Особенности
· Стоимость электроэнергии на российских ГЭС более чем в два раза ниже, чем на тепловых электростанциях.[1]
· Турбины ГЭС допускают работу во всех режимах от нулевой до максимальной мощности и позволяют плавно изменять мощность при необходимости, выступая в качестве регулятора выработки электроэнергии.
· Сток реки является возобновляемым источником энергии.
· Строительство ГЭС обычно более капиталоёмкое, чем тепловых станций.
· Часто эффективные ГЭС более удалены от потребителей, чем тепловые станции.
· Водохранилища часто занимают значительные территории, но примерно с 1963 г. начали использоваться защитные сооружения (Киевская ГЭС), которые ограничивали площадь водохранилища, и, как следствие, ограничивали площадь затопляемой поверхности (поля, луга, поселки).
· Плотины зачастую изменяют характер рыбного хозяйства, поскольку перекрывают путь к нерестилищам проходным рыбам, однако часто благоприятствуют увеличению запасов рыбы в самом водохранилище и осуществлению рыбоводства.
· Водохранилища ГЭС, с одной стороны, улучшают судоходство, но с другой — требуют применения шлюзов для перевода судов с одного бьефа на другой.
· Водохранилища делают климат более умеренным.
Классификация
Гидроэлектрические станции разделяются в зависимости от вырабатываемой мощности:
· мощные — вырабатывают от 25 МВт и выше;
· средние — до 25 МВт;
· малые гидроэлектростанции — до 5 МВт.
Мощность ГЭС зависит от напора и расхода воды, а также от КПД используемых турбин и генераторов. Из-за того, что по природным законам уровень воды постоянно меняется, в зависимости от сезона, а также еще по ряду причин, в качестве выражения мощности гидроэлектрической станции принято брать цикличную мощность. К примеру, различают годичный, месячный, недельный или суточный циклы работы гидроэлектростанции.
Типичная для горных районов Китая малая ГЭС (ГЭС Хоуцзыбао, уезд Синшань округа Ичан, пров. Хубэй). Вода поступает с горы по чёрному трубопроводу
Гидроэлектростанции также делятся в зависимости от максимального использования напора воды:
· высоконапорные — более 60 м;
· средненапорные — от 25 м;
· низконапорные — от 3 до 25 м.
В зависимости от напора воды, в гидроэлектростанциях применяются различные виды турбин. Для высоконапорных — ковшовые и радиально-осевые турбины с металлическими спиральными камерами. На средненапорных ГЭС устанавливаются поворотнолопастные и радиально-осевые турбины, на низконапорных — поворотнолопастные турбины в железобетонных камерах.
Принцип работы всех видов турбин схож — поток воды поступает на лопасти турбины, которые начинают вращаться. Механическая энергия, таким образом, передается на гидрогенератор, который и вырабатывает электроэнергию. Турбины отличаются некоторыми техническими характеристиками, а также камерами — стальными или железобетонными, и рассчитаны на различный напор воды.
Гидроэлектрические станции также разделяются в зависимости от принципа использования природных ресурсов, и, соответственно, образующейся концентрации воды. Здесь можно выделить следующие ГЭС:
· плотинные ГЭС. Это наиболее распространённые виды гидроэлектрических станций. Напор воды в них создается посредством установки плотины, полностью перегораживающей реку, или поднимающей уровень воды в ней на необходимую отметку. Такие гидроэлектростанции строят на многоводных равнинных реках, а также на горных реках, в местах, где русло реки более узкое, сжатое.
· приплотинные ГЭС. Строятся при более высоких напорах воды. В этом случае река полностью перегораживается плотиной, а само здание ГЭС располагается за плотиной, в нижней её части. Вода, в этом случае, подводится к турбинам через специальные напорные тоннели, а не непосредственно, как в русловых ГЭС.
· деривационные ГЭС. Такие электростанции строят в тех местах, где велик уклон реки. Необходимая концентрация воды в ГЭС такого типа создается посредством деривации. Вода отводится из речного русла через специальные водоотводы. Последние — спрямлены, и их уклон значительно меньший, нежели средний уклон реки. В итоге вода подводится непосредственно к зданию ГЭС. Деривационные ГЭС могут быть разного вида — безнапорные или с напорной деривацией. В случае с напорной деривацией, водовод прокладывается с большим продольным уклоном. В другом случае в начале деривации на реке создается более высокая плотина, и создается водохранилище — такая схема еще называется смешанной деривацией, так как используются оба метода создания необходимой концентрации воды.
· гидроаккумулирующие электростанции. Такие ГАЭС способны аккумулировать вырабатываемую электроэнергию и пускать её в ход в моменты пиковых нагрузок. Принцип работы таких электростанций следующий: в определенные периоды (не пиковой нагрузки), агрегаты ГАЭС работают как насосы от внешних источников энергии и закачивают воду в специально оборудованные верхние бассейны. Когда возникает потребность, вода из них поступает в напорный трубопровод и приводит в действие турбины.
В состав гидроэлектрических станций, в зависимости от их назначения, также могут входить дополнительные сооружения, такие как шлюзы или судоподъёмники, способствующие навигации по водоему, рыбопропускные, водозаборные сооружения, используемые для ирригации, и многое другое.
Ценность гидроэлектрической станции состоит в том, что для производства электрической энергии они используют возобновляемые природные ресурсы. Ввиду того, что потребности в дополнительном топливе для ГЭС нет, конечная стоимость получаемой электроэнергии значительно ниже, чем при использовании других видов электростанций[2].
Атомная станция (АЭС) — ядерная установка, использующая для производства энергии (чаще всего электрической) ядерный реактор (реакторы), комплекс необходимых сооружений и оборудования.[1]
История
Попытки использовать управляемую ядерную реакцию для производства электричества начались в 1940-х годах в нескольких странах. В СССР во второй половине 40-х гг., ещё до окончания работ по созданию первой советской атомной бомбы (её испытание состоялось 29 августа 1949 года), советские учёные приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого стала электроэнергетика. В 1948 году по предложению И. В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии[2].
3 сентября 1948 года впервые удалось запитать электроприборы с помощью электричества, полученного на графитовом реакторе X-10[3][4][5]. В мае 1950 года в городе Обнинске, расположенном в Калужской области, началось строительство Обнинской АЭС. В том же 1950 году в США был создан реактор EBR-I недалеко от города Арко, штат Айдахо. Данный реактор 20 декабря 1951 года в ходе эксперимента выработал пригодное для использования электричество мощностью 800 Вт. После этого мощность реактора была повышена для обеспечения электроэнергией станции, на которой находился реактор. Это даёт право называть данную станцией первой экспериментальной АЭС, но при этом она не была подключена к энергетической сети.
Обнинская АЭС мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР. Она стала первой в мире промышленной атомной электростанцией. В 1958 году была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт, впоследствии полная проектная мощность была доведена до 600 МВт. В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 годагенератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 года был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 365 МВт запущен в декабре 1969 года. В 1973 году запущен первый блок Ленинградской АЭС[ значимость факта? ].
За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 году в Колдер-Холле (Великобритания). Через год в США вступила в строй АЭС Шиппингпорт мощностью 60 МВт. В 1959 году свою первую АЭС запустила Франция, 1961 — Германия, 1962 — Канада, 1964 — Швеция, 1966 — Япония. В 1976 году начались строительные работы на рекордном за всю историю атомной энергетики числе новых реакторов, 44 единицы. Годом ранее Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) выпустило прогноз, согласно которому к 2000 году суммарная мощность АЭС во всем мире достигнет 4000 ГВт или даже 7000 ГВт. Оценка оказалась завышенной в 10 раз.
В 1979 году произошла серьёзная авария на АЭС Три-Майл-Айленд, после чего США постепенно прекратили строительство атомных реакторов. К идее введения новых ядерных мощностей вернулась администрация Джорджа Буша младшего в начале 2000-х годов. Существовали планы серийного строительства реакторов третьего поколения, получившие неофициальное название «атомного ренессанса». На 2016 год четыре таких реактора строятся.
В 1984 и 1985 годах рекордное число реакторов было введено в эксплуатацию, 33 единицы в каждом году. В 1986 году — масштабная катастрофа на Чернобыльской АЭС, которая, помимо непосредственных последствий, серьёзно отразилась на всей ядерной энергетике в целом. Она вынудила специалистов всего мира пересмотреть проблему безопасности АЭС и задуматься о необходимости международного сотрудничества в целях повышения безопасности АЭС. Под влиянием чернобыльской катастрофы Италия провела референдум, на котором большинство высказалось за закрытие АЭС страны. В результате, в 1990-х Италия прекратила эксплуатировать атомные станции.
15 мая 1989 года на учредительной ассамблее в Москве, было объявлено об официальном образовании Всемирной ассоциации операторов атомных электростанций (англ. WANO), международной профессиональной ассоциации, объединяющей организации, эксплуатирующие АЭС, во всём мире. Ассоциация поставила перед собой амбициозные задачи по повышению ядерной безопасности во всём мире, реализуя свои международные программы[6].
К концу 80-х годов темпы строительства атомных станций существенно замедлились. Тем не менее, в 1996 году доля атомной энергетики во всемирной генерации электричества достигла своего пика — 17,6 %.
Большое влияние на атомную энергетику оказала катастрофа на АЭС Фукусима-1, произошедшая в марте 2011 года в Японии. Она возникла в результате воздействия на АЭС сильного землетрясения и последовавшего за ним цунами.
Выработка электроэнергии[править | править вики-текст]
На 2015 год суммарно АЭС мира выработали 2,441 тВт⋅ч энергии, что составило 10,7 % всемирной генерации электричества.
Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии на 2015 год являлись[7]:
· 
США (798 млрд кВт·ч/год), работает 99 атомных реакторов (~20 % от вырабатываемой электроэнергии).
· 
Франция (419 млрд кВт·ч/год), 58 реакторов. (76 % от вырабатываемой электроэнергии).
· 
Россия (183 млрд кВт·ч/год), 36 реакторов. (19 % от вырабатываемой электроэнергии).
· 
Китай (161 млрд кВт·ч/год), 36 реакторов. (3 % от вырабатываемой электроэнергии).
· 
Южная Корея (157 млрд кВт·ч/год), 25 реакторов. (33 % от вырабатываемой электроэнергии).
· 
Канада (95 млрд кВт·ч/год), 19 реакторов.
· 
Германия (87 млрд кВт·ч/год), 8 реакторов.
· 
Украина (82 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов.
· 
Великобритания (64 млрд кВт·ч/год), 15 реакторов.
· 
Испания (55 млрд кВт·ч/год), 7 реакторов.
Половина всемирной выработки электроэнергии на АЭС приходится на США и Францию.
Крупнейшая АЭС в Европе — Запорожская АЭС[8] в г. Энергодаре (Запорожская область, Украина), строительство которой началось в 1980 году. С 1996 года работают 6 энергоблоков суммарной мощностью 6 ГВт.
Крупнейшая АЭС в мире (по установленной мощности) — АЭС Касивадзаки-Карива (с 1997 года) находится в Японском городе Касивадзаки префектуры Ниигата. Она имеет пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два улучшенных кипящих ядерных реактора (ABWR), суммарная мощность которых составляет 8,212 ГВт. Однако станция не генерирует электричество с 2011 года. Поэтому крупнейшей в мире действующей является южнокорейская АЭС Кори мощностью 6,862 ГВт.
Современное состояние и перспективы
Атомные электростанции использует 31 страна. Подавляющее большинство АЭС находятся в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще. В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт[9]. Еще 41 реактор не производил электричество от 1,5 до 20 лет, причём 40 из них находятся в Японии.
Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики[9] на 2016 год в отрасли наблюдается спад. Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 году (2,660 ТВч). Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 году до 10,7 % в 2015 году. 158 реакторов были окончательно остановлены. Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет. Также, строительство 6 реакторов формально продолжается более 15 лет.
За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 — в Китае), либо в Восточной Европе. Две трети строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию. КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, ещё около полутора десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.
В то же время в мире существует противоположные тенденции стагнации и даже отказа от ядерной энергетики. Как некоторые лидеры атомной энергетики (США, Франция, Япония), так и некоторые другие страны закрыли ряд АЭС. Италия стала единственной страной, закрывшей все имевшиеся АЭС и полностью отказавшейся от ядерной энергетики. Бельгия, Германия, Испания, Швейцария осуществляют долгосрочную политику по отказу от ядерной энергетики. Литва, Казахстан временно не имеют ядерной энергетики, хотя планируют вместо закрытых АЭС построить новые. Австрия, Куба, Ливия, КНДР, Польша по политическим, экономическим или техническим причинам остановили свои ядерные программы перед пуском своих первых АЭС, начатых строительством, хотя две последние страны планируют строительство АЭС вновь. Ранее отказывалась от атомной энергетики Армения, однако затем её единственная АЭС была пущена в эксплуатацию вновь. Имеющие АЭС Нидерланды, Тайвань, Швеция планировали отказаться от атомной энергетики, хотя пока приостановили такие мероприятия. Также имели ранее, но отказались от программ атомной энергетики не имевшие АЭС Австралия, Азербайджан, Гана, Греция, Грузия, Дания, Ирландия, Латвия, Лихтенштейн, Люксембург, Малайзия, Мальта, Новая Зеландия, Норвегия, Португалия, Филиппины. Перспективы заявленного строительства новых АЭС в случаях некоторых стран также вызывают сомнения.
Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов. Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет. Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, работает в течение 47 лет.
В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.
В 2007 году Россия приступила к строительству первой в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны[10]. Строительство столкнулось с задержками. По разным оценкам, первая плавающая АЭС заработает в 2018—2019 годах.
Несколько стран, включая США, Японию, Южную Корею, Россию, Аргентину ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло- и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе — и индивидуальных домов. Предполагается, что малогабаритные реакторы (см., например, Hyperion АЭС) могут создаваться с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.[11] Строительство одного малогабаритного реактора CAREM25 ведется в Аргентине. Первый опыт использования мини-АЭС получил СССР (Билибинская АЭС).
Классификация
По типу реакторов
Атомные электростанции классифицируются в соответствии с типом используемых реакторов:
· с реакторами на тепловых нейтронах, в том числе с:
· водо-водяными
· кипящими
· тяжеловодными
· газоохлаждаемыми
· графито-водными
· высокотемпературными газоохлаждаемыми
· тяжеловодными газоохлаждаемыми
· тяжеловодными водоохлаждаемыми
· кипящими тяжеловодными
· с реакторами на быстрых нейтронах
По виду отпускаемой энергии
Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:
· Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки электрической энергии. При этом на многих АЭС есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды, используя тепловые потери станции.
· Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию.
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 до 19 миллиардов, и затем срок начала экспериментов сдвинулся к 2025 году[1].
Страны-участники
Место расположения исследовательского центра «Кадараш»
· Страны ЕС (выступают как единый участник)
· Индия
· Китай
· Республика Корея
· Россия
Наибольшую роль в реализации российской доли обязанностей по проекту ИТЭР играют[2]
· 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[3] представляет[4] 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[5], Казэлектромаш, Кольчуга.
История[править | править вики-текст]
· 9 января, после новогодних каникул, на сайте ITER появился репортаж о визите (состоялся в октябре 2016 года) Генерального директора академика Биго в Японию, в город Кобэ, на один из заводов корпорации «Mitsubishi Heavy Industries». На этом заводе производятся корпуса тороидальных магнитных катушек, якорей центрального соленоида и полоидальных магнитных катушек. Эти детали изготавливаются из специально разработаной для ITER низкоуглеродной высоколегированой стали 316LN. Как известно, магнитное поле стремится "разорвать" витки любой катушки. Для магнитных систем токамака ITER с его сильнейшими магнитными полями это усилие достигает сотен меганьютонов. Корпус катушки должен с запасом выдерживать эту нагрузку. Поэтому тороидальные катушки в сборе весят 3 400 тонн. В то же время требования к точности изготовления столь тяжелых деталей очень высоки. Япония несет обязательство в изготовлении всех 19 катушек тороидального поля (напомним, первоначально 10 катушек должна была изготовить Европа, а 9 Япония). Первая собранная катушка тороидального поля будет отгружена Японией в 2018 году [251].
· На сайте ITER появилась статья, посвященная деталям вакуумной камеры. Из камеры в окружающую среду выходят 44 порта. Каждый порт — это не просто "дырка в стенке", а сложный в геометрическом плане тоннель из стали 316LN, с охлаждаемыми водой двойными стенками. Порт номер 12, произведенный в России, имеет массу 20 тонн. Перед тем, как приваривать порт к двойной стенке вакуумной камеры, внутренняя полость порта должна пройти очень жесткое (установленное французским агентством ANB - Agreed Notified Body) испытание на герметичность. Для этого деталь была отправлена в Германию, в город Деггендорф. Там на заводе MAN Diesel and Turbo in Deggendorf в охлаждающую полость под давлением 3,78 МПа был накачан гелий. Устройство находилось под давлением полчаса. Затем искателем гелия были исследованы все сварные швы. Утечки гелия зафиксированы не были, деталь была признана герметичной. Теперь порт отправится в Южную Корею для приварки к "бублику" вакуумной камеры. Россия должна произвести все 18 верхних портов вакуумной камеры [252].
· Вплотную к Сборочному цеху интенсивно строится трехэтажное Здание радиочастотного нагрева (номер Здания на плане ITER — 15). Размеры Здания: 50 метров в длину, 43 метров в ширину, 25 метров в высоту. На первых двух этажах будут установлены источники питания, на третьем — две системы: ECRH (Электронно-циклотронный резонансный нагреватель) и ICRH (Ионно-циклотронный резонансный нагреватель). Первая система построена на гиротронах, вторая на тетродах. Источники питания общей мощностью 100 МВт преобразуют переменный ток напряжением 22 киловольта в постоянный ток, который питает ECRH и ICRH. Через систему волноводов длиной около 100 метров излучение достигнет вакуумной камеры токамака и введет в плазму до 40 МВт тепловой мощности. К весне здание будет завершено и в нем начнут монтировать оборудование. Ожидается, что к середине 2018 года в Здании будут смонтированы источники питания, а генераторы установят к 2020 году [253].
Конструкция[править | править вики-текст]
Наиболее важная часть ITER — сам токамак и все служебные помещения — расположены на площадке в 1 километр длиной и 400 метров шириной. Рисунок[254] 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[255][256].
Токамак[править | править вики-текст]
Термин «Токамак» — русскоязычный. Изначально И. Н. Головин предложил аббревиатуру «ТОКАМАГ» — «ТОроидальная КАмера с МАГнитами». Однако Н. А. Явлинский подметил, что глухая гласная на конце слова будет звучать более выразительно. Так «ТокамаГ» стал «ТокамаКом» — «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками».
Магнитная система [править | править вики-текст]
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)[257] 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 более 80 тысяч метров. Всего будет произведено 19 катушек (одна запасная). Из них 10 штук произведёт Европа, и 9 штук — Япония[258].
Катушки полоидального поля (poloidal field — PF)[259] расположены поверх катушек TF. Находятся внутри оболочки криостата. Состоят из 6 катушек, расположенных горизонтально. Назначение этого поля — отдалить плазменный шнур от стенок камеры и сжать его (адиабатический нагрев). Благодаря своим размерам четыре из шести катушек PF (2, 3, 4, и 5) будут наматываться на территории ITER, в специально построенном для этого Здании полоидальных катушек. О масштабе этих изделий говорит такой факт: две самые большие катушки PF-3 и PF-4 имеют внешний диаметр 24 метра, а масса каждой 400 тонн[260]. Меньшие катушки (обозначения в спецификации ITER PF-1 и PF-6) будут производится в России и Китае соответственно, и доставлены отдельно. Катушка PF-1 будет намотана в России, в Санкт-Петербурге, на Средне-Невском судостроительном заводе. Начало намотки катушки планируется на лето 2015 года[261]. Производство катушки PF-6 поручено Китаю.
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 множеством негативных последствий. Во-первых, плазма, касаясь стенок камеры, теряет энергию и охлаждается. Во-вторых, происходит испарение, а следовательно, повышенный износ материала «горячей стенки». В-третьих, испарившийся материал (в основном бериллий) загрязняет внутреннее пространство вакуумной камеры мельчайшей пылью. Эта пыль, попав в плазму, заставляет её дополнительно светиться, что ещё больше охлаждает шнур и вызывает ещё больший износ горячей стенки.
| Характеристики основных магнитов[262] | |||||||
| Материал проводника | Длина проводника, 103·м | Масса, тонн | Номинальный ток, кА | Магнитное поле, Т | Накопленная энергия, ГДж | Стоимость (прогноз на 2011 год), M? | |
| Полоидальные катушки (PF) | NbTi | ||||||
| Тороидальные катушки (TF) | Nb3Sn | 11.8 | |||||
| Центральный соленоид (CS) | Nb3Sn | 6.4 |
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»). Объём рабочей полости — 1400 м3. Масса этого компонента токамака — свыше 5000 тонн. Для сравнения: Эйфелева башня весит 10 100 тонн.
Стенки вакуумной камеры двойные. Между стенками расположена полость для циркуляции теплоносителя (дистиллированная вода). Внутренняя стенка защищена от теплового и нейтронного излучения 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
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 системой охлаждения. «Горячая стенка» бланкета, за счет охлаждения водой, не будет нагреваться выше 240 °С. 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).
Уточнение: система воспроизводства трития является важнейшей системой термоядерного реактора (в дальнейшем — ТЯР), за счет этого ТЯР должен воспроизводить часть топлива для самого себя. Воспроизводство трития основано на ядерной реакции n(6li, T)альфа (6Li — это изотоп лития с атомной массой 6). Сечение данной реакции резко возрастает с ростом энергии нейтронов, соответственно, мощнейший поток 14,1 МэВ-ных термоядерных нейтронов способен обеспечить воспроизводство одной из компонент топлива для ТЯР. С другой стороны, тритий бета-активен (период полураспада 12.6 года) и, являясь изотопом водорода, способен встраиваться во все экологические цепочки, в которых присутствует вода. Более того, при определенных условиях он является достаточно «проницаемым» даже для металлических конструкций. В связи с этим выбор промышленной площадки для строительства ИТЕР в Кадараше, который находится относительно недалеко от крупнейшей рекреационной зоны Средиземноморья — Лазурным берегом — предоставляется довольно рискованным. Рассматривались предложения по строительству ИТЕР в Северной Канаде, но они почему-то были отвергнуты МАГАТЭ.
Для удобства технического обслуживания бланкет разделён на 440 элементов. Его общая площадь около 700 м2. Каждый элемент представляет собой кассету, со съёмной передней стенкой из бериллия (толщиной от 8 до 10 мм) 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.
Общее количество бериллия, необходимое для изготовления бланкета, составляет около 12 тонн. Сам по себе металлический бериллий малотоксичен, но бериллиевая пыль при вдыхании способна вызвать ярко выраженную аллергическую реакцию. Длительное вдыхание бериллиевой пыли в малой концентрации способно вызвать тяжелое заболевание — бериллиоз. Кроме того, бериллиевая пыль обладает канцерогенным действием. При работе токамака ожидается постепенное испарение «горячей стенки» и, соответственно, образование мельчайшей бериллиевой пыли (которая должна улавливаться дивертором). На ITER, для предохранения контакта персонала с бериллиевой пылью, разрабатываются очень строгие меры безопасности[263].
Дивертор
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 попадёт в плазменный шнур, разогреется, и начнёт 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 служит не для удаления термоядерной «золы» — гелия. 3.5 МэВ-ные альфа-частицы — продукты D-T реакции синтеза — «золой» не являются, реально они как раз-таки и «греют» термоядерную плазму. Задача дивертора другая: снизить потоки заряженных частиц, попадающих из плазмы на первую стенку (в дальнейшем — ПС) термоядерного реактора. Это необходимо по двум причинам: 1. Снижается т.наз. радиационное распыление ПС. В принципе по сравнению с эффектами объемного радиационного повреждения (радиационное распухание, высокотемпературное радиационное охрупчивание и т. д.) уменьшение толщины ПС за счет распыления не является критичным для ПС, НО: 2. Распыление ПС приводит к попаданию в термоядерную плазму ионов металлов, что существенно увеличивает эффективный заряд плазмы и приводит к увеличению радиационных потерь (эти потери пропорциональны второй степени эффективного заряда плазмы), что существенно понижает температуру плазмы. Именно вторая причина является основной для применения дивертора. В предыдущем абзаце упоминается «испарение горячей стенки бланкета». Под бланкетом (от англ. blanket — одеяло) подразумевается область между ПС и тороидальными обмотками, в которой находится ряд важнейших систем ТЯР — система теплообмена, зона размножения трития и т. д. Непосредственно с плазмой системы бланкета не соприкасаются, это «прерогатива» ПС.
Дивертор выполнен из 54 кассет[264], 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 повер