?

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
Dec. 17th, 2016 11:34 am (UTC)
Как-то я пропустил этот вопрос.

Я когда-нибудь напишу про водяное охдаждение токамака, но неизвестно когда. В принципе теплоизоляция выглядит так:

1. Первая стенка из бериллия толщиной 5 мм встречает и поглощает все электромагнитное излучение (кроме рентгена) и горячий газ/плазму. Она сидит на медном интенсивно водоохлаждаемом основании. Медно-водная основа дожевывает весь рентген и гамму.
2. За первой стенкой стоит большой стальной блок с водяными каналами, который ослабляет поток нейтронов на 3 порядка.
3. Все это окружено вакуумной камерой токамака, в между двойных стенок которой тоже течет вода и стоят дополнительные нейтронные экраны из борированной стали.

4. Пункты 1-2-3 в работе нагревают до максимум 400 градусов, а водичка под давлением в них - до 250 градусов (во время вакуумного отжига, в работе вода холоднее: 100...180 С). Т.к. снаружи расположены сверхпроводящие магниты, то вакуумная камера одета тепловыми экранами, блокирующими ИК излучение от вакуумной камеры. Экраны из серебреной стали 10-20 мм с напаянными трубками, по которым идет холодный гелий и охлаждает экраны до ~80К.

5. Внутри криоэкранов расположены магниты, которые охлаждаются до 4,5 К жидким гелием. Теплоприток к ним минимизирован погружением всей конструкции в хороший вакуум (10^-4..-5 Па), нейтронной защитой и пунктом 4.

6. Снаружи весь реактор окутан такими же криоэкранами, защищающими уже от внешнего тепла, и установлен внутри вакуумного сосуда, называемого криостат. Сам криостат никак не охлаждается и имеет в целом комнатную температуру.
iss_shoo
Dec. 18th, 2016 12:22 am (UTC)
А вот это уже интересно
То есть технически возможно делать съем тепла у внутренней стенки тремя контурами охлаждения:
Первая стенка - вода ок. 300 гр.
Медная стенка - вода ок. 250 гр.
Внутренняя рубашка токамака - вода ок. 70 гр.
Тогда проблема энергетики решается тривиально.
Вода подается под давлением в медную стенку, греется до 200-250 гр, потом пробегает через первую стенку, работающую перегревателем и уходит на теплообменник второго контура, который генерирует пар для турбины.
Осталось физикам добиться длительной работы печки, а химикам решить вопросы с материалами, подняв рабочую температуру стенки до 500-600 гр, тогда можно будет использовать оборудование ВВЭР. Работы всего ничего... лет на 20, если плазма еще чего нибудь не покажет.
tnenergy
Dec. 18th, 2016 07:32 am (UTC)
Re: А вот это уже интересно
Да, простейший вариант DEMO - вода 300 градусов в конструкции бланкета и камеры из RAFM-стали (малоактивируемой). Но, конечно, есть варианты и покруче - это стенки из ванадиевых сплавов или SiC-композитов и охлаждение гелием при 500...700 С.

Пока то что есть, очень похоже на ядерные реакторы, поэтому для ИТЭР эту часть проектирует Areva, где, понятно, хватает специалистов по воде, теплогидравлике, нейтронам и законам по ядерным сосудам под давлением.

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

January 2019
S M T W T F S
  12345
6789101112
13141516171819
20212223242526
2728293031  

Page Summary

Powered by LiveJournal.com