?

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

tnenergy
Sep. 25th, 2016 07:34 pm (UTC)
Не похоже, что вы прочли текст поста, или если прочли, то что-то в нем поняли.

>То, что ИТЭР - это глупая попытка создания Вечного Двигателя Второго Рода

ИТЭР вечный двигатель не больше, чем двс под капотом "форда".

>Не понятно, как решается задача извлечения тепла из кольцеобразной термоядерной плазмы, находящейся в вакууме и не соприкасающейся со стенками тороидальной камеры.

Ответ на этот вопрос настолько элементарный, что даже вошел в ликбез этого поста.
aanorin
Sep. 25th, 2016 08:03 pm (UTC)
Вы имеете ввиду свободные рассуждения на тему, какие ещё бывают в принципе способы получения электроэнергии в Вашем 5 пункте? А причём здесь решение конкретной технической инженерной задачи по извлечению энергии из ИТЭР? Её в Вашем "ликбезе" нету.
Теплообменник, расчитаный на миллионы градусов в тор не запихнёшь. А "отбор плазмы" для МГД-эффекта разрушит баланс плотности, температуры и времени удержания параметров, то есть условия Лоусона.
Для того, чтобы извлекать тысячные доли процента разницы между затраченной энергией для поддержания термоядерной плазмы и энергией которая выделится в результате синтеза нужны материалы со 100%КПД отражения, либо поглощения (в случае торможения нейтронов). А это ничто иное, как Вечный Двигатель Второго Рода.
Мой прогноз. Из-за КПД сверхпроводящих магнитов и прочих энергетически затратных систем обеспечения рабочих параметров даже плазму в очередной раз удержать не удастся, а к какому-либо отбору какой-либо полезной мощности проект ИТЭР даже близко не подступится.

Edited at 2016-09-25 08:14 pm (UTC)
tnenergy
Sep. 25th, 2016 08:36 pm (UTC)
>Теплообменник, расчитаный на миллионы градусов в тор не запихнёшь.

Вы крайне невнимательно читали ликбез. 86% энергии из зоны, где идет реакция уносят нейтроны, которые не чувствуют магнитных полей. Уносят до ближайшей стенки, где и высаживают. Так что теплообменник ставится в стенке и на оптимальную температуру - от 200 до 700 градусов, на что инженеры согласятся.

>А "отбор плазмы" для МГД-эффекта разрушит баланс плотности, температуры и времени удержания параметров, то есть условия Лоусона.

Вообще говоря нет, т.к. есть такая вещь как сепаратриса, внутри которой плазма в конфайменте, а снаружи стекает в дивертор. Теоретически, если бы не было срывов, из дивертора можно было бы сделать прямой преобразователь энергии плазмы в электричество. Но только нафига, если на дивертор в ИТЭР падает 60-80 мегаватт из 500 - остальное в основном уносится нейтронами.

>Для того, чтобы извлекать тысячные доли процента разницы между затраченной энергией для поддержания термоядерной плазмы и энергией которая выделится в результате синтеза

Откуда вы взяли тысячные доли процента? В ИТЭР консервативно вероятен Q=10 (т.е. затраченная энергия в 10 раз меньше энергии термоядерного горения), в случае, если параметры энергетического удержания окажутся лучше прогноза - возможно и 50 и 200, т.е. нагрев можно выключить практически совсем.
tnenergy
Sep. 25th, 2016 08:37 pm (UTC)
>а к какому-либо отбору какой-либо полезной мощности проект ИТЭР даже близко не подступится.

Блин, ну написано сверху большими буквами "ПРЕОБРАЗОВАНИЕ В ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЮ ТЕРМОЯДЕРНОЙ МОЩНОСТИ В ИТЭР НЕ ПЛАНИРУЕТСЯ", а вы тут говорите "у них не получится отбор мощности". Получится - но в виде тепла.

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

February 2019
S M T W T F S
     12
3456789
10111213141516
17181920212223
2425262728  

Page Summary

Powered by LiveJournal.com