Mezinárodní experimentální fúzní reaktor

Aktuální verze stránky ještě nebyla zkontrolována zkušenými přispěvateli a může se výrazně lišit od verze recenzované 20. prosince 2021; kontroly vyžadují 57 úprav .

ITER ( ITER ; původně anglicky  International Thermonuclear Experimental Reactor ; v současnosti je název spojen s latinským slovem iter  - cesta ) je projekt mezinárodního experimentálního termonukleárního reaktoru typu tokamak . Úkolem ITER je demonstrovat možnost komerčního využití termonukleární fúzní reakce a řešit fyzikální a technologické problémy, které mohou na této cestě narazit. Projekt byl připravován od poloviny 80. let, dokončení stavby bylo plánováno na rok 2016.

Stavba byla zahájena v roce 2010 ; V létě 2020 začala montáž reaktoru. Termín dokončení je naplánován na rok 2025.
Zařízení ITER se nachází na 180 hektarech půdy v obci Saint-Paul-les-Durance ( Provence-Alpes-Côte d'Azur ), která je již sídlem francouzského jaderného výzkumného centra CEA ( Commissariat à l'énergie atomique , Komisariát pro atomovou energii ).

Zúčastněné země

Historie

Vývoj a konstrukce

Projekt se začal rozvíjet v polovině 80. let 20. století . V roce 1992 byla podepsána čtyřstranná ( EU , Rusko , USA , Japonsko ) mezivládní dohoda o vývoji inženýrského projektu ITER, který byl dokončen v roce 2001 [8] .

Projekt reaktoru byl kompletně dokončen a v roce 2005 bylo vybráno místo pro jeho stavbu - výzkumné centrum Cadarache ( fr.  Cadarache ) na jihu Francie, 60 km od Marseille - ( 43 ° 41,25′ N 5 ° 45,70 ′ v. d. ) [9] . Příprava místa začala v lednu 2007. Stavba začala v roce 2010 . Zařízení ITER se nachází na 180 hektarech půdy v obci Saint-Paul-le-Durance ( Provence-Alpes-Côte d'Azur , region jižní Francie).

28. července 2020 začala montáž reaktoru z komponent [10] .

Stavba, která byla původně odhadována na 5 miliard eur, měla být dokončena v roce 2016. V důsledku značných technických obtíží a nejistot v konstrukci a výrobě součástí však byla data opakovaně posouvána:

Konstrukce

Nejdůležitější část ITER - samotný tokamak a veškeré servisní prostory - se nachází na pozemku o rozměrech 1,0 × 0,4 km [13] . Předpokládalo se, že stavba potrvá do roku 2017 [14] . Hlavní práce v této fázi probíhá pod vedením francouzské agentury ITER a v podstatě CEA .

Obecně bude tokamak ITER 60metrová konstrukce o hmotnosti 23 000 tun [15] [16] .

Obecné schéma

Tokamak

Výraz „tokamak“ je rusky mluvící. Původně I.N. Golovin navrhoval zkratku "tokamag" - " toroidní komora s magnety " , nicméně N.A. komora s magnetickými cívkami .

Magnetický systém

Magnetický systém tokamaku se skládá ze 48 prvků: 18 toroidních cívek pole, 6 cívek poloidního pole, centrální solenoid sestávající ze 6 sekcí a nakonec 18 korekčních cívek.

Indukce pole vytvořeného magnetickým systémem dosahuje 13 T. To je extrémně vysoká hodnota. Pro srovnání: toto pole převyšuje magnetické pole Země 200 000krát. Pro snížení ztrát elektrickým odporem v cívkách toroidního pole a centrálního solenoidu se používá vodič ze sloučeniny niob-cín (Nb 3 Sn). Slitina niob-titan (NbTi) se používá pro cívky poloidního pole a korekční cívky. Při bodu varu kapalného hélia (asi 4K nebo -269 °C) jsou tyto slitiny v supravodivém stavu .

Cívky toroidního pole (TF) [17] jsou umístěny vně vakuové komory tokamaku a uvnitř pláště kryostatu. Skládají se z 18 stejných prvků (cívek ve tvaru D) uspořádaných vertikálně kolem toroidní vakuové komory. Vytvářejí kolem plazmového torusu magnetické pole o indukci 11,8 T a uchovávají energii 41 gigajoulů. Každá cívka váží asi 300 tun, má výšku 15 m a šířku 9 m. Celková hmotnost cívek toroidního pole je 6540 t. Cívky jsou navinuté ze supravodivého kabelu, který se skládá z pramenů uzavřených v plášť ze stejné slitiny. Kromě pramenů uvnitř kabelu jsou kanály pro cirkulaci chladicí kapaliny - kapalného hélia. Celková délka pramenů použitých pro TF cívky je přes 80 000 m. Celkem bude vyrobeno 19 cívek (jedna náhradní). Z toho 10 kusů vyrobí Evropa a 9 kusů Japonsko [18] .

Cívky poloidálního pole (PF) [19] jsou umístěny na horní straně TF cívek. Jsou umístěny uvnitř pláště kryostatu. Skládá se ze 6 cívek uspořádaných vodorovně. Účelem tohoto pole je oddálit sloupec plazmatu od stěn komory a stlačit jej (adiabatický ohřev). Kvůli jejich velikosti budou čtyři ze šesti cívek PF (2, 3, 4 a 5) navinuty na místě ITER ve speciálně postavené budově Poloidal Reel Building. O měřítku těchto výrobků svědčí následující skutečnost: dva největší svitky PF-3 a PF-4 mají vnější průměr 24 ma každý váží 400 tun [20] . Menší cívky (označení ve specifikaci ITER PF-1 a PF-6) se vyrábí v Rusku a Číně a dodávají se po moři. Výroba cívky PF-6 je svěřena Číně. Tento naviják je již plně smontován, dodán z Číny do ITER a testován za studena. V dubnu 2021 byl instalován do šachty reaktoru [21] . Cívka PF-1 se vyrábí v Rusku, v Petrohradě, v loděnici Sredne-Něvsky. Zahájení navíjení cívky začalo v létě 2015 [22] . V dubnu 2021 webová stránka ITER ukázala fotografii navíjecího vaku PF-1, právě vyjmutého z vakuové komory, kde byl sáček impregnován epoxidovou pryskyřicí.

Centrální solenoid ( centrální solenoid  - CS) je umístěn v "donutovém otvoru" - podél osy vakuové komory. Je to primární vinutí transformátoru. Sekundární vinutí transformátoru je plazmový prstenec uzavřený v krátké cívce. Žádný transformátor nemůže pracovat na stejnosměrný proud, takže napětí v primárním vinutí stoupne z nuly na maximální hodnotu. Proud procházející plazmou vytváří dodatečné magnetické pole, které má tendenci cívku ještě více stlačovat (adiabatický ohřev) a zároveň ji ohřívat vlivem ohmického odporu (indukční ohřev). Solenoid se skládá ze šesti cívek navinutých ze speciálního kabelu ze slitiny niob-cín (Nb 3 Sn). Tento kabel je dimenzován na proud do 46 kA. Kabel byl navržen tak, aby vydržel značnou váhu překrývajících se vrstev bez deformace. Každá cívka je jako hromádka palačinek. Sklo-polyamidová izolace impregnovaná epoxidovou pryskyřicí, schopná odolat napětí do 29 kV. Délka kabelu uloženého v každé cívce je 910 m. Za 20 let provozu tokamaku udělá centrální solenoid přibližně 60 000 pulzů.

Korekční cívky jsou umístěny uvnitř vakuové komory, mezi stěnou komory a přikrývkou. Slouží k "vyhlazení" režimů lokalizovaných na hraně ( Edge Localized Modes  - ELMs), které mohou způsobit "vyboulení" plazmového sloupce. Takové „vyboulení“ je nebezpečné s mnoha negativními důsledky. Za prvé, plazma, která se dotýká stěn komory, ztrácí energii a ochlazuje se. Za druhé dochází k odpařování a následně ke zvýšenému opotřebení materiálu „horké stěny“. Za třetí, odpařený materiál (hlavně berylium) znečišťuje vnitřek vakuové komory nejjemnějším prachem. Tento prach, jakmile se dostane do plazmatu, způsobí jeho dodatečné žhnutí, což dále ochlazuje šňůru a způsobuje ještě větší opotřebení horké stěny.

Charakteristika hlavních magnetů [23]
Materiál vodiče Délka vodiče, tisíc m Hmotnost, t Jmenovitý proud, kA Magnetické pole, T Akumulovaná energie, GJ Náklady (prognóza na rok 2011), miliony EUR
Poloidální cívky (PF) NbTi 65 2163 52 6 čtyři 122
Toroidní cívky (TF) Nb 3 Sn 88 6540 68 11.8 41 323
Centrální solenoid (CS) Nb 3 Sn 42 974 46 13 6.4 135
Vakuová komora

Tvar vakuové komory je torus („kobliha“). Na webových stránkách ITER se nazývá kobliha  - „ donut “. Vakuová komora je vyrobena z nerezové oceli. Měří něco málo přes 19 m ve „velkém průměru“, 11 m na výšku a 6 m v „malém průměru“ (průměr „díry na koblihu“). Objem pracovní dutiny je 1400 m³. Hmotnost této součásti tokamaku je přes 5000 tun.

Stěny vakuové komory jsou dvojité. Mezi stěnami je dutina pro cirkulaci chladicí kapaliny (destilované vody). Vnitřní stěna je chráněna před tepelným a neutronovým zářením přikrývkou.

Ve spodní části komory je instalován svodič pro zachycení reakčních produktů. Dálkový manipulátor je vyvíjen pro demontáž a montáž prvků rozdělovačů a přikrývek, dále pro diagnostiku a opravy vnitřního zařízení.

Přístup k prvkům přikrývky, divertoru a dalším systémům umístěným v „horké dutině“ zajišťuje 44 oken (portů) ve stěnách vakuové komory: 18 horních, 17 rovníkových a 9 spodních.

Deka

Blanket je tokamak systém, který je velmi intenzivní z hlediska tepelného a radiačního (spolu s divertorem). Účelem pokrývky je zachytit vysokoenergetické neutrony produkované termonukleární reakcí. V pokrývce jsou neutrony zpomalovány a uvolňují teplo, které je odváděno chladicím systémem. "Horká stěna" přikrývky se vlivem chlazení vodou nezahřeje nad 240 °C.

Pro snadnou údržbu je deka rozdělena na 440 prvků. Jeho celková plocha je cca 700 m². Každý prvek je kazeta s odnímatelnou beryliovou přední stěnou (tloušťka 8 až 10 mm) a měděným tělem vyztuženým nerezovou ocelí. Rozměry každé kazety: 1 × 1,5 m. Její hmotnost je až 4,6 tuny.

Celkové množství berylia potřebné k výrobě přikrývky je asi 12 t. Kovové beryllium samo o sobě je málo toxické, ale beryliový prach může při vdechnutí způsobit výraznou alergickou reakci. Dlouhodobé vdechování beryliového prachu v nízkých koncentracích může způsobit vážné onemocnění - berylliózu . Kromě toho má beryliový prach karcinogenní účinek. Při provozu tokamaku se očekává postupné odpařování „horké stěny“ a tím i tvorba nejmenšího beryliového prachu (který musí být zachycen divertorem). V ITER se vyvíjejí velmi přísná bezpečnostní opatření, aby se zabránilo vystavení personálu beryliovému prachu [24] .

Byly upraveny tři dekové kazety. Tyto kazety se nazývají Test Blanket Modules (TBM). TBM obsahují izotop lithia . Když se neutrony srazí s lithiem, dojde k reakci

Jedním z produktů této reakce je tritium . Tokamak ITER se tedy zúčastní experimentu se „množením“ tritia, i když nebude vyrábět vlastní palivo.

V důsledku této reakce se předpokládá, že tritium bude získáno ve větším množství, než bylo spotřebováno při fúzní reakci. Tento experiment je relevantní pro DEMO tokamaku nové generace . Tento tokamak si již bude vyrábět vlastní palivo.

Divertor

Diverter se používá k extrakci nečistot z plazmy, které se tam dostávají z „horké stěny“ přikrývky. Použití divertorů na stelarátorech a tokamacích začalo v roce 1951 na návrh Lymana Spitzera . Podle tvaru magnetického pole patří divertory do jednoho ze tří typů: poloidální, toroidní a svazkový. Princip činnosti všech typů převaděčů je stejný. Tokamak ITER používá poloidální převaděč.

Na "horké stěně" jsou vždy nečistoty, které na ní ulpívají v důsledku adsorpce . Při zahřátí se tyto nečistoty vypařují a dostávají se do plazmy. Tam se ionizují a začnou intenzivně vyzařovat. Vznikají další ztráty zářením (tyto ztráty jsou úměrné druhé mocnině efektivního náboje plazmatu). Tím se plazmový sloupec ochladí a horká stěna se přehřeje.

Divertor nepřetržitě „odlupuje“ vnější vrstvu z plazmové kolony (kde je koncentrace nečistot nejvyšší). K tomu jsou pomocí malého magnetického pole nasměrovány vnější vrstvy šňůry na cíl intenzivně chlazený vodou. Zde se plazma ochladí, neutralizuje, přemění na plyn a poté se odčerpá z komory. Nečistoty tak nepronikají do jádra šňůry.

Kromě toho v tokamaku ITER slouží diverter k usazování a zadržování beryliového prachu vzniklého během odpařování „horké stěny“ pokrývky. Proto se na stránkách ITER také vtipně nazývá „popelník“ (popelník). Pokud prach ze spalovací zóny neodstraníte, dostane se do plazmového sloupce, zahřeje se a také začne vyzařovat. To následně způsobí přehřívání horké stěny, její zvýšené opotřebení (odpařování a radiační rozstřikování) a tvorbu nových částí prachu. Diverter ITER se skládá z pěti terčů se sloty mezi nimi. Kovový prach se valí z plochých povrchů terčů a dostává se do štěrbin. Odtud je pro ni velmi obtížné dostat se zpět do plazmové šňůry.

Divertor je vyroben z 54 kazet [25] , o celkové hmotnosti 700 t. Velikost každé kazety je 3,4 m x 2,3 m x 0,6 m. Tělo kazety je z vysokopevnostní nerezové oceli. Jakmile se kazety opotřebují, budou demontovány a na jejich místo budou instalovány jiné. Terče přeměňují kinetickou energii částic plazmatu na teplo, proto se zahřívají až na 3000 °C a vyžadují intenzivní vodní chlazení.

Málokterý materiál je schopen takové zahřívání dlouhodobě vydržet (životnost tokamaku je 20 let). V počátečních fázích návrhu tokamaku bylo plánováno vyrobit terče z uhlíkového kompozitu vyztuženého uhlíkovými vlákny (CFC), ale nyní se zvažuje otázka výroby těchto dílů z wolframu.

Chladicí systém s přepínačem bude pracovat v režimu blízkého varu. Podstata tohoto režimu je následující: chladicí kapalina (destilovaná voda) se začne vařit, ale ještě nevaří. Mikroskopické bublinky páry přispívají k intenzivní konvekci, takže tento režim umožňuje odvádět největší množství tepla z ohřívaných částí. Existuje však nebezpečí - pokud chladicí kapalina stále vře, bubliny páry se zvětší a prudce sníží chladič. V ITER jsou instalovány akustické senzory pro sledování stavu chladicí kapaliny. Podle hluku vytvářeného bublinami v potrubí se vyhodnotí režim, ve kterém se chladicí kapalina nachází. Chladivo chladící divertor bude pod tlakem 4 MPa a bude mít vstupní teplotu 70°C a výstupní teplotu 120°C [26] .

Plazmový topný systém

Aby jádra tritia vstoupila do fúzní reakce s jádry deuteria, musí překonat vzájemné elektrostatické odpuzování  – Coulombovu bariéru . V termonukleárním reaktoru ITER se tritium zahřívá na velmi vysoké teploty ~1,5·10 8 K , což je přibližně desetkrát více než v jádře Slunce (~1,6·10 7 K). Při tak vysoké teplotě se kinetická energie jader stane dostatečnou k tomu, aby byla překonána Coulombova bariéra a termonukleární reakce se „vznítila“. Po zažehnutí fúzní reakce se předpokládá, že bude možné vypnout externí plazmové ohřívače nebo snížit jejich výkon. Předpokládá se, že termonukleární reakce se stane soběstačná.

Tokamak ITER využívá k ohřevu plazmy tři systémy: dva vysokofrekvenční ohřívače (ECRH a ICRH) a injektor neutrálního atomu. Kromě toho lze centrální solenoid použít také k ohřevu plazmatu. Zvýšením napětí v elektromagnetu z nuly na 30 kilovoltů je možné indukovat elektrický proud ve zkratované plazmové cívce. Dodatečné teplo se uvolňuje díky ohmickému ohřevu. Tento způsob ohřevu se nazývá indukce.

Elektronový cyklotronový rezonanční ohřívač ECRH

Systém ECRH (Electron Cyclotron Resonance Heating) ohřívá elektrony plazmového vlákna a také se používá k odstranění tepla na konkrétních místech v plazmatu jako mechanismus pro minimalizaci nahromadění určitých nestabilit, které vedou k ochlazení plazmatu. Funguje jako plazmový „startér“ na začátku výstřelu a zahřívá neutrální plyn, který plní vakuovou komoru. Jako zdroje energie byly použity gyrotrony , každý s výkonem 1 MW, pracovní frekvencí 170 GHz a dobou trvání pulsu více než 500 s. Gyrotronů je celkem 24. Jsou umístěny v budově RF Heating Building a přenášejí svou energii vlnovody o délce 160 m. Výrobou gyrotronů se zabývá Japonsko, Rusko, Evropa a Indie. Na konci února 2015 Japonsko předvedlo první vyrobený gyrotron. Všechny gyrotrony budou dodány do ITERu začátkem roku 2018 [27] . Pro zavedení energie do vakuové komory se používají okna z polykrystalického umělého diamantu. Průměr každého diamantového kotouče je 80 mm a tloušťka je 1,1 mm. Diamant byl vybrán, protože je propustný pro mikrovlnné záření, pevný, odolný vůči záření a má pětkrát vyšší tepelnou vodivost než měď. Důležitá je poslední okolnost: oknem projde výkon až 500 MW/m². Výrobou těchto krystalů se zabývá laboratoř ve Freiburgu (Německo). Do ITERu bude dodáno celkem 60 diamantových oken [28] .

Iontovo-cyklotronový rezonanční ohřívač ICRH

Systém ICRH (Ion Cyclotron Resonance Heating) ohřívá plazmové ionty. Princip tohoto ohřevu je stejný jako u domácí mikrovlnné trouby . Částice plazmatu pod vlivem vysokointenzivního elektromagnetického pole o frekvenci 40 až 55 MHz začnou kmitat a přijímají další kinetickou energii z pole. Během srážek předávají ionty energii jiným částicím plazmatu. Systém se skládá z výkonného radiofrekvenčního tetrodového generátoru ( bude instalován v budově RF Plasma Heating Building), systému vlnovodů pro přenos energie a vysílacích antén [29] umístěných uvnitř vakuové komory.

Neutrální atomový vstřikovač

Injektor „vystřelí“ do plazmového sloupce mohutným paprskem atomů deuteria urychlených na energii 1 MeV. Tyto atomy, narážející na částice plazmatu, jim předávají svou kinetickou energii a tím ohřívají plazma. Protože je nemožné rozptýlit neutrální atom v elektrickém poli, musí být nejprve ionizován. Poté se iont (ve skutečnosti jádro deuteria) urychlí v cyklotronu na potřebnou energii. Nyní by měl být rychle se pohybující ion proměněn zpět na neutrální atom. Pokud se tak nestane, iont bude vychýlen magnetickým polem tokamaku. Proto by měl být elektron připojen k urychlenému iontu. Pro deionizaci prochází iont buňkami naplněnými plynem. Zde se iont, zachycující elektron z molekul plynu, rekombinuje. Jádra deuteria, která se nestihla rekombinovat, jsou vychýlena magnetickým polem na speciální terč, kde se zpomalí, rekombinují a mohou být znovu použita.

Energetické požadavky "atomové továrny" ITER jsou tak velké, že tento stroj musel poprvé používat systém, který u předchozích tokamaků nebyl k dispozici . Jedná se o systém záporných iontů. Při tak vysokých rychlostech se kladný iont v plynových článcích jednoduše nestihne proměnit v neutrální atom. Proto se používají záporné ionty, které zachycují elektrony ve speciálním radiofrekvenčním výboji v prostředí plazmatu deuteria, jsou extrahovány a urychlovány vysokým kladným potenciálem (1 MV vzhledem k iontovému zdroji), následně neutralizovány v plynovém článku. Zbývající nabité ionty jsou elektrostatickým polem vychylovány do speciálního vodou chlazeného terče. Při spotřebě přibližně 55 MW elektřiny je každý ze dvou injektorů s neutrálním atomem plánovaných pro ITER schopen vhánět do plazmatu až 16 MW tepelné energie.

Kryostat

Kryostat [30] [31]  je největší součástí tokamaku. Jedná se o skořepinu z nerezové oceli o objemu 16000 m³, výšce 29,3 m, průměru 28,6 m a hmotnosti 3850 tun [32] . Zbývající prvky stroje budou umístěny uvnitř kryostatu. Kryostat bude kromě mechanických funkcí (podpora dílů tokamaku a jejich ochrana před poškozením) plnit roli vakuové „termosky“, která je bariérou mezi vnějším prostředím a vnitřní dutinou. K tomu jsou na vnitřní stěny kryostatu umístěny tepelné clony chlazené okruhem dusíku (80K). Kryostat má mnoho otvorů pro přístup do vakuové komory, potrubí chladicího systému, napájecích napáječů pro magnetické systémy, diagnostiky, dálkového manipulátoru, plazmových topných systémů a dalších.

Kryostat bude smontován v budově kryostatu o rozloze 5500 m², která byla speciálně postavena pro tento účel. Je velmi obtížné a nákladné dodat sestavu této velikosti jako celek. Proto bylo rozhodnuto konstruktivně rozbít kryostat na čtyři velké fragmenty (paleta, dva válcové pláště a víko). Každý z těchto fragmentů bude sestaven z menších segmentů. Segmentů je celkem 54. Jejich výrobou se zabývá Indie. Poté budou fragmenty po sestavení v budově Kryostatu jeden po druhém přesunuty a instalovány na své místo - do šachty reaktoru [33] .

Pro snížení dopadu neutronového záření tokamaku na životní prostředí bude kryostat obklopen „dekou“ ze speciálního betonu, které se říká „bioochrana“ (BioShield). Tloušťka bioochrany nad kryostatem bude 2 m.

Kryostatická vana bude spočívat na římsách z extra hustého vyztuženého betonu (3,9 t/m³ místo 2,5 pro konvenční beton) vytvořených na desce B2. Tyto výstupky na webových stránkách ITER se nazývají "koruna" (" koruna "). Armatura korunových prvků má velmi složité uspořádání; pro přípravu betonu bude použit štěrk těžený v Laponsku (Švédsko, Kiruna) [34] . Aby se snížilo namáhání spojené s vibracemi tokamaku a teplotními změnami rozměrů kryostatu, bude mezi vanou kryostatu a „korunou“ umístěno 18 kuličkových ložisek, každé o rozměrech 120 × 120 × 50 cm.

Externí systémy tokamaku

Řídicí systém CODAC

CODAC (Control, Data Access and Communication) je hlavním řídicím systémem pro provoz tokamaku ITER. Pracovníci CODAC jsou skupinou odborníků v různých oblastech automatizace. Tým v současné době konzultuje s předními institucemi a zapojenými společnostmi, aby učinil nejlepší technická rozhodnutí pro ITER.

V rámci CODAC:

  • pět nezávislých serverů (každý s vlastním úložným zařízením)
  • šest nezávislých místních sítí:
    • PON (Plant Operation Network - Control Network pro tokamak a jeho systémy)
    • TCN (Time Communication Network – Time Transfer Network)
    • SDN (Synchronous Databus Network - Synchronous data bus)
    • DAN (Data Archive Network)
    • CIN (Central Interlock Network – Centralized Interlock Network)
    • ČSN (Central Safety Network – Centralizovaná ochranná síť)
  • Terminály
  • Ovladače
  • Senzory

Organizačně je celý systém řízení rozdělen do následujících divizí:

  • Centrální dohled a automatizace, monitorování a zpracování dat. Tento systém se skládá ze tří serverů propojených rozhraním SKŘ s ostatními odděleními.
  • Zobrazení a ovládání dat (Human Machine Interface). Divize zahrnuje terminály a mnemotechnická schémata, centrální blokovací systém CIS a centrální bezpečnostní systém. Oba systémy mají své vlastní záznamníky parametrů.
  • ITER Control Group (ITER Control Group). Obsahuje dva servery:
    • servisní a aplikační server
    • přístupová brána datového kanálu.
  • Systém tokamaku (Plant System) je propojen rozhraním SKŘ se zbytkem bloků. Systém zajišťuje tok dat z tokamaku a přímo ovládá akční členy. Systém se skládá ze tří úrovní:
    • Ovladače. Každý ovladač je připojen sběrnicí ke svému vlastnímu rozhraní. Kontroléry „překládají“ digitální data ze sběrnic rozhraní do přijímaného jazyka protokolu I&C
    • Rozhraní (většinou A/D převodníky) převádějí analogová data ze senzorů na digitální data. Některá rozhraní překládají příkazy přijaté z řídicích jednotek na příkazy pro akční členy.
    • Senzory a akční členy.

Protokol I&C (Local Instrumentation and Control) byl vyvinut speciálně pro CODAC. V současné době vývojáři ITER vydali příručku CODAC, kterou pracovníci studují.

Palivový systém

Palivem pro tokamak ITER je směs izotopů vodíku – deuteria a tritia. Lawsonovým kritériem pro tento typ reakce je m −3 s.

Na rozdíl od předchozích tokamaků je ITER navržen speciálně pro toto palivo.

ITER, jako každý tokamak, bude pracovat v pulzním režimu. Nejprve se z vakuové komory odčerpá veškerý vzduch a nečistoty v něm obsažené. Magnetický systém je zapnutý. Palivo je pak vstřikováno do komory při nízkém tlaku v plynném stavu pomocí systému vstřikování paliva. Poté se směs deuterium-tritium zahřeje, ionizuje a přemění na plazmu.

K vstřikování dalšího množství paliva do plazmového vlákna se používá ledové dělo. Směs deuteria a tritia se zmrazí a přemění na granule. Pistole vystřeluje tyto pelety do plazmové šňůry rychlostí až 1000 m/s. Ledová pistole slouží nejen ke kontrole hustoty paliva. Tento systém je navržen pro boj s lokálním vybočením plazmového sloupce. Tyto boule se nazývají Edge Localized Modes (ELM).

V každém aktuálním okamžiku nebude ve vakuové komoře tokamaku více než 1 g paliva.

Nespálené palivo je spolu s reakčním produktem heliem deionizováno v divertoru a odčerpáno. Helium je pak odděleno od deuteria a tritia v izotopovém separačním systému. Deuterium a tritium opět vstupují do vakuové komory a tvoří uzavřenou „DT-smyčku“ v palivovém cyklu tokamaku [35] .

Vakuový systém

Vakuový systém ITER plní úkoly odčerpávání produktů termonukleární reakce a nečistot z vakuové komory, tepelnou izolaci korekčních cívek od přikrývky a těla vakuové komory, jakož i evakuaci pomocných prvků, které to potřebují - přenos čáry mikrovlnného záření, injekční systémy neutrálních atomů atd. [36 ] .

Na systémy a jednotky vakuového systému jsou kladeny velmi přísné požadavky. Musí fungovat dlouho a bez poruch bez možnosti periodické údržby.

Vakuový systém musí poskytovat hluboké vakuum ve vakuové komoře a uvnitř kryostatu o objemech 1400 m³ a 8500 m³. Tlak uvnitř vakuové komory nesmí překročit 10 −9 normálního atmosférického tlaku. Přibližná doba, po kterou je vakuový systém schopen vytvořit tento tlak, je až 48 hodin.

Složení vakuového systému . Systém zahrnuje více než čtyři sta vývěv, včetně osmi hlavních kryosorpčních vývěv vakuové komory a kryostatu. Vakuové vývěvy jsou spojeny do řetězců, kde každá další přijímá plyn na vstupu pod vyšším tlakem než ta předchozí.

V první fázi evakuace je plyn čerpán z dutin mechanickými, ve druhé fázi - kryogenními čerpadly .[37] . Je známo, že mechanická čerpadla nemohou zcela odčerpat plyn z žádné dutiny - střední volné dráhy molekul se stávají srovnatelnými s rozměry dutiny. Látka se přestane chovat „jako plyn“ a začne se chovat „jako vakuum“. Proto se pro další odstranění látky zbývající v dutině používají kryogenní čerpadla.

Podle principu činnosti je kryogenní čerpadlo velmi jednoduché. Je to nádoba, do které se nalévá kapalné helium. Vnější stěna nádoby je „studená stěna“ kryogenního čerpadla (je na ní umístěn adsorpční „kokosový“ filtr). Molekuly plynu, které mají být odstraněny z dutiny, která má být evakuována, přicházejí do kontaktu se studenou stěnou čerpadla. Zároveň se „přilepí“ ke stěně a absorbuje je adsorpční filtr. V důsledku provozu kryogenního čerpadla se tlak v evakuované dutině sníží o několik řádů ve srovnání s nejúčinnějším mechanickým čerpadlem.

"Kokosový filtr" . Jednou z funkcí vakuového systému je odstranění reakčního produktu ze "spalovací" zóny. Helium vznikající termonukleární reakcí musí být účinně odstraněno. Pokud se tak nestane, helium začne vlivem záření plazma ochlazovat (a zároveň ohřívat přikrývku). Pro adsorpci helia se používá aktivní uhlí, které se získává ze skořápek kokosových ořechů. Experimenty ukazují, že aktivní uhlí ze skořápek kokosových ořechů je jedním z nejúčinnějších absorbérů helia.

Kryogenní systém

Kryogenní systém slouží k chlazení vodičů magnetického systému tokamaku do supravodivého stavu, zajištění provozu kryogenních vývěv a podpoře některých diagnostických systémů.

Kryogenní systém se skládá ze dvou okruhů – dusíku a hélia.

Okruh dusíku poskytuje tepelné zatížení 1300 kW při teplotě varu dusíku (80K). V okruhu dusíku jsou hlavní zátěží tepelné štíty kryostatu a okruh helia. Okruh dusíku je oddělen od okruhu helia výměníkem tepla a slouží k odběru tepla z chladiva helia.

Heliový okruh se skládá ze tří stejných subsystémů. Heliový okruh je dimenzován na tepelnou zátěž 65 kW. Spotřebovaný elektrický výkon chladicích strojů s heliovým okruhem přitom bude téměř 16 MW. Výkon heliového okruhu je volen tak, aby byl menší než vypočtené uvolňování tepla při plazmovém spalování. Ani jeden tokamak není schopen pracovat nepřetržitě - z fyziky samotného stroje vyplývá řada pulzů, které následují jeden po druhém, nebo, jak říkají termonukleární vědci, „výstřely“. Heliový okruh bude mít čas obnovit teplotu do začátku dalšího výstřelu.

Kryogenní systém musí fungovat za podmínek výrazného uvolňování tepla (z "horké stěny" tokamaku), silných magnetických polí, hlubokého vakua a silných neutronových toků. Zásoba helia (25 tun) je skladována v kapalné formě (při 4K) a plynné (při 80K) v héliových nádržích. Pro chlazení supravodivých magnetů a napájení kryopump obsahuje systém mnoho kryospínačů, které řídí toky helia. Spotřebiče helia jsou napojeny na kryospínače a chladničky systémem kryolin, jejichž celková délka v ITERu je 3 km. Celkem kryosystém obsahuje ve své specifikaci 4500 prvků.

Napájení

ITER nebude vyrábět elektřinu. Veškerá tepelná energie přijatá v tokamaku bude rozptýlena do okolí. "Chuť" po napájení této organizace je však poměrně výrazná.

Trvalá spotřeba energie tokamakových systémů bude přibližně 110 MW. Přibližně 80 % trvalé energie bude spotřebováno kryogenním systémem a systémem vodního chlazení.

Systémy jako injektor neutrálního atomu, vysokofrekvenční iontové a elektronové ohřívače a centrální solenoid budou pracovat v pulzním režimu, což způsobí zvýšenou spotřebu energie v okamžiku zapálení plazmy. Při zapálení plazmatu dochází ke špičce spotřeby až 620 MW po dobu asi 30 sekund.

ITER je napojen na francouzskou průmyslovou síť s napětím 400 kV. To bude vyžadovat elektrické vedení o délce asi kilometr. Pro vnitřní potřebu bude toto napětí sníženo na dvě hodnoty: 22 a 66 kV.

Existují dvě vnitřní napájecí sítě.

První, SSEN (steady state electric network), je elektrická síť s konstantním výkonem. Nasytí všechny spotřebitele, kteří nevyžadují špičkový výkon „hodí“. Skládá se ze čtyř transformátorů, každý o hmotnosti 90 tun.

Druhá, PPEN (pulsed power electric network), je elektrická síť s proměnným výkonem. Tento systém bude napájet ty spotřebitele, kteří vyžadují obrovský výkon v okamžiku zapálení plazmy. Těmito spotřebiči jsou centrální solenoid, plazmové topné systémy a monitorovací a řídicí systém. Síť PPEN je napájena třemi transformátory, každý o hmotnosti 240 tun.

Jako záložní systém napájení budou instalovány dva dieselové generátory [38] .

Systém vodního chlazení

Chladicí systém je určen především k odvodu přebytečného tepla ze stěn přikrývky a rozdělovače. Podle propočtů bude tokamak produkovat v průměru asi 500 MW tepla za cyklus s vrcholem více než 1100 MW v době zážehu fúzní reakce. Stěny pokrývky se proto zahřejí na teplotu asi 240 °C a wolframový divertor na 2000 °C.

Kromě toho budou chlazeny prvky některých pomocných systémů, jako je vysokofrekvenční ohřívač, kryogenní systém, spínače energetického systému atd.

Systém vodního chlazení se skládá ze tří okruhů [39] :

  • první okruh (uzavřený) - chladicí kapalina vstupuje do vodních dutin přikrývky a převaděče. Odtud se posílá do prvního výměníku tepla instalovaného v budově Tokamak.
  • druhý okruh (uzavřený) — chladivo cirkuluje mezi prvním výměníkem tepla a druhým, instalovaným „venku“, mezi budovou tokamaku a chladicí věží.
  • třetí okruh (otevřený) - chladivo cirkuluje mezi druhým výměníkem tepla a chladicí věží, kde se ochlazuje a padá v podobě kapek z velké výšky. Voda se pak shromažďuje ve vodní nádrži pod chladicí věží o objemu 20 000 m³. Bazén chladicí věže je průtočný.

Voda vstupuje do nádrže chladicí věže s průtokem 33 m³/s 5-kilometrovým vodním potrubím o průměru 1,6 m z Canal de Provence. Přebytečná voda z této nádrže odtéká do čtyř regulačních nádrží (každá o objemu 3000 m³). Voda v těchto bazénech bude monitorována na pH, nepřítomnost uhlovodíků, chloridů, síranů a tritia a také na přehřátí (ne více než 30 °C). Do řeky Durance bude vypouštěna pouze voda, která splňuje všechna kritéria stanovená místními úřady [40] .

Sklad horkého odpadu

Přestože produkt termonukleární reakce, helium, není radioaktivní, energetické neutrony v průběhu času „aktivují“ materiály, ze kterých jsou pokrývka a divertor vyrobeny. Na terčech divertoru se navíc bude usazovat tritiem kontaminovaný radioaktivní prach z wolframu a berylia, který vzniká z materiálů odpařených z horké stěny tokamaku.

Zařízení Hot Cell Facility je nezbytné pro zajištění nezbytných podmínek pro opravu a obnovu, vyřazení, řezání, třídění a balení součástí, které jsou aktivovány neutrony. Tyto operace se plánují provádět pomocí vzdálených metod.

Sklad bude mít navíc zónu (hermeticky uzavřenou komoru) pro extrakci drahého tritia z odpadu.

Po zabalení je plánováno, že aktivní materiály budou nějakou dobu uskladněny a poté budou předány francouzským službám radiační bezpečnosti, kde budou dále zlikvidovány [41] .

Dálkový manipulátor

Tento systém umožňuje servis, diagnostiku a v případě potřeby výměnu přikrývek a přepínacích kazet. Přístup do vnitřní dutiny vakuové komory (po startu) bude velmi problematický - kvůli indukované radioaktivitě .

Po demontáži se vyměňovaná kazeta vloží do speciálního přepravního kontejneru. Tento kontejner je z tokamaku vyjmut přes plavební komoru. Poté se kontejner spolu s obsahem dostává do úložiště „horkého“ odpadu (Hot Cell Facility). Zde je kazeta rozebrána, opravena a může být znovu použita k určenému účelu.

Odstávka tokamaku závisí na výkonu a spolehlivosti dálkového manipulátoru. Maximální nosnost manipulátoru je 50 tun [42] .

Systém "chovu" tritia

Tokamak ITER bude využívat jako palivo dva izotopy vodíku, deuterium a tritium .

Se získáváním deuteria na Zemi nejsou žádné problémy. Jeho relativní koncentrace vzhledem k vodíku v mořské vodě je (1,55÷1,56)·10 −4 .

Ale u tritia je situace jiná. Jeho poločas rozpadu je o něco více než 12 let, proto je ve volné formě tohoto izotopu na naší planetě extrémně malý (malé množství tritia se tvoří v horních vrstvách atmosféry pod vlivem slunečního větru a kosmického záření ). V průmyslovém množství se tritium získává uměle v energetických jaderných štěpných reaktorech , při reakci interakce lithia-6 (atomová koncentrace lithia-6 v přírodním lithiu je asi 7,5 %) s neutrony vzniklými při štěpení jader uranu podle k reakci:

V září 2014 byly světové zásoby tritia asi 20 kg a spotřeba asi 7 kg/rok.

Očekává se, že množství tritia získaného interakcí lithia s neutronovým tokem generovaným v plazmatu tokamaku ITER překročí množství tritia spotřebovaného při termonukleární reakci.

ITER neplánuje vyrábět tritium pro vlastní spotřebu. Organizace bude nakupovat palivo pro provoz reaktoru po celých 20 let jeho provozu. Pro příští tokamak DEMO však bude problém reprodukce paliva velmi aktuální. V ITERu se proto budou provádět experimenty s výrobou tritia.

Pro tyto experimenty bude upravena část dekových kazet. Tyto kazety se nazývají "Test Blanket Modules" (TBM). V těchto kazetách budou umístěny sloučeniny lithia. Tritium uvolněné v důsledku reakce bude čerpáno do přepravní nádrže potrubím, pro které jsou ve vakuové komoře, plášti kryostatu a biologické ochraně zajištěny speciální porty.

Vývojáři nedokázali jednoznačně zvolit žádný systém pro extrakci tritia. Proto bude v ITERu šest těchto systémů. Všechny systémy jsou konstrukčně umístěny v budově Tritium [43] .

Technické údaje

ITER označuje fúzní reaktory „ tokamak “. V tokamacích lze provádět několik typů fúzních reakcí . Typ reakce závisí na druhu použitého paliva.

Tokamak ITER byl od samého počátku navržen pro DT palivo. Dvě jádra : deuterium a tritium se spojí a vytvoří jádro helia ( alfa částice ) a vysokoenergetický neutron .

Specifikace návrhu [44] [45]

Celkový poloměr konstrukce 10,7 m
Výška 30 m
Velký poloměr vakuové komory 6,2 m
Vakuová komora s malým poloměrem 2,0 m
Objem plazmy 837 m³
Magnetické pole 5,3 T
Maximální proud v plazmovém vláknu 15 MA
Externí plazmový ohřev 73 MW
Průměrný výkon fúze na puls 500 MW
Špičkový fúzní výkon na puls 1100 MW
Zisk energie deset
průměrná teplota 100 MK
Doba trvání pulsu > 400 s

Financování

Náklady na projekt se původně odhadovaly na 12 miliard dolarů. Podíly účastníků budou rozděleny takto:

  • Čína, Indie, Korea, Rusko, USA - každá 1/11 částky;
  • Japonsko – 11. 2.;
  • EU – 11. 4.

V červenci 2010 byly v důsledku změny konstrukce a vyšších nákladů na materiál upraveny náklady na výstavbu mezinárodního termonukleárního reaktoru (ITER) a zvýšeny na 15 miliard eur [46] . Podíl EU na projektu by se tak měl zvýšit z 4,36 miliardy eur na 5,45 miliardy.

V listopadu 2015 se termín dokončení výstavby ITER posunul o dalších 6 let (z dříve plánovaného roku 2019) na rok 2025 a odhadované náklady se zvýšily na 19 miliard eur [12] .

Ruská strana za období 2013-2015 do projektu investuje 14,4 miliardy rublů (asi 500 milionů dolarů): 5,6 miliardy rublů v roce 2013, 4,8 miliardy v roce 2014 a 3,99 miliardy v roce 2015 [47] .

Země jsou financovány nikoli převodem peněz, ale dodávkou high-tech zařízení, jejichž výrobu každá země podporuje a rozvíjí (např. Rusko dodává supravodivé magnety, plazmová topná zařízení, přikrývky a další high-tech zařízení) [48 ] .

Průvodce projektem

Dne 21. listopadu 2006, po podpisu Dohody o vytvoření Mezinárodního termonukleárního experimentálního reaktoru (ITER) zástupci zúčastněných zemí, se prozatímní rada ITER (IIC - Interim ITER Council) stala nejvyšším řídícím orgánem ITER. Předsedou Prozatímní rady byl zvolen Kaname Ikeda , který dříve zastával pozici náměstka ministra vědy a technologie Japonska [49] .

Dne 27. listopadu 2007 byla vytvořena Rada ITER (IC - ITER Council) - stálý nejvyšší orgán projektového managementu. Kaname Ikeda byl vybrán jako generální ředitel ITER [50] .

Řídícím orgánem je Rada ITER (Rada ITER), která rozhoduje o účasti států na projektu, o personálních otázkách, administrativních pravidlech a rozpočtových výdajích [51] .

Od 1. ledna 2016 je předsedou Rady ITER Won Namkung ( Korea ) , který nahradil Roberta Iottiho ( USA ) [52] . Od roku 2010 do roku 2012 byl Jevgenij Pavlovič Velikhov předsedou Rady ITER [53] .

Dne 28. července 2010 byl Osamu Motojima jmenován generálním ředitelem Rady ITER [54] . 5. března 2015 nahradil Osamu Motojima ve funkci generálního ředitele Bernard Bigot z Francie.

  • Dne 28. července 2010 byl na mimořádném zasedání Rady ITER zvolen generálním ředitelem Osamu Motojima [ 55 ] .
  • Dne 5. března 2015 mimořádná rada ITER na mimořádném zasedání v Paříži jmenovala generálním ředitelem Bernarda Bigota z Francie [56] .
  • Dne 28. ledna 2019 Rada ITER jmenovala akademika Bernarda Bigota na druhé pětileté období generálním ředitelem organizace ITER [57] .

Zajímavosti

  • Podle Jana Beránka, českého politika a aktivisty z Greenpeace a Strany zelených , stál 1 kg tritia v roce 2010 [58]30 milionů dolarůasi [59] . Hypotetický tritiový reaktor by na výrobu 1 GWh elektřiny spotřeboval 56 kg tritia , zatímco světová zásoba tritia v roce 2003 byla 18 kg [59] . Světová komerční poptávka v roce 1995 byla asi 400 g ročně a k udržení amerického jaderného arzenálu bylo zapotřebí asi 2 kg více [60] (7 kg pro světové vojenské spotřebitele). V jaderných elektrárnách se ročně vyrobí asi 4 kg tritia, ale netěží se [61] .
  • Pro stabilní dlouhodobý provoz v podmínkách intenzivního toku neutronů a vysokých teplot byl vyvinut speciální typ oceli [62] . V americkém sortimentu je tato ocel 316LN, v ruském 03X16H15M3 podle GOST 5632-72 [63] .
  • Jedním z teoretických konceptů, který by měl být testován na ITER, je, že tritium vzniklé v lithiové jaderné štěpné reakci (reaction ) bude dostatečné k pokrytí potřeb samotného zařízení, nebo dokonce tyto potřeby překročí, což by teoreticky umožňují opatřit nové instalace tritiem. Lithium použité pro reakci je umístěno v modifikované kazetě TBM ( Test Blanket Module ) tokamaku [64] .
  • Pro ITER , Velikoluksky závod elektrických zařízení " ZETO ", spolu s inženýry Petrohradského výzkumného ústavu elektrofyzikálních zařízení. Efremov (" NIIEFA ") vyvinul unikátní odpojovač pro vnitřní instalaci při 12 kV a 60 tisících ampérech [65] .

Viz také

Poznámky

  1. ↑ viz Industry of India , Science in India
  2. ↑ viz PRC Industry , Science in China
  3. ↑ Hlavní ruští participanti (nepřístupný odkaz) . Datum přístupu: 26. března 2013. Archivováno z originálu 4. prosince 2012. 
  4. ↑ viz Industry of Japan , Science in Japan
  5. ↑ Příkaz předsedy vlády Republiky Kazachstán ze dne 22. července 1998 č. 143-r O opatřeních k rozvoji aktivit v rámci rozhodnutí 6. zasedání Rady ITER . Získáno 6. července 2020. Archivováno z originálu dne 24. listopadu 2020.
  6. ↑ Kazachstán materiálová věda tokamak (nepřístupný odkaz) . Získáno 30. června 2013. Archivováno z originálu 20. června 2015. 
  7. ↑ JSC "Institut" KazNIPIEnergoprom "" - O institutu (nepřístupný odkaz) . Datum přístupu: 30. června 2013. Archivováno z originálu 7. října 2013. 
  8. ↑ Kaname Ikeda. ITER na cestě k energii z  jaderné syntézy ] // Nucl. Fúze. - 2010. - T. 50. - doi : 10.1088/0029-5515/50/1/014002 .
  9. ↑ Alexey Levin. Mírová fúze: energetické naděje lidstva  : [ rus. ] // Populární mechanika . - 2005. - č. 9 (35). - S. 76-82.
  10. ↑ Začátek montáže ITER připravuje cestu pro éru fúzní energie  . Získáno 28. července 2020. Archivováno z originálu dne 28. července 2020.
  11. ↑ Data spuštění ITER přesunuta na rok 2019  (12. března 2010). Archivováno z originálu 4. března 2019. Staženo 16. listopadu 2018.
  12. ↑ 1 2 Spuštění multimiliardového mezinárodního termonukleárního reaktoru bylo odloženo , Lenta.ru (20. listopadu 2015). Archivováno z originálu 30. května 2016. Staženo 22. listopadu 2015.
  13. ↑ Uspořádání lokality ITER. Obrazový kredit: Organizace ITER/Rozvržení budov organizace ITER (2009). Datum přístupu: 20. ledna 2015. Archivováno z originálu 20. ledna 2015.
  14. ↑ Jedenáctý sbor // Populární mechanika . - 2017. - č. 2. - S. 18-19.
  15. ↑ Pierre Le Hire. Evropa je znepokojena rostoucími náklady na fúzní reaktor ITER . InoPressa.ru (překlad článku Le Monde) (29. července 2010). Získáno 29. července 2010. Archivováno z originálu 23. prosince 2014.
  16. ↑ Pierre Le Hir . L'Europe s'alarm de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucleaire ITER  (fr.) , LE MONDE (28. juillet 2010). Archivováno z originálu 2. ledna 2015. Staženo 27. října 2015.
  17. ↑ Archivovaná kopie . Získáno 2. července 2014. Archivováno z originálu 14. července 2014.
  18. ↑ Evropa podepsala konečnou smlouvu na cívky s toroidním polem . Získáno 2. července 2014. Archivováno z originálu 10. července 2014.
  19. ↑ Archivovaná kopie . Získáno 2. července 2014. Archivováno z originálu 14. července 2014.
  20. ↑ Magnety poloidního pole . Získáno 11. 4. 2016. Archivováno z originálu 28. 8. 2016.
  21. ↑ „PRVNÍ MAGNET NA MÍSTĚ“ (26. dubna 2021). Získáno 26. dubna 2021. Archivováno z originálu dne 26. dubna 2021.
  22. ↑ „Zástupce mezinárodní organizace ITER posoudil stav výroby cívky PF1 na SNSZ“ (13. února 2015). Získáno 15. února 2015. Archivováno z originálu 15. února 2015.
  23. ↑ Návrh vodičů ITER a (doufáme) jaderné vytápění Archivováno 3. března 2016 na Wayback Machine , ITER , 18. září . 2015 .
  24. ↑ Zacházejte opatrně Archivováno 14. března 2016 na Wayback Machine // ITER, 14. března  2016
  25. ↑ "Výkres znázorňující vzhled jedné divertorové kazety. Jsou viditelné dva boční terče a jeden centrální ve formě kopule" . Získáno 5. dubna 2015. Archivováno z originálu 10. dubna 2015.
  26. ↑ „Poslech bublin, abychom předešli potížím“, „Poslech bublin, abychom předešli potížím“ (12. prosince 2014). Datum přístupu: 14. prosince 2014. Archivováno z originálu 13. prosince 2014.
  27. ↑ "The plasma starter" (19. února 2015). Datum přístupu: 19. února 2015. Archivováno z originálu 19. února 2015.
  28. ↑ „Moderní dotek Midas“ (13. června 2015). Získáno 15. června 2015. Archivováno z originálu 17. června 2015.
  29. ↑ "Výkres antény vyzařující ICRH" . Získáno 5. dubna 2015. Archivováno z originálu 10. dubna 2015.
  30. ↑ ITER – cesta k nové energii „Kryostat“ . Datum přístupu: 18. března 2014. Archivováno z originálu 18. března 2014.
  31. ↑ "Nákres zobrazující vzhled kryostatu" . Získáno 5. dubna 2015. Archivováno z originálu 10. dubna 2015.
  32. ↑ Uchovávejte v chladu . Archivováno 5. června 2015 na Wayback Machine 
  33. ↑ „Cryostat Workshop připraven k vybavení“ (19. září 2014). Získáno 24. listopadu 2015. Archivováno z originálu 24. listopadu 2015.
  34. ↑ 400 000 tun oceli a betonu . Archivováno 4. března 2016 na Wayback Machine //  Iter.org
  35. ↑ ITER – cesta k nové energii . Získáno 27. srpna 2014. Archivováno z originálu dne 24. září 2014.
  36. ↑ energie. Vakuový systém ITER (12. června 2015). Získáno 19. června 2015. Archivováno z originálu 18. prosince 2016.
  37. ↑ Robert Arnoux, Studený, studený svět Archivováno 28. května 2015 na Wayback Machine / ITER Newsline #116, 29. ledna  2010
  38. ↑ ITER - cesta k nové energii Archivováno 24. září 2014 na Wayback Machine // ITER, 25. července 2016  (anglicky)
  39. ↑ Archivovaná kopie . Získáno 29. června 2014. Archivováno z originálu 4. září 2014.
  40. ↑ ITER – cesta k nové energii . Získáno 29. června 2014. Archivováno z originálu 26. června 2014.
  41. ↑ „Zařízení horké komory“. Skladování "horkého" odpadu . Získáno 7. září 2014. Archivováno z originálu 11. července 2010.
  42. ↑ Vzdálená manipulace. dálkový manipulátor . Datum přístupu: 7. září 2014. Archivováno z originálu 24. září 2014.
  43. ↑ „Reprodukce tritia“ (18. září 2014). Získáno 18. září 2014. Archivováno z originálu 24. září 2014.
  44. ↑ Oficiální mezinárodní stránky projektu ITER . Získáno 8. července 2005. Archivováno z originálu 9. prosince 2013.
  45. ↑ Oficiální ruské stránky projektu ITER . Získáno 19. března 2011. Archivováno z originálu 12. září 2011.
  46. ↑ L'Europe s'alarm de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucleaire ITER , 05/13/2010. (nedostupný odkaz) 
  47. ↑ Ruská federace v letech 2013-2015 investuje 14,4 miliardy rublů do projektu ITER (18. září 2012). Získáno 20. září 2012. Archivováno z originálu 16. října 2012.
  48. ↑ Účast Ruska v projektu ITER, část I. Archivováno 5. března 2018 na Wayback Machine // tnenergy . livejournal.com
  49. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#24 Archivováno 3. května 2020 na Wayback Machine Signed! // ITER, 21. listopadu 2006.  (anglicky)
  50. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#31 Archivováno 3. května 2020 na 1. zasedání Rady ITER na Wayback Machine // ITER, 27. listopadu, 2007.  (anglicky)
  51. ↑ Rada ITER . Získáno 30. července 2011. Archivováno z originálu 7. srpna 2011.
  52. ↑ Won Namkung se ujímá vedení Rady ITER . Staženo 1. května 2018. Archivováno z originálu 15. února 2017.
  53. ↑ Rada ITER – páté vydání . Získáno 30. července 2011. Archivováno z originálu 7. srpna 2011.
  54. ↑ Osamu Motojima, generální ředitel organizace ITER (odkaz není k dispozici) . Datum přístupu: 30. července 2011. Archivováno z originálu 28. listopadu 2011. 
  55. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#56 Archivováno 3. května 2020 na Wayback Machine Osamu Motojima se stává DG // ITER, 27. června 2010.  (angl.)
  56. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#99 Archivováno 3. května 2020 ve Wayback Machine Nový generální ředitel jmenován // ITER, 5. března 2015.  (anglicky)
  57. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#141 Archivováno 3. května 2020 ve Wayback Machine Generální ředitel Bernard Bigot přijímá druhý termín // ITER, 28. ledna 2019.  (anglicky)
  58. ↑ Je energie z jaderné syntézy skutečně životaschopná? Archivováno 26. září 2015 na Wayback Machine // BBC News , 5. března 2010 
  59. ↑ 1 2 Úvahy o zásobování tritiem Archivováno 9. června 2020 na Wayback Machine , LANL, 2003. „Spouštěcí inventář ITER se odhaduje na ~3 kg“
  60. ↑ Hisham Zerriffi. Tritium: Environmentální, zdravotní, rozpočtové a strategické dopady rozhodnutí ministerstva energetiky vyrábět  tritium . Ústav pro výzkum energie a životního prostředí (1996). Získáno 13. listopadu 2013. Archivováno z originálu 14. února 2012.
  61. ↑ Mezinárodní kontrola tritia pro nešíření jaderných zbraní a odzbrojení Archivováno 20. ledna 2019 ve Wayback Machine , CRC Press, 2004, strana 15
  62. ↑ Nová ocel optimalizuje náklady na fúzní reaktor Archivní kopie z 30. listopadu 2020 na Wayback Machine // Lenta.ru , 27. října 2008
  63. ↑ Charakteristika materiálu 03X16H15M3 Archivní kopie ze dne 2. února 2017 na Wayback Machine // Grader oceli a slitin
  64. ↑ Na cestě k termonukleární energii Archivováno 21. září 2014 na Wayback Machine // Elements.ru , 17. května 2009
  65. ↑ ZETO vyvinulo zařízení pro první fúzní závod ITER na světě

Odkazy

  Přejděte na položku Wikidata  V sociálních sítích
Foto, video a zvuk
Slovníky a encyklopedie