?

Log in

No account? Create an account

Previous Entry | Next Entry

Q: Что такое ITER?

A: ITER (ИТЭР, International Thermonuclear Experimental Reactor) - экспериментальный термоядерный реактор на базе концепции токамака. Проектирование в несколько подходов (разных вариантов) шло с 1992 по 2007 год, сооружение - с 2009 по настоящее время (и продолжается). Токамак ИТЭР будет примерно вдвое больше предшественников по всем размерам, примерно в 10 раз объемнее и тяжелее, в 15 раз дороже, и в 25 раз мощнее с точки зрения термоядерной мощности.


Q: Какие у него цели?

A: Набор основных задач ИТЭР можно ранжировать так


  • Продемонстрировать возможность управляемого термоядерного синтеза с временем горения и мощностью промышленного масштаба.


  • На практике столкнуться и решить инженерные вопросы создания термоядерного реактора промышленного масштаба - при всей банальности это одна из важнейших и сложнейших задач ИТЭР, без которой невозможно понимание перспектив развития термоядерных электростанций в целом.


  • Исследовать оставшиеся вопросы физики плазмы токамаков, в т.ч. возможно найти какие-то ее особенности, которые упростят создание промышленных термоядерных реакторов.


  • На практике разработать и опробовать технологию размножающих тритий бланкетов - совершенно необходимая деталь для токамаков, ориентирующихся на термоядерную реакцию слияния дейтерия и трития.


  • Накопить опыт организации строительства и эксплуатации термоядерных реакторов/электростанций



Q: А какая мощность у ИТЭР?

A: Начнем с того, что ИТЭР не будет вырабатывать электроэнергию - все тепло будет просто сбрасываться в градирни системы охлаждения. Турбина оказалась малосовместима с импульсными режимами работы, которые освоены для токамаков на сегодня (о них ниже) и интересами ученых. Поэтому получается, что мощностей у ИТЭР довольно много, давайте их перечислим:


  • Мощность сбрасываемая в градирни всеми источниками тепла, максимальная - 1150 мегаватт.


  • Мощность, выделяющаяся в плазме в разных режимах токамака от 250 до 700 мегаватт.


  • Из них мощность термоядерной реакции от 200 до 630 мегаватт, а остальное вкладывается системами нагрева плазмы.


  • При этом сам ИТЭР потребляет значительную мощность от “розетки” - порядка 600 мегаватт в момент горения (или как его называют - выстрела) плазмы и около 110 мегаватт при подготовке


  • Еще большее количество энергии циркулирует в системе электропитания сверхпроводящих магнитов - из-за необходимости изменять ток в магнитах во время плазменного выстрела в системе магниты - реактивная компенсация гуляет около 2 гигаватт реактивной мощности. Из “розетки” эта система потребляет около 250 мегаватт, входящих в 600 общего потребления.


Таким образом, получается, что хотя с физической точки зрения ИТЭР, его термоядерная мощность в 10 раз превосходит мощность нагрева, с инженерной точки зрения ИТЭР не дотягивает даже до единицы. Однако связано это скорее не с принципиальной невозможностью, а оптимизацией затрат - пока выгоднее сделать токамак импульсным и не вырабатывающим энергию.


Q: А что значит импульсный? Сколько времени будет длиться “импульс” в ИТЭР?

A: Одной из важных составляющих удержания плазмы в токамаке является кольцевой ток, который течет в этой плазме. Изначально, для простоты он всегда поддерживался по принципу трансформатора - если мы поместим в центр токамака большую катушку (называемую центральный соленоид или индуктор)  и начнем изменять в ней ток, то по плазме потечет ток. Такой режим называется индуктивным. Однако таким образом можно поддерживать ток плазмы ограниченное время - пока ЦС перекидывается от максимального к минимальному значению тока в себе (в случае ИТЭР это будет от +55 килоампер до -55 килоампер. К сожалению, что бы развернуть процесс обратно, нужно поменять направление тока плазмы, на что уйдет слишком много энергии, что бы это было разумным). В ИТЭР используется абсолютно рекордный центральный соленоид массой ~1000 тонн, и его запаса энергии хватает  на 400 секунд горения на номинальной мощности 500 мегаватт, или 100 секунд с током плазмы 17 мегампер, при котором мощность будет ~700 мегаватт.


Существует возможность и поддержания тока плазмы с помощью радиочастотных систем и инжекторов нейтрального пучка, вплоть до полностью неиндуктивного режима, когда центральный соленоид не задействуется. Такие режимы были продемонстрированны на токамаках и будут внедрены на ИТЭР


На первой стадии ИТЭРу будут доступны гибридные режимы с мощностью до 400 мегаватт при длительности 1000 секунд, после апгрейда 3 инжектором нейтрального пучка и нижегибридным радиочастотным нагревом - полностью неиндуктивные, до часовых “импульсов” горения на мощности 400 мегаватт - и тут ограничениями уже выступают буферные емкости криосистемы и системы охлаждения.


Q: ИТЭР не будет иметь турбогенератора для выработки электроэнергии? Но неужели нет других получать электричество из энергии термоядерного горения?

A: Как я уже отметил выше - турбогенератора у ИТЭР нет в основном по причинам не желания привносить еще и проблемы энергогенерации в инженерно-физическую установку.


Другие варианты, кроме классической паротурбинной схемы есть. Однако необходимо вспомнить, что 86% энергии термоядерной реакции дейтерий-тритий уносится нейтронами, и извлечь из них энергию можно только затормозив их в куске материала, который от этого нагреется. Получается, что для дейтерий-трития единственными вариантами с высоким кпд остаются тепловые машины - будь то паротурбинная установка или газотурбинная или парогазовая.


Для других видов термоядерных реакций распределение каналов ухода энергии из плазмы другое. Если посмотреть на 3 основные альтренативы дейтерий-тритию DT: DD, DHe3, pB11 - то здесь основным каналом потери становится электромагнитное излучение - от СВЧ радиоволн до жесткого рентгена в случае pB11. Теоретически здесь как минимум часть энергии можно получать с помощью каких-то аналогов солнечных батарей (фотовольтаики), но на сегодня эта тема плохо изучена. Еще одним механизмом может быть отбор части горячей плазмы и прямое преобразование ее энергии в электричество, устройства, способные это делать существуют и испытывались на плазменных устройствах (открытой ловушке Gamma-10). Однако инженерные перспективы подобного подхода и совместимость с необходимостью управления плазмой пока неясны.


Q: А что с топливообеспечением? Тритий - искусственный элемент с периодом полураспада 12 лет, где ИТЭР возьмет его?

A: Сегодня в мире основными наработчиками трития выступают тяжеловодные реакторы CANDU, из которых извлекают порядка 2 кг трития в год. ИТЭР потребует 3 кг для зарядки всех своих тритиевых подсистем, и примерно 1 кг за каждый год работы. Т.е. пока тритий потребляет только ИТЭР и работают CANDU - проблем нет. Однако если термоядерные реакторы на принципе DT токакмаков продолжат развиваться, то им понадобится самообеспечение по тритию, для чего на ИТЭР будет отрабатываться технологии размножающего бланкета, в котором потоком нейтронов из плазмы изотоп Li6 будет делиться с получением трития.


Q: А когда ИТЭР наконец построят и запустят? И сколько он стоит?

А: Проект международного термоядерного реактора очень долго не мог выбраться из обсуждений, доработок и переделок, и только в последние пару лет строительство и производство компонентов набрало темп. Сегодня начало сборки реактора в шахте намечено на 3 квартал 2019 года, а окончание и первый запуск - на декабрь 2025. Однако первый запуск будет на “голой” машине, лишенной основной части систем диагностики (изучения) и нагрева плазмы и возможности работать с тритием. После первой плазмы ИТЭР предстоит еще 8-10 лет в зависимости от финансирования, чтобы добраться до штатного оборудования и зажечь наконец термоядерную реакцию мощностью 500 мегаватт.

Стоимость ИТЭР в свою очередь - очень сложная материя. По идее просуммировать расходы участников, но не все они достоверно известно, кроме того финансирование ведется по сложной схеме - основная денег тратится на разработку и производство оборудования, которая каждая из стран обязалась поставить в проект в натурном виде, а часть передается деньгами в общий "котел" для работ международного агенства ИТЭР, которое занимается проектированием части машины, координацией, сборкой и т.п. Общие расходы сейчас оцениваются в 22 миллиарда евро, что автоматически ставит ИТЭР на первое место по стоимости среди научных установок.


Q: Вроде как у термоядерных реакторов есть проблемы со стойкостью материалов. Есть ли оценки сколько часов/лет работы реактора на полной мощности выдержат без особого структурного повреждения стенки реактора (тора токамака) из специальной стали?


A:Термоядерная плазма опасна для конструкций реактора, обращенной к ней электромагнитным и нейтронным излучением. Электромагнитное излучение поглощается интенсивно охлаждаемыми металлическими поверхностями, и грозит перегревом (короблением, плавлением и т.п.) только в случае отказа охлаждения.


С нейтронным потоком сложнее: мгновенный поток очень жесткий из-за высокой энергии нейтронов (в 14 раз выше, чем в быстром реакторе), и довольно высокий флюэнс (плотность потока нейтронов), всего в 10 раз ниже, чем пиковый в ядерном реакторе.


Но при этом интегральная величина за время работы не так велика — ИТЭР же импульсный и экспериментальный, а это важно для оценки степени повреждений материала.


В итоге, живучесть первой стенки (а это основная деталь, подверженная электромагнитными и нейтронным нагрузкам) — 5 лет, причем определяется не структурными повреждениями как таковыми, а в основном плазменной эрозией и деградацией медного теплоотводящего основания (тут уже как раз из-за нейтронов). Для сравнения — нагрузка ПС до съема будет 0,3 с.н.а, а нагрузка, скажем, выгородки ВВЭР-1000 до съема — 30 с.н.а., нагрузка оболочек твэлов в быстром реакторе — 60 с.н.а. и в перспективных материалах — 100+ с.н.а.


Однако при достижении коммерчески интересных параметров термоядерного реактора повреждения внутренних конструкций излучениями плазмы становятся определяющими. Для поиска новых материалов в японии сооружается новая лаборатория IFMIF.

Q:Поясните про пятилетний ресурс первой стенки. Что потом? Или 40 лет строим 5 лет эксплуатируем?
A:
Первая стенка и дивертор (который будет иметь срок службы 10-15 лет) сменные. Замена будет проводиться роботизированной системой обслуживания.


Q: Говорят, что ИТЭР дает чистую энергию, т.е. без радиации, как у ядерных реакторов. Но если есть нейтроны, то по идее это не так?


A: ИТЭР будет ядерно-опасным объектом, но заметно менее опасным, чем ядерные реакторы. У меня есть специальная статья, сравнивающая эти два типа.

Comments

wzfun
Sep. 24th, 2016 07:51 pm (UTC)

Уровень затрат на разработку уже выше стратосферы. Даже если будет промышленный термояд, то когда он хотя бы окупит НИОКР? Лет через сто? Всё это очень грустно.

tnenergy
Sep. 24th, 2016 07:59 pm (UTC)
Вы не считайте ИТЭР "НИОКРом промышленного реактора с задачей отбить деньги". А то с БАК или с телескопами возможно все еще грустнее с точки зрения "горизонт возврата инвестиций".
egh0st
Sep. 24th, 2016 11:30 pm (UTC)
однако телескопы и прочее всё-таки субсидируемые объекты.

Реахтур же должен быть коммерческим чтоб их строили.
Александр Смирнов
Sep. 25th, 2016 12:01 am (UTC)
Реахтур будет коммерческим, когда станет понятно, как строить и эксплуатировать коммерческие реахтуры. А чтобы стало понятно -- надо построить и поэксплуатировать экспериментальный.
mishagamba
Sep. 25th, 2016 07:34 pm (UTC)
Ну ускорители и телескопы это с самого начала чистая наука (я кстати очень поддерживаю эти расходы и считаю, что это самый лучший способ для человечества расходовать слегка лишние деньги). А термояд все время подпитывался сомнительными обещаниями как будущий источник "дешевой" и "чистой" энергии - так что то, что он никогда не окупиться вполне можно поставить ему в вину.
Если бы это было просто исследование плазмы, такой притензии не было бы, но тогда они вряд ли сумели бы достать столько денег.
tnenergy
Sep. 25th, 2016 08:31 pm (UTC)
>А термояд все время подпитывался сомнительными обещаниями как будущий источник "дешевой" и "чистой" энергии - так что то, что он никогда не окупиться вполне можно поставить ему в вину.

Это проблема да, что те, кто обещал недооценили проблематичности и сложности. В итоге УТС и не чистая наука (которая дешевле), и не прикладная разработка (потому что слишком много научных проблем).
viktorzhukov
Sep. 26th, 2016 04:40 pm (UTC)
Вы традиционно путаете науку и технологии, расчёты и эксплуатацию, хотелки, рекламные мечталки и реальность. )
Не знаю отчего это. ) Вам видней. ) Могу предположить, что просто Вам не надо заниматься тем, что не Ваша специальность, особенно, популяризировать и пытаться обсуждать то, о чём не имеете никакого представления. ) Это в основном про ЧАЭС, конечно. )
Про ИТЭР -- вы просто компактно излагаете рекламные буклеты, что, в общем, тоже неплохо, конечно, но зачем Вам казаться спецом в области, где Вы даже не в состоянии понять что и как происходит? ))) Расскажете? )))
Назвать колоссальный источник нейтронов, превращающий всё окружающее в радиоактивный мусор более радиационно безопасным, чем уже давно обкатанные и изученные реакторы на делении ядер -- это однозначно "успех" и явный признак непонимания явления. ))
(no subject) - tnenergy - Sep. 26th, 2016 05:02 pm (UTC) - Expand
sceptikk
Sep. 26th, 2016 06:09 am (UTC)
а с чего вы взяли, что он "никогда не окупится"???
mishagamba
Sep. 26th, 2016 09:52 am (UTC)
Эта дискуссия началась с грусти wzfun, что термояд не окупиться:
"когда он хотя бы окупит НИОКР? Лет через сто? Всё это очень грустно."
так что обсуждение началось с сомнения, что термояд окупиться.
Я тоже считаю, что вряд ли окупиться, хотя не исключаю, что в будущем человечество сумеет жить на термоядерной энергии, но вероятно на других, невидимых сейчас принципах. Но детальную арифметику не делал - все это на данной стадии скорее вопрос веры.
Андрей Гаврилов
Sep. 25th, 2016 05:16 am (UTC)
у автора есть пост-статья "Чистая энергия за копейки", и "Тихий термоядерный переворот". Рекомендую.

Промышленные реакторы будут проще и дешевле.

И, скорей всего, это будет не токамак, а открытая ловушка.

Если повезет - то на безнейтронном бор-протоне (что означает "значительно более дешевые" за счет того, что это не ядерно-опасный объект (как минимум - не такой опасности), за счет того, что топливо - радиационно безопасно (в отличие от трития), за счет того, что не надо защит такого уровня, как с D+T, за счет того, что не надо менять часть реактора каждые 5 лет (а то 3 года) и т.д., и т.п.), если повезет меньше - то на D+D (дейтерий-дейтерие), которого часть этих плюсов тоже касается.

Но ITER пока что позволяет отработать технологии, дает опыт(!) и кадры.

(Хотя, коль спросите Валентина прямо, он вам, может, расскажет и про неоднозначное отношение к проекту у самих физиков - деньги, ресурсы и внимание он на себя оттягивает, альтернативы (те самые ОЛ, к примеру) живут от этого впроголодь, если случится таки факап (а это не исключено все-таки), это подорвет доверие ко всей теме, без разбору - токамак ты или ОЛ).
wzfun
Sep. 25th, 2016 07:11 am (UTC)
Спасибо за подробный ответ.
Андрей Гаврилов
Sep. 27th, 2016 01:04 am (UTC)
Рад помочь разобраться!

вот материалы, о которых я говорил выше, в календарной последовательности:

http://tnenergy.livejournal.com/46396.html - "Тихий термоядерный переворот" - про рекорд по поддержанию высокой электронной температуры, вновь "открывающий" все направление "открытых ловушек - как энергетических реакторов".

Да, скейлинг в конце той статьи - по старой версии ГДМЛ дан. В августе, на OS 2016, были доклады от ИЯФ, которые и в этой части все поменяли - там были представлены две идеи* ("две новые идеи по удержанию за десятилетия"(sic!) - такая оценка сообществом там была дана), которые позволяют (коль идеи пройдут проверку, эксперименты в ближайшие 2-3 года пройдут) уменьшить реактор на открытой ловушке (ГДМЛ новой версии) до длины в десятки метров всего. Труба (да, труба, а не инженерно, технологически, и эксплутационно сложный тор) в десяток метров для реактора - это очень, очень хорошо.
_________
* - тут стоит произнести "Алексей Дмитриевич Беклемишев", запомните это имя "до того, как это станет мейнстримом".

Вот тут про это (и еще про другие позитивные новости оттуда же, с OS 2016) написано:

http://tnenergy.livejournal.com/75401.html - "Чистая энергия за копейки."
sceptikk
Sep. 26th, 2016 06:08 am (UTC)
вы сравните с тем, что тратится на ветряные мельницы и прочую х...ню, причем без малейшей надежды на прогресс
а тут речь идет о технологии, способной в корне перевернуть современную энергетику в перспективе
22 млрд.евро в мировом масштабе -это сущие копейки
mishagamba
Sep. 26th, 2016 09:59 am (UTC)
Ветрянные и солнечные электростанции может быть дорого и неравномерно, и с субсидиями, но производят сейчас довольно много электроэнергии. Ветрянные электростанции могут и далее становиться все выше и крупнее - это для них и есть по видимому прогресс. Солнечные активно становяться все дешевле, в основном благодаря Китаю.
Я лично не верю в разумность их активного государственного субсидирования, но сейчас уверен, что во всяком случае солнечная энергетика будет очень важной части энергетики в обозримом будущем.
sceptikk
Sep. 26th, 2016 11:04 am (UTC)
они производят довольно много энергии только благодаря государственному субсидированию
что нисколько не говорит об их эффективности...
тэс производят еще больше энергии, и даже без госсубсидий, само по себе это не показатель
как только субсидии закончатся, вместе с ними закончится и "альтенативная энергетика"

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

April 2019
S M T W T F S
 123456
78910111213
14151617181920
21222324252627
282930    

Page Summary

Powered by LiveJournal.com