолиний, общая длина которых составляет в ITER 3 километра. Всего криосистема содержит в своей спецификации 4500 элементов.

ITER не будет производить электроэнергию. Вся тепловая энергия, полученная в токамаке, будет рассеиваться в окружающую среду. Однако «аппетит» к электропитанию у этой организации довольно значителен. Постоянное потребление энергии системами токамака составит примерно 110 МВт, при пиковом потреблении до 620 МВт на период около 30 секунд во время зажигания плазмы. Примерно 80 % постоянной мощности будет потребляться криогенной системой и системой водяного охлаждения. Такие системы, как инжектор нейтральных атомов, высокочастотные подогреватели ионов и электронов, а также центральный соленоид будут работать в импульсном режиме, обуславливая повышенное энергопотребление в момент зажигания плазмы.

ITER подключается к французской промышленной сети напряжением 400 киловольт. Для этого потребуется ЛЭП длиной около километра. Для внутренних нужд это напряжение будет понижено до 69 киловольт через три понижающих трансформатора. В качестве резервной системы электропитания будут установлены два дизель-генератора.

Система охлаждения предназначена, прежде всего, для отвода избытка тепла от стенок вакуумной камеры, которая будет иметь температуру около 240 °С. По расчётам, токамак будет производить около 500 МВт тепла в среднем за один цикл, с пиком более 1100 МВт в момент зажигания термоядерной реакции.

Кроме того, будут охлаждаться элементы некоторых вспомогательных систем, таких, как радиочастотный нагреватель, криогенная система, коммутаторы системы питания и др.

Водяная система охлаждения состоит из трёх контуров.

Первый контур (замкнутый) — теплоноситель циркулирует между водяной полостью вакуумной камеры и первым теплообменником, установленным в Здании Трития.
Второй контур (замкнутый) — теплоноситель циркулирует между первым теплообменником и вторым, установленным «на улице», между Зданием Трития и градирней.
Третий контур (разомкнутый) — теплоноситель циркулирует между вторым теплообменником и градирней, где охлаждается, падая в виде капель с большой высоты. Затем вода собирается в водяном бассейне, под градирней, объёмом 20 000 м3. Бассейн градирни — проточный.

Вода в бассейн градирни поступает по 5 километровому водопроводу диаметром 1,6 м из канала Canal de Provence, с расходом 33 м3/с. Избыток воды из этого бассейна поступает в четыре контрольных бассейна (каждый объёмом 3 000 м3), неподалеку от Здания Трития. Вода в этих бассейнах будет контролироваться на уровень pH, отсутствие углеводородов, хлоридов, сульфатов и трития, а также на избыточную температуру (не более 30 °С). Только та вода, которая отвечает всем критериям, установленными местными органами власти, будет сливаться в реку Дюранс[157].

Хотя продукт термоядерной реакции гелий не радиоактивен, тем не менее, энергичные нейтроны с течением времени «активируют» материалы, из которых сделаны бланкет и дивертор. Кроме того, на мишенях дивертора будет оседать загрязнённая тритием радиоактивная пыль из вольфрама и бериллия, возникающая из испарившихся с горячей стенки токамака материалов.

Хранилище горячих отходов (Hot Cell Facility) необходимо, чтобы предоставить необходимые условия для ремонта и восстановления, отбраковки, разделки, сортировки и упаковки компонентов, которые активизируются под воздействием нейтронов. Эти операции планируется осуществлять с помощью дистанционных методов.

Кроме того, в Хранилище будет зона (герметично закрываемая камера) для извлечения из отходов дорогостоящего трития.

После упаковки активные материалы планируется некоторое время выдерживать в хранилище, а затем они будут передаваться французским службам радиационной безопасности, где подвергнутся дальнейшей утилизации.

Эта система позволяет обслуживать, диагностировать и заменять в случае необходимости кассеты бланкета и дивертора. Доступ к внутренней полости вакуумной камеры после запуска станет весьма проблематичным — по причине наведённой радиоактивности.

После демонтажа заменяемая кассета помещается в специальную транспортную ёмкость. Эта ёмкость извлекается из токамака через шлюзовую камеру. Затем тара вместе с содержимым попадает в хранилище «горячих» отходов (Hot Cell Facility). Здесь кассета разбирается, ремонтируется и вновь может быть использована по назначению.

От производительности и надежности дистанционного манипулятора зависит время простоя токамака. Предельная грузоподъёмность манипулятора 50 тонн.

В токамаке ITER в качестве топлива будут использоваться два изотопа водорода: дейтерий и тритий. С получением дейтерия на Земле проблем нет — этот изотоп может быть в любых количествах извлечен из морской воды. Но с тритием ситуация иная. Период его полураспада чуть больше 12 лет, поэтому в свободном виде этого изотопа на нашей планете чрезвычайно мало (небольшое количество трития образуется в верхних слоях атмосферы под действием солнечного ветра и космических лучей). В промышленных количествах тритий получают искусственно на энергетических атомных реакторах деления, в реакции взаимодействия лития-6 (атомная концентрация лития-6 в природном литии около 7,5 %) с образующимися при делении ядер урана нейтронами.

В настоящее время (сентябрь 2014 г.) мировой запас трития составляет около 20 кг, а потребление — около 7 кг/год.

Ожидается, что количество трития, получаемого из взаимодействия лития с потоком нейтронов, образующегося в плазме токамака ITER, превысит количество расходуемого в термоядерной реакции трития.

Тем не менее, на ITER не запланировано производство трития для собственного потребления. В проекте планируется закупать для работы реактора топливо в течение всех 20 лет его функционирования. Однако, для следующего токамака, DEMO, проблема воспроизводства топлива будет весьма актуальной. Поэтому на ITER будут производиться эксперименты с получением трития.

Для этих экспериментов часть кассет бланкета будет модифицирована. Эти кассеты назвали Test Blanket Modules (TBM). В эти кассеты будет помещен металлический литий. Выделяющийся в результате реакции тритий будет откачиваться в транспортную ёмкость через трубы, для которых в вакуумной камере, оболочке криостата и оболочке биозащиты предусмотрены специальные отверстия.

220px-ITER-img_0239[1]

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

ITER относится к термоядерным реакторам типа «токамак». Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.

Стоимость проекта первоначально оценивалась в 12 млрд долларов. Доли участников распределятся следующим образом:

Китай, Индия, Корея, Россия, США — каждая по 1/11 суммы;
Япония — 2/11;
ЕС — 4/11;

В июле 2010 года из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость строительства международного термоядерного реактора (ITER) была скорректирована и увеличилась до 15 млрд евро. Таким образом, доля ЕС в проекте должна быть увеличена с 4,36 млрд евро до 5,45 млрд.

Российская сторона за период 2013—2015 гг. вложит в проект 14,4 млрд рублей (около $500 млн): 5,6 миллиарда рублей в 2013 году, 4,8 млрд — в 2014 году и 3,99 млрд — в 2015 году.

Следует отметить, что финансирование происходит не перечислением денег, а путём поставок высокотехнологичного оборудования, производство которого поддерживается и развивается каждой страной (например, Россия поставляет сверхпроводящие магниты, устройства нагрева плазмы, бланкеты и другое высокотехнологическое оборудование).

Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно мало. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

радиоактивный изотоп водорода — тритий;
наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, специальная система вентиляции будет поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии, радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

20 июня 2012 организация получила официальную справку о соответствии установки нормам безопасности.

Один килограмм трития стоил в 2010 году порядка 30 млн долларов. Для запуска ITER потребуется как минимум около 3 кг трития, для запуска DEMO понадобится 4-10 кг. Гипотетический тритиевый реактор потреблял бы 56 кг трития на производство 1 ГВт·года электроэнергии, тогда как всемирные запасы трития на 2003 год составляли 18 кг. Мировая коммерческая потребность на 1995 год составляет ежегодно около 400 гр, и ещё порядка 2 кг требовалось для поддержания ядерного арсенала США (7 кг для мировых военных потребителей). Около 4 кг трития в год образуется на АЭС, но не извлекается.
Для стабильной долговременной работы в условиях интенсивного потока нейтронов и высоких температур разработан специальный вид стали.
Одной из теоретических концепций, проверка которой предполагается на ITER, является то, что трития, образуемого в реакции деления ядер лития будет достаточно чтобы обеспечивать потребности самой установки, либо даже превысит эти потребности, что теоретически позволило бы обеспечивать тритием и новые установки. Литий, используемый для реакции, входит в состав оболочки камеры токамака.

По материалам Wikipedia