Nemzetközi kísérleti fúziós reaktor

Az oldal jelenlegi verzióját még nem ellenőrizték tapasztalt közreműködők, és jelentősen eltérhet a 2021. december 20-án felülvizsgált verziótól ; az ellenőrzések 57 szerkesztést igényelnek .

Az ITER ( ITER ; eredeti angol nevén  International Thermonuclear Experimental Reactor ; jelenleg a név a latin iter - path szóhoz kapcsolódik  ) egy nemzetközi kísérleti tokamak típusú termonukleáris reaktor projektje . Az ITER feladata, hogy bemutassa a termonukleáris fúziós reakció kereskedelmi hasznosításának lehetőségét, és megoldja az útközben felmerülő fizikai és technológiai problémákat. A projekt az 1980-as évek közepe óta fejlesztés alatt áll, a kivitelezést 2016-ra tervezték befejezni.

Az építkezés 2010 -ben kezdődött ; 2020 nyarán megkezdődött a reaktor összeszerelése. A befejezés tervezett időpontja 2025.
Az ITER-létesítmények 180 hektáros területen találhatók Saint-Paul-les-Durance ( Provence-Alpes-Côte d'Azur ) településen, amely már a francia CEA ( Commissariat à l'énergie atomique ) nukleáris kutatóközpont otthona. , Atomenergia-biztosság ).

Résztvevő országok

Történelem

Fejlesztés és kivitelezés

A projektet az 1980-as évek közepén kezdték fejleszteni . 1992-ben négyoldalú ( EU , Oroszország , USA , Japán ) kormányközi megállapodást írtak alá az ITER mérnöki projektjének fejlesztéséről, amely 2001-ben fejeződött be [8] .

A reaktor tervezése teljesen elkészült, és 2005-ben helyet választottak az építéséhez - a Cadarache kutatóközpontot ( fr.  Cadarache ) Dél-Franciaországban, 60 km-re Marseille -től - ( 43 ° 41,25′ N 5 ° 45,70 ′ v. d. ) [9] . A helyszín előkészítése 2007 januárjában kezdődött. Az építkezés 2010 - ben kezdődött . Az ITER létesítményei 180 hektáros területen találhatók Saint-Paul-le-Durance kommunában ( Provence-Alpes-Côte d'Azur , egy dél-franciaországi régió).

2020. július 28-án megkezdődött a reaktor összeszerelése az alkatrészekből [10] .

Az eredetileg 5 milliárd euróra becsült építkezést a tervek szerint 2016-ban fejezték be. Az alkatrészek tervezése és gyártása során tapasztalt jelentős műszaki nehézségek és bizonytalanságok miatt azonban a dátumokat többször is kitolták:

Építkezés

Az ITER legfontosabb része - maga a tokamak és az összes kiszolgáló helyiség - egy 1,0 × 0,4 km méretű helyszínen található [13] . Azt feltételezték, hogy az építkezés 2017 -ig tart [14] . A fő munkát ebben a szakaszban a francia ITER ügynökség, és lényegében a CEA vezetésével végzik .

Általánosságban elmondható, hogy az ITER tokamak egy 60 méteres, 23 000 tonna tömegű szerkezet lesz [15] [16] .

Általános séma

Tokamak

A "tokamak" kifejezés oroszul beszél. Kezdetben I. N. Golovin javasolta a " tokamag" - " toroid kamra mágnesekkel " rövidítést , de az N.A. kamra mágneses tekercsekkel .

Mágneses rendszer

A tokamak mágneses rendszer 48 elemből áll: 18 toroid mező tekercsből, 6 poloid mező tekercsből, egy 6 szakaszból álló központi mágnestekercsből és végül 18 korrekciós tekercsből.

A mágneses rendszer által létrehozott tér indukciója eléri a 13 T -t. Ez rendkívül magas érték. Összehasonlításképpen: ez a mező 200 000-szeresen haladja meg a Föld mágneses mezőjét. A toroid mező és a központi mágnestekercs tekercseiben az elektromos ellenállásból eredő veszteségek csökkentése érdekében nióbium-ón vegyületből (Nb 3 Sn) készült vezetőt használnak. A nióbium-titán (NbTi) ötvözet poloid mező tekercsekhez és korrekciós tekercsekhez használatos. A folyékony hélium forráspontján (körülbelül 4K vagy –269 °C) ezek az ötvözetek szupravezető állapotban vannak .

A toroidális mező (TF) tekercsek [17] a tokamak vákuumkamrán kívül és a kriosztáthéjon belül helyezkednek el. 18 egyforma elemből (D-alakú tekercsből) állnak, amelyek függőlegesen egy toroid alakú vákuumkamra körül vannak elhelyezve. Mágneses teret hoznak létre a plazma tórusz körül 11,8 T indukcióval, és 41 gigajoule energiát tárolnak. Egy-egy tekercs tömege kb. 300 tonna, magassága 15 m, szélessége 9 m. A toroidális mező tekercseinek össztömege 6540 tonna. A tekercsek egy szupravezető kábelből vannak feltekercselve, amely egy szálba zárt szálakból áll. ugyanabból az ötvözetből készült hüvely. A kábel belsejében lévő szálakon kívül vannak csatornák a hűtőfolyadék - folyékony hélium - keringésére. A TF tekercsekhez használt szálak teljes hossza meghaladja a 80 000 m-t, összesen 19 tekercset gyártanak (egy tartalék). Ebből 10 darabot Európa, 9 darabot Japán gyárt majd [18] .

A poloid mező (PF) tekercsek [19] a TF tekercsek tetején helyezkednek el. A kriosztát héjában találhatók. 6 vízszintesen elhelyezett tekercsből áll. Ennek a mezőnek az a célja, hogy a plazmaoszlopot elmozdítsa a kamra falaitól és összenyomja (adiabatikus fűtés). Méretük miatt a hat PF orsó közül négyet (2, 3, 4 és 5) az ITER telephelyén, egy speciálisan épített Poloid Reel Buildingben tekernek fel. E termékek méretarányát a következő tény bizonyítja: a két legnagyobb tekercs, a PF-3 és a PF-4, külső átmérője 24 m, tömegük pedig 400 tonna [20] . A kisebb tekercseket (az ITER specifikációjában PF-1 és PF-6 jelölések) Oroszországban, illetve Kínában gyártják, és tengeri úton szállítják. A PF-6 tekercs gyártását Kínára bízták. Ezt az orsót már teljesen összeszerelték, Kínából szállították az ITER-hez, és hidegen tesztelték. 2021 áprilisában került beépítésre a reaktoraknába [21] . A PF-1 tekercset Oroszországban, Szentpéterváron, a Sredne-Nevszkij Hajógyárban gyártják. A tekercs tekercselésének megkezdése 2015 nyarán kezdődött [22] . 2021 áprilisában az ITER webhelye egy fotót mutatott be egy PF-1 tekercses zacskóról, amelyet éppen eltávolítottak a vákuumkamrából, ahol a zsákot epoxigyantával impregnálták.

A központi mágnesszelep ( központi mágnesszelep  - CS) a "fánk lyukban" található - a vákuumkamra tengelye mentén. Ez a transzformátor primer tekercse. A transzformátor szekunder tekercse egy rövid tekercsbe zárt plazmagyűrű. Egy transzformátor sem működhet egyenárammal, ezért a primer tekercsben a feszültség nulláról a maximális értékre emelkedik. A plazmán áthaladó áram további mágneses mezőt hoz létre, amely hajlamos még jobban összenyomni a tekercset (adiabatikus fűtés), ugyanakkor az ohmos ellenállás miatt (indukciós fűtés) felmelegíteni. A mágnesszelep hat tekercsből áll, amelyeket egy speciális, nióbium-ón ötvözetből (Nb 3 Sn) készült kábelből tekercseltek fel. Ez a kábel legfeljebb 46 kA áramerősségre alkalmas. A kábelt úgy tervezték, hogy deformáció nélkül elviselje a fedőrétegek jelentős súlyát. Minden tekercs olyan, mint egy halom palacsinta. Üveg-poliamid szigetelés epoxigyantával impregnálva, 29 kV feszültségig képes ellenállni. Az egyes tekercsekben lefektetett kábelek hossza 910 m. A tokamak 20 évnyi működése alatt a központi mágnesszelep körülbelül 60 000 impulzust ad.

A korrekciós tekercsek a vákuumkamrában, a kamra fala és a takaró között helyezkednek el. Arra szolgálnak, hogy "kisimítsák" az élen lokalizált módokat ( Edge Localized Modes  – ELM), ami a plazmaoszlop "kidudorodását" okozhatja. Az ilyen „kidudorodás” veszélyes, sok negatív következménnyel. Először is, a plazma a kamra falait érintve energiát veszít és lehűl. Másodszor, párolgás következik be, és ennek következtében a „forró fal” anyagának fokozott kopása. Harmadszor, az elpárolgott anyag (főleg berillium) a legfinomabb porral szennyezi a vákuumkamra belsejét. Ez a por, amint a plazmában van, további izzást okoz, ami tovább hűti a vezetéket, és még nagyobb kopást okoz a forró falon.

A fő mágnesek jellemzői [23]
Vezető anyag Vezeték hossza, ezer m Súly, t Névleges áram, kA Mágneses tér, T Felhalmozott energia, GJ Költség (előrejelzés 2011-re), millió €
Poloid tekercsek (PF) NbTi 65 2163 52 6 négy 122
Toroid tekercsek (TF) Nb 3 Sn 88 6540 68 11.8 41 323
Központi mágnesszelep (CS) Nb 3 Sn 42 974 46 13 6.4 135
Vákuumkamra

A vákuumkamra alakja tórusz ( „fánk”). Az ITER webhelyén fánknak  – „ fánknak ” nevezik. A vákuumkamra rozsdamentes acélból készült. Mérete valamivel több, mint 19 méter "nagy átmérőben", 11 méter magas, és 6 méter "kis átmérőben" (a "fánk lyuk átmérője"). A munkaüreg térfogata 1400 m³. Ennek a tokamak komponensnek a tömege meghaladja az 5000 tonnát.

A vákuumkamra falai kettősek. A falak között van egy üreg a hűtőfolyadék (desztillált víz) keringésére. A belső falat takaró védi a hő- és neutronsugárzástól.

A kamra alsó részében egy terelő van felszerelve a reakciótermékek felfogására. Távirányító- és takaróelemek szét- és felszerelésére, valamint belső berendezések diagnosztikájára, javítására távmanipulátor fejlesztés alatt áll.

A "forró üregben" elhelyezkedő takaró, terelő és egyéb rendszerek elemeihez való hozzáférést a vákuumkamra falaiban található 44 ablak (port) biztosítja: 18 felső, 17 egyenlítői és 9 alsó.

Takaró

A Blanket egy tokamak rendszer, amely nagyon intenzív hő- és sugárzási szempontból (egy terelővel együtt). A takaró célja a termonukleáris reakció során keletkező nagyenergiájú neutronok felfogása. A takaróban a neutronok lelassulnak, hő szabadul fel, amit a hűtőrendszer eltávolít. A takaró "forró fala" a vízzel való hűtés miatt nem melegszik fel 240 °C fölé.

A könnyebb karbantartás érdekében a takaró 440 elemre van osztva. Teljes területe körülbelül 700 m². Mindegyik elem egy kivehető berillium elülső falú (8-10 mm vastag) kazetta és rozsdamentes acéllal megerősített réztest. Az egyes kazetták méretei: 1 × 1,5 m. Súlya legfeljebb 4,6 tonna.

A takaró elkészítéséhez szükséges teljes berilliummennyiség körülbelül 12 tonna.A fémes berillium önmagában alacsony toxikus, de a berilliumpor belélegezve kifejezett allergiás reakciót válthat ki. A berilliumpor tartós belélegzése alacsony koncentrációban súlyos betegséget - berilliózist - okozhat . Ezenkívül a berilliumpor rákkeltő hatással is rendelkezik. A tokamak működése során a „forró fal” fokozatos elpárolgása várható, és ennek megfelelően a legkisebb berilliumpor kialakulása (amit a terelőnek kell felfognia). Az ITER-ben nagyon szigorú biztonsági intézkedéseket dolgoznak ki a személyzet berilliumpornak való kitettségének megelőzése érdekében [24] .

Három takaró kazettát módosítottak. Ezeket a kazettákat teszttakaró moduloknak (TBM) nevezik. A TBM-ek lítium izotópját tartalmazzák . Amikor a neutronok lítiummal ütköznek, akkor a reakció megtörténik

A reakció egyik terméke a trícium . Így az ITER tokamak részt vesz a trícium „tenyésztési” kísérletében, bár saját üzemanyagot nem gyárt majd.

A reakció eredményeként remélhetőleg nagyobb mennyiségű tríciumot kapunk, mint amennyit a fúziós reakcióban felhasználtak. Ez a kísérlet releváns a következő generációs tokamak DEMO számára . Ez a tokamak már saját üzemanyagot állít elő.

Divertor

Az elterelő segítségével a plazmából kivonják a szennyeződéseket, amelyek a takaró „forró faláról” kerülnek oda. A divertorok használata stellarátorokon és tokamakokon Lyman Spitzer javaslatára 1951-ben kezdődött . A mágneses tér alakja szerint a terelők három típusba tartoznak: poloidális, toroidális és köteg típusú. Minden típusú terelő működési elve azonos. Az ITER tokamak poloidális terelőt használ.

A "forró falon" mindig vannak olyan szennyeződések, amelyek az adszorpció következtében megtapadnak . Melegítéskor ezek a szennyeződések elpárolognak és bejutnak a plazmába. Ott ionizálódnak, és intenzíven sugároznak. További sugárzási veszteségek keletkeznek (ezek a veszteségek arányosak az effektív plazmatöltés második hatványával). Így a plazmaoszlop lehűl, a forró fal pedig túlmelegszik.

A divertor folyamatosan „lehúzza” a külső réteget a plazmaoszlopról (ahol a legmagasabb a szennyeződés koncentrációja). Ennek érdekében egy kis mágneses tér segítségével a zsinór külső rétegeit egy vízzel intenzíven hűtött célpontra irányítják. Itt a plazmát lehűtik, semlegesítik, gázzá alakítják, majd kiszivattyúzzák a kamrából. Így a szennyeződések nem hatolnak be a vezeték magjába.

Ezenkívül az ITER tokamakjában az eltérítő a takaró „forró falának” elpárologtatása során keletkező berilliumpor ülepítését és visszatartását szolgálja. Ezért az ITER honlapján tréfásan "hamutartónak" (hamutartónak) is nevezik. Ha nem távolítja el a port az égési zónából, az a plazmaoszlopba kerül, felmelegszik, és sugározni kezd. Ez viszont a forró fal túlmelegedését, fokozott kopását (párolgás és sugárpermetezés) és új porrészek képződését okozza. Az ITER-elterelő öt célpontból áll, köztük résekkel. A fémpor legördül a céltárgyak sík felületéről, és bejut a résekbe. Innen már nagyon nehéz visszajutnia a plazmavezetékbe.

A divertor 54 kazettából [25] készült , össztömege 700 tonna.Minden kazetta mérete 3,4 m x 2,3 m x 0,6 m A kazetta teste nagy szilárdságú rozsdamentes acél. Ahogy a kazetták elhasználódnak, szétszedik, helyükre másokat szerelnek fel. A célpontok a plazmarészecskék kinetikus energiáját hővé alakítják, ezért 3000 °C-ra melegszenek fel, és intenzív vízhűtést igényelnek.

Kevés anyag képes hosszú ideig ellenállni az ilyen melegítésnek (a tokamak élettartama 20 év). A tokamak tervezésének kezdeti szakaszában azt tervezték, hogy szénszál-erősítésű szén-kompozitból (CFC) készítsenek célpontokat, de most mérlegelik ezen alkatrészek wolframból történő gyártását.

Az átterelő hűtőrendszer forrás közeli üzemmódban fog működni. Ennek az üzemmódnak a lényege a következő: a hűtőfolyadék (desztillált víz) forrni kezd, de még nem forr. A mikroszkopikus gőzbuborékok hozzájárulnak az intenzív konvekcióhoz, így ez az üzemmód lehetővé teszi, hogy a legtöbb hőt eltávolítsa a felmelegedett részekből. Fennáll azonban a veszély - ha a hűtőfolyadék továbbra is forr, a gőzbuborékok mérete megnő, és jelentősen csökkenti a hűtőbordát. Az ITER-ben akusztikus érzékelőket szereltek fel a hűtőfolyadék állapotának figyelésére. A csővezetékekben lévő buborékok által keltett zaj alapján kiértékeli a hűtőfolyadék elhelyezkedési módját. A terelőt hűtő hűtőfolyadék nyomása 4 MPa, a bemeneti hőmérséklete 70 °C, a kimeneti hőmérséklete pedig 120 °C [26] .

Plazma fűtési rendszer

Ahhoz, hogy a tríciummagok fúziós reakcióba lépjenek a deutériummagokkal, le kell küzdeniük a kölcsönös elektrosztatikus taszítást  - a Coulomb-gátat . Az ITER termonukleáris reaktorában a tríciumot nagyon magas hőmérsékletre hevítik ~1,5·10 8 K -re , ami körülbelül tízszer magasabb, mint a Nap magjában (~1,6·10 7 K). Ilyen magas hőmérsékleten az atommagok kinetikus energiája elegendő lesz a Coulomb-gát leküzdéséhez és a termonukleáris reakció „meggyulladásához”. A fúziós reakció begyújtása után feltételezhető, hogy a külső plazmafűtők kikapcsolhatók vagy teljesítményük csökkenthető. A termonukleáris reakció várhatóan önfenntartóvá válik.

Az ITER tokamak három rendszert használ a plazma melegítésére: két nagyfrekvenciás fűtőtest (ECRH és ICRH) és egy semleges atom befecskendező. Ezenkívül a központi mágnesszelep a plazma melegítésére is használható. A mágnesszelep feszültségét nulláról 30 kilovoltra emelve lehetőség nyílik elektromos áram indukálására egy rövidre zárt plazmatekercsben. Az ohmos fűtés miatt további hő szabadul fel. Ezt a melegítési módot indukciónak nevezik.

Elektronciklotron rezonanciafűtő ECRH

Az ECRH (Electron Cyclotron Resonance Heating) rendszer felmelegíti a plazmaszál elektronjait, és arra is szolgál, hogy a plazma bizonyos helyein hőt távolítson el, hogy minimálisra csökkentse a plazma lehűléséhez vezető bizonyos instabilitások felhalmozódását. A lövés elején plazma "indítóként" működik, felmelegíti a vákuumkamrát kitöltő semleges gázt. Energiaforrásként girotronokat használtak , mindegyik 1 MW teljesítménnyel, 170 GHz-es működési frekvenciával és 500 s-nál hosszabb impulzusidővel. Összesen 24 girotron található, amelyek az RF fűtési épületben találhatók, és energiájukat 160 méteres hullámvezetőkön adják át.A girotronok gyártásával Japán, Oroszország, Európa és India foglalkozik. 2015. február végén Japán bemutatta az elsőként gyártott girotront. Az összes girotront 2018 elején szállítják az ITER-hez [27] . A polikristályos mesterséges gyémántból készült ablakok energiát juttatnak a vákuumkamrába. Mindegyik gyémánt korong átmérője 80 mm, vastagsága 1,1 mm. A gyémántot azért választották, mert átlátszó a mikrohullámú sugárzásnak, erős, sugárzásálló, hővezető képessége pedig ötször nagyobb, mint a rézé. Az utolsó körülmény fontos: akár 500 MW/m² teljesítmény is áthalad az ablakon. A freiburgi (Németország) laboratórium foglalkozik ezen kristályok előállításával. Összesen 60 gyémánt ablakot szállítanak az ITER-nek [28] .

Ion-ciklotron rezonanciafűtő ICRH

Az ICRH (Ion Cyclotron Resonance Heating) rendszer felmelegíti a plazmaionokat. Ennek a fűtésnek az elve ugyanaz, mint a háztartási mikrohullámú sütőké . A nagy intenzitású , 40-55 MHz frekvenciájú elektromágneses tér hatására a plazmarészecskék oszcillálni kezdenek, és további kinetikus energiát kapnak a mezőtől. Az ütközések során az ionok energiát adnak át más plazmarészecskéknek. A rendszer egy nagy teljesítményű rádiófrekvenciás tetródagenerátorból áll ( amelyet az RF Plasma Heating Buildingbe kell telepíteni), egy energiaátviteli hullámvezető rendszerből és a vákuumkamrában elhelyezett kibocsátó antennákból [29] .

Semleges atominjektor

Az injektor 1 MeV energiára gyorsított, erőteljes deutérium atomsugárral "lövik" a plazmaoszlopba. Ezek az atomok a plazmarészecskékkel ütközve mozgási energiájukat átadják nekik, és ezáltal felmelegítik a plazmát. Mivel egy semleges atomot lehetetlen elektromos térben szétszórni, először ionizálni kell. Ekkor az ion (valójában a deutériummag) a ciklotronban felgyorsul a szükséges energiára. Most a gyorsan mozgó iont vissza kell alakítani semleges atommá. Ha ez nem történik meg, az iont a tokamak mágneses tere eltéríti. Ezért a felgyorsított ionhoz elektront kell kötni. Az ionmentesítéshez az ion gázzal töltött sejteken halad át. Itt az ion, amely elkap egy elektront a gázmolekulákból, rekombinálódik. Azok a deutériummagok, amelyeknek nem volt idejük a rekombinációra, mágneses térrel egy speciális célpontra terelődnek, ahol lelassulnak, rekombinálódnak és újra felhasználhatók.

Az ITER „atomgyár” teljesítményigénye olyan nagy, hogy ennek a gépnek először kellett olyan rendszert használnia, amely a korábbi tokamakokon nem volt elérhető . Ez a negatív ionok rendszere. Ilyen nagy sebességnél a pozitív ionnak egyszerűen nincs ideje semleges atommá alakulni a gázcellákban. Ezért negatív ionokat használnak, amelyek a deutérium plazmakörnyezetében speciális rádiófrekvenciás kisüléssel befogják az elektronokat, kivonják és nagy pozitív potenciállal (az ionforráshoz viszonyítva 1 MV) felgyorsítják, majd gázcellában semlegesítik. A megmaradt töltött ionokat az elektrosztatikus tér egy speciális vízhűtéses célpontba tereli. Körülbelül 55 MW villamosenergia-fogyasztás mellett az ITER-be tervezett két semleges atominjektor mindegyike akár 16 MW hőenergiát is képes befecskendezni a plazmába.

Kriosztát

A kriosztát [30] [31]  a tokamak legnagyobb alkatrésze. Ez egy rozsdamentes acél héj, amelynek térfogata 16000 m³, 29,3 m magas, 28,6 m átmérőjű és 3850 tonna tömegű [32] . A gép többi eleme a kriosztát belsejében található. A kriosztát a mechanikai funkciókon túl (a tokamak alkatrészek megtámasztása és sérülés elleni védelme) vákuum „termosz” szerepét tölti be, amely gátat képez a külső környezet és a belső üreg között. Ehhez a kriosztát belső falaira hőszűrőket helyeznek el, amelyeket nitrogénkör (80K) hűt. A kriosztátnak számos nyílása van a vákuumkamrához, a hűtőrendszer csővezetékeihez, a mágneses rendszerek tápegységeihez, a diagnosztikához, a távoli manipulátorhoz, a plazmafűtőrendszerekhez és másokhoz.

A kriosztát egy 5500 m²-es kriosztátépületben kerül összeszerelésre, amelyet kifejezetten erre a célra építettek. Nagyon nehéz és költséges egy ekkora összeállítást teljes egészében leszállítani. Ezért úgy döntöttek, hogy a kriosztátot konstruktívan négy nagy darabra (egy raklapra, két hengeres héjra és egy fedélre) bontják. Mindegyik töredéket kisebb szegmensekből állítják össze. Összesen 54 szegmens van, ezek gyártásával India foglalkozik. Ezután a töredékeket, miután összeszerelték a kriosztát épületben, egyenként mozgatják és helyezik be a helyükre - a reaktoraknába [33] .

A tokamak neutronsugárzás környezetre gyakorolt ​​hatásának csökkentése érdekében a kriosztátot egy speciális beton "takaró" veszi körül, amelyet "biovédelemnek" (BioShield) neveznek. A kriosztát feletti biovédelem vastagsága 2 m lesz.

A kriosztáttálca a B2 födémen kialakított extra sűrű vasbeton párkányokon (a hagyományos beton 2,5 helyett 3,9 t/m³ helyett) támaszkodik. Ezeket a kiemelkedéseket az ITER webhelyén "koronának" (" korona ") nevezik. A koronaelemek armatúrája nagyon összetett elrendezésű; a beton elkészítéséhez Lappföldön (Svédország, Kiruna) [34] bányászott kavicsot használnak majd fel . A tokamak rezgésével és a kriosztát méretében bekövetkező hőmérséklet-változásokkal kapcsolatos feszültségek csökkentése érdekében 18 darab, egyenként 120 × 120 × 50 cm méretű golyóscsapágyat helyeznek el a kriosztáttálca és a „korona” között.

A tokamak külső rendszerei

CODAC vezérlőrendszer

A CODAC (Control, Data Access and Communication) az ITER tokamak működésének fő vezérlőrendszere. A CODAC munkatársai egy szakértői csoport az automatizálás különböző területein. A csapat jelenleg vezető intézményekkel és érintett vállalatokkal konzultál annak érdekében, hogy a legjobb műszaki döntéseket hozzák meg az ITER-rel kapcsolatban.

A CODAC részeként:

  • öt független szerver (mindegyik saját tárolóeszközzel)
  • hat független helyi hálózat:
    • PON (Plant Operation Network – Vezérlőhálózat a tokamakhoz és rendszereihez)
    • TCN (Time Communication Network – Time Transfer Network)
    • SDN (Synchronous Databus Network – Synchronous Data Bus)
    • DAN (adatarchívum hálózat)
    • CIN (Central Interlock Network – Központi reteszelő hálózat)
    • CSN (Central Safety Network – Centralized Protection Network)
  • Terminálok
  • Vezérlők
  • Érzékelők

Szervezetileg a teljes irányítási rendszer a következő részekre oszlik:

  • Központi felügyelet és automatizálás, monitoring és adatkezelés. Ez a rendszer három szerverből áll, amelyeket I&C interfész köt össze más részlegekkel.
  • Adatok megjelenítése és vezérlése (Human Machine Interface). A részleg tartalmazza a terminálokat és az emlékeztető diagramokat, a CIS központi reteszelő rendszert és a központi biztonsági rendszert. Mindkét rendszer saját paraméterrögzítővel rendelkezik.
  • ITER Control Group (ITER Control Group). Két szervert tartalmaz:
    • szolgáltatás és alkalmazásszerver
    • adatcsatorna hozzáférési átjáró.
  • A tokamak rendszer (Plant System) I&C interfészen keresztül kapcsolódik a többi egységhez. A rendszer adatáramlást biztosít a tokamakból, és közvetlenül vezérli az aktuátorokat. A rendszer három szintből áll:
    • Vezérlők. Mindegyik vezérlő buszon keresztül csatlakozik a saját interfészéhez. A vezérlők "lefordítják" a digitális adatokat az interfész buszokról az elfogadott I&C protokoll nyelvre
    • Az interfészek (többnyire A/D konverterek) átalakítják az érzékelők analóg adatait digitális adatokká. Egyes interfészek a vezérlőktől kapott parancsokat aktorok parancsaivá alakítják át.
    • Érzékelők és működtetők.

Az I&C (Local Instrumentation and Control) protokollt kifejezetten a CODAC számára fejlesztették ki. Jelenleg az ITER fejlesztői kiadták a CODAC kézikönyvet, amelyet a munkatársak tanulmányoznak.

Üzemanyagrendszer

Az ITER tokamak üzemanyaga hidrogénizotópok – deutérium és trícium – keveréke. Az ilyen típusú reakció Lawson-kritériuma m −3 s.

A korábbi tokamakkal ellentétben az ITER-t kifejezetten ehhez az üzemanyaghoz tervezték.

Az ITER, mint minden tokamak, impulzus üzemmódban fog működni. Először az összes benne lévő levegőt és szennyeződéseket kiszivattyúzzák a vákuumkamrából. A mágneses rendszer be van kapcsolva. Az üzemanyagot ezután alacsony nyomáson, gáz halmazállapotban befecskendezik a kamrába egy üzemanyag-befecskendező rendszer segítségével. Ezután a deutérium-trícium keveréket felmelegítik, ionizálják és plazmává alakítják.

Jégágyúval további mennyiségű üzemanyagot fecskendeznek be a plazmaszálba. A deutérium és trícium keverékét lefagyasztják és granulátummá alakítják. A pisztoly 1000 m/s sebességgel lövi ki ezeket a pelleteket a plazma zsinórba. A jégpisztoly nem csak az üzemanyag sűrűségének szabályozására szolgál. Ezt a rendszert a plazmaoszlop helyi kihajlása elleni küzdelemre tervezték. Ezeket a kidudorodásokat éllokalizált módoknak (ELM) nevezik.

Minden aktuális pillanatban legfeljebb 1 g üzemanyag lehet a tokamak vákuumkamrájában.

Az el nem égett tüzelőanyagot a reakciótermék héliummal együtt egy terelőben ionmentesítik és kiszivattyúzzák. A héliumot ezután egy izotóp-elválasztó rendszerben választják el a deutériumtól és a tríciumtól. A deutérium és a trícium ismét belép a vákuumkamrába, zárt "DT-hurkot" képezve a tokamak üzemanyagciklusában [35] .

Vákuumos rendszer

Az ITER vákuumrendszer ellátja a termonukleáris reakció termékeinek és a szennyeződések vákuumkamrából történő kiszivattyúzását, a korrekciós tekercsek hőszigetelését a takaróból és a vákuumkamra testéből, valamint az azt igénylő segédelemek kiürítését - átvitel mikrohullámú sugárzás vonalai, semleges atomok befecskendezési rendszerei stb. [36] .

Nagyon szigorú követelményeket támasztanak a vákuumrendszer rendszereivel és egységeivel szemben. Hosszú ideig és hiba nélkül kell működniük, az időszakos karbantartás lehetősége nélkül.

A vákuumrendszernek mélyvákuumot kell biztosítania a vákuumkamrában és a kriosztát belsejében, 1400 m³, illetve 8500 m³ térfogattal. A vákuumkamrában a nyomás nem haladhatja meg a normál légköri nyomás 10–9 értékét . Az a hozzávetőleges idő, ameddig a vákuumrendszer képes ezt a nyomást létrehozni, legfeljebb 48 óra.

A vákuumrendszer összetétele . A rendszer több mint négyszáz vákuumszivattyút tartalmaz, köztük a vákuumkamra és a kriosztát nyolc fő krioszorpciós szivattyúját. A vákuumszivattyúkat láncokká egyesítik, ahol mindegyik következő nagyobb nyomású gázt kap a bemenetnél, mint az előző.

Az evakuálás első szakaszában a gázt mechanikusan, a második szakaszban kriogén szivattyúkkal pumpálják ki az üregekből.[37] . Ismeretes, hogy a mechanikus szivattyúk nem képesek teljesen kiszivattyúzni a gázt egyetlen üregből sem - a molekulák átlagos szabad útjai összehasonlíthatók az üreg méreteivel. Az anyag megszűnik "gázként" viselkedni, és elkezd "vákuumként" viselkedni. Ezért az üregben maradt anyag további eltávolításához kriogén szivattyúkat használnak.

A működési elv szerint a kriogén szivattyú nagyon egyszerű. Ez egy edény, amelybe folyékony héliumot öntenek. Az edény külső fala a kriogén szivattyú "hidegfala" (rajta található az adszorpciós "kókusz" szűrő). A kiürítendő üregből eltávolítandó gázmolekulák a szivattyú hidegfalával érintkeznek. Ugyanakkor a falhoz "tapadnak", és az adszorpciós szűrő elnyeli őket. A kriogén szivattyú működése következtében a kiürített üregben a nyomás több nagyságrenddel kisebb lesz a leghatékonyabb mechanikus szivattyúhoz képest.

"Kókuszszűrő" . A vákuumrendszer egyik funkciója a reakciótermék eltávolítása az „égési” zónából. A termonukleáris reakcióból származó héliumot hatékonyan el kell távolítani. Ha ez nem történik meg, a hélium a sugárzás hatására hűteni kezdi a plazmát (és egyúttal felmelegíti a takarót). A hélium adszorpciójához aktív szenet használnak, amelyet kókuszdióhéjból nyernek. A kísérletek azt mutatják, hogy a kókuszhéj aktív szén az egyik leghatékonyabb héliumelnyelő.

Kriogén rendszer

A kriogén rendszer a tokamak mágneses rendszer vezetőinek szupravezető állapotba hűtésére , a kriogén vákuumszivattyúk működésének biztosítására, egyes diagnosztikai rendszerek támogatására szolgál.

A kriogén rendszer két körből áll - nitrogénből és héliumból.

A nitrogénkör 1300 kW hőterhelést biztosít a forrásban lévő nitrogén (80K) hőmérsékletén. A nitrogénkörnél a fő terhelés a kriosztát és a héliumkör hőpajzsai. A nitrogénkört hőcserélő választja el a hélium körtől, és a hélium hűtőközegből hőt von el.

A hélium áramkör három azonos alrendszerből áll. A hélium áramkört 65 kW hőterhelésre tervezték. A héliumkörű hűtőgépek fogyasztott elektromos teljesítménye ugyanakkor közel 16 MW lesz. A héliumkör teljesítményét úgy választjuk meg, hogy kisebb legyen, mint a plazmaégés során számított hőleadás. Egyetlen tokamak sem képes folyamatosan működni - maga a gép fizikája magában foglalja az egymás után következő impulzusok sorozatát, vagy ahogy a termonukleáris tudósok mondják, „lövéseket”. A hélium áramkörnek lesz ideje visszaállítani a hőmérsékletet a következő felvétel elejére.

A kriogén rendszernek jelentős hőleadás (a tokamak "forró falától"), erős mágneses mezők, mélyvákuum és erős neutronfluxusok mellett kell működnie. A hélium készletet (25 tonna) folyékony (4K-on) és gázhalmazállapotban (80K-on) héliumtartályokban tárolják. A szupravezető mágnesek hűtésére és a krioszivattyúk táplálására a rendszer számos kriokapcsolót tartalmaz, amelyek irányítják a hélium áramlását. A héliumfogyasztókat a kriokapcsolókhoz és a hűtőszekrényekhez egy kriolinrendszer köti össze, amelyek teljes hossza az ITER-nél 3 km. A kriorendszer összesen 4500 elemet tartalmaz specifikációjában.

Tápegység

Az ITER nem fog áramot termelni. A tokamakba beérkező összes hőenergia a környezetbe kerül. Ennek a szervezetnek az áramellátása iránti "étvágya" azonban meglehetősen jelentős.

A tokamak rendszerek folyamatos energiafogyasztása megközelítőleg 110 MW lesz. A folyamatos energia körülbelül 80%-át a kriogén rendszer és a vízhűtő rendszer fogyasztja el.

Az olyan rendszerek, mint a semleges atom-injektor, a nagyfrekvenciás ion- és elektronmelegítők, valamint a központi mágnesszelep impulzus üzemmódban működnek, ami megnövekedett energiafogyasztást okoz a plazmagyújtás pillanatában. A plazma begyújtása során a fogyasztási csúcs eléri a 620 MW-ot, körülbelül 30 másodpercig.

Az ITER 400 kV feszültséggel kapcsolódik a francia ipari hálózathoz. Ehhez körülbelül egy kilométer hosszú elektromos vezetékre lesz szükség. Belső igényekhez ez a feszültség két értékre csökken: 22 és 66 kV.

Két belső áramellátó hálózat van.

Az első, az SSEN (stacionárius elektromos hálózat) egy állandó teljesítményű elektromos hálózat. Minden olyan fogyasztót táplál, amely nem igényel csúcsteljesítményt. Négy transzformátorból áll, egyenként 90 tonna tömegű.

A második, a PPEN (impulzusteljesítményű elektromos hálózat) egy változó teljesítményű elektromos hálózat. Ez a rendszer azokat a fogyasztókat fogja táplálni, akiknek a plazma gyulladásának pillanatában hatalmas teljesítményre van szükségük. Ezek a fogyasztók a központi mágnesszelep, a plazmafűtési rendszerek, valamint a felügyeleti és vezérlőrendszer. A PPEN hálózat három, egyenként 240 tonnás transzformátorral működik.

Tartalék áramellátó rendszerként két dízelgenerátort telepítenek [38] .

Vízhűtő rendszer

A hűtőrendszert elsősorban arra tervezték, hogy eltávolítsa a felesleges hőt a takaró és a terelő faláról. A számítások szerint a tokamak átlagosan körülbelül 500 MW hőt fog termelni ciklusonként, a fúziós reakció kigyulladásának időpontjában pedig több mint 1100 MW a csúcs. Ezért a takaró falait körülbelül 240 °C-ra, a volfrámterelőt pedig 2000 °C-ra melegítik fel.

Emellett egyes segédrendszerek elemeit, például rádiófrekvenciás fűtőtestet, kriogén rendszert, villamosenergia-rendszer kapcsolóit stb. hűtik.

A vízhűtő rendszer három körből áll [39] :

  • az első kör (zárt) - a hűtőfolyadék belép a takaró és a terelő vízüregeibe. Innen a Tokamak épületben elhelyezett első hőcserélőhöz kerül.
  • a második kör (zárt) - a hűtőközeg az első hőcserélő és a második, „külső” hőcserélő között kering a tokamak épülete és a hűtőtorony között.
  • harmadik kör (nyitott) - a hűtőfolyadék a második hőcserélő és a hűtőtorony között kering, ahol lehűtik, és nagy magasságból cseppek formájában esik le. A vizet ezután egy 20 000 m³ térfogatú vízmedencében gyűjtik össze, a hűtőtorony alatt. A hűtőtorony medencéje átfolyós.

A víz 33 m³/s áramlási sebességgel jut be a hűtőtorony medencéjébe egy 5 kilométeres, 1,6 m átmérőjű vízvezetéken keresztül a Canal de Provence-tól. Ebből a medencéből a felesleges víz négy vezérlőmedencébe folyik (mindegyik térfogata 3000 m³). Ezekben a medencékben a víz pH-értékét, szénhidrogének, kloridok, szulfátok és trícium hiányát, valamint a túlzott hőmérsékletet (legfeljebb 30 °C-ot) ellenőrizni fogják. Csak a helyi hatóságok által meghatározott kritériumoknak megfelelő vizet engednek a Durance folyóba [40] .

Hot Waste Storage

Bár a termonukleáris reakció terméke, a hélium nem radioaktív, ennek ellenére az energikus neutronok idővel „aktiválják” azokat az anyagokat, amelyekből a takaró és a terelő készül. Emellett a tokamak forró faláról elpárolgott anyagokból keletkező, tríciummal szennyezett, volfrámból és berilliumból származó radioaktív por is megtelepszik a terelő célpontjain.

A Hot Cell Facility a szükséges feltételek biztosításához szükséges a neutronok által aktivált alkatrészek javításához és visszanyeréséhez, selejtezéséhez, darabolásához, válogatásához és csomagolásához. Ezeket a műveleteket távoli módszerekkel tervezik végrehajtani.

Ezenkívül a tárolóban lesz egy zóna (hermetikusan zárt kamra) a drága trícium hulladékból történő kinyerésére.

A tervek szerint az aktív anyagokat a csomagolást követően még egy ideig raktárban tárolják, majd a francia sugárbiztonsági szolgálathoz szállítják, ahol további ártalmatlanításon mennek keresztül [41] .

Távirányító manipulátor

Ez a rendszer lehetővé teszi a takaró és az elválasztó kazetták szervizelését, diagnosztizálását és szükség esetén cseréjét. A vákuumkamra belső üregéhez való hozzáférés (indítás után) nagyon problémás lesz - az indukált radioaktivitás miatt .

Szétszerelés után a cserélendő kazettát speciális szállítótartályba helyezzük. Ezt a tartályt a zárkamrán keresztül távolítják el a tokamakból. Ezután a tartály a tartalommal együtt a "forró" hulladék tárolójába (Hot Cell Facility) kerül. Itt a kazettát szétszedik, megjavítják és újra rendeltetésszerűen használható.

A tokamak leállási ideje a távoli manipulátor teljesítményétől és megbízhatóságától függ. A manipulátor maximális teherbírása 50 tonna [42] .

Trícium "tenyésztési" rendszer

Az ITER tokamak a hidrogén két izotópját, a deutériumot és a tríciumot használja üzemanyagként .

Nincsenek problémák a deutérium beszerzésével a Földön. Relatív koncentrációja a hidrogénhez viszonyítva a tengervízben (1,55÷1,56)·10 −4 .

A tríciummal azonban más a helyzet. Felezési ideje valamivel több, mint 12 év, ezért bolygónkon ennek az izotópnak a szabad formájában rendkívül kicsi (a napszél és a kozmikus sugarak hatására kis mennyiségű trícium képződik a felső légkörben ). Ipari mennyiségben a tríciumot mesterségesen nyerik erőműves maghasadási reaktorokban , a lítium-6 (a természetes lítiumban a lítium-6 atomkoncentrációja kb. 7,5%) és az uránmagok hasadása során keletkező neutronok kölcsönhatásának reakciójában . a reakcióhoz:

2014 szeptemberében a világ tríciumkészlete körülbelül 20 kg, a fogyasztás pedig körülbelül 7 kg/év volt.

A lítium és az ITER tokamak plazmájában keletkező neutronfluxus kölcsönhatásából nyert trícium mennyisége várhatóan meghaladja a termonukleáris reakcióban elfogyasztott trícium mennyiségét.

Az ITER nem tervezi saját fogyasztásra trícium előállítását. A szervezet a reaktor üzemeltetéséhez üzemanyagot vásárol a működésének mind a 20 évében. A következő tokamaknál, a DEMO -nál azonban az üzemanyag-reprodukció problémája nagyon aktuális lesz. Ezért az ITER-ben trícium-előállítási kísérleteket fognak végezni.

Ezekhez a kísérletekhez a takarókazetták egy részét módosítják. Ezeket a kazettákat "Test Blanket Modules"-nak (TBM) nevezik. Ezekbe a kazettákba lítiumvegyületek kerülnek. A reakció eredményeként felszabaduló tríciumot a szállítótartályba szivattyúzzák csöveken keresztül, amelyek számára speciális nyílások vannak a vákuumkamrában, a kriosztát héjában és a biovédelemben.

A fejlesztők nem tudtak egyértelműen kiválasztani semmilyen rendszert a trícium kinyerésére. Ezért az ITER-ben hat ilyen rendszer lesz. Valamennyi rendszer szerkezetileg a Tritium épületben található [43] .

Műszaki adatok

Az ITER a „ tokamak ” fúziós reaktorokra utal . A tokamakokban többféle fúziós reakció is végrehajtható . A reakció típusa a felhasznált üzemanyag típusától függ.

Az ITER tokamakot a kezdetektől fogva DT üzemanyaghoz tervezték. Két atommag : a deutérium és a trícium összeolvadva héliummagot ( alfa-részecskét ) és nagy energiájú neutront alkotnak .

Tervezési előírások [44] [45]

A szerkezet teljes sugara 10,7 m
Magasság 30 m
Nagy vákuumkamra-sugár 6,2 m
Kis sugarú vákuumkamra 2,0 m
Plazma térfogata 837 m³
Mágneses mező 5,3 T
Maximális áram a plazmaszálban 15 MA
Plazma külső fűtési teljesítmény 73 MW
Átlagos fúziós teljesítmény impulzusonként 500 MW
Fúziós csúcsteljesítmény impulzusonként 1100 MW
Power Gain tíz
átlaghőmérséklet 100 MK
Impulzus időtartam > 400 s

Finanszírozás

A projekt költségét eredetileg 12 milliárd dollárra becsülték. A résztvevők részesedése a következőképpen oszlik meg:

  • Kína, India, Korea, Oroszország, USA - mindegyik az összeg 1/11-e;
  • Japán - 2/11;
  • EU - 4/11.

2010 júliusában a tervezés változása és a magasabb anyagköltség miatt egy nemzetközi termonukleáris reaktor (ITER) építésének költségét kiigazították, és 15 milliárd euróra emelték [46] . Így a projekt uniós részesedését 4,36 milliárd euróról 5,45 milliárdra kellene emelni.

2015 novemberében az ITER építésének befejezési dátuma további 6 évvel (a korábban tervezett 2019-ről) 2025-re tolódott, a becsült költség pedig 19 milliárd euróra nőtt [12] .

Az orosz fél a 2013-2015 közötti időszakra 14,4 milliárd rubelt (körülbelül 500 millió dollárt) fektet be a projektbe: 5,6 milliárd rubelt 2013-ban, 4,8 milliárdot 2014-ben és 3,99 milliárdot 2015-ben [47] .

Az országok finanszírozása nem pénzátutalással történik, hanem csúcstechnológiás berendezések szállításával, amelyek gyártását az egyes országok támogatják és fejlesztik (például Oroszország szállít szupravezető mágneseket, plazmafűtő eszközöket, takarókat és egyéb high-tech berendezéseket) [48 ] ] .

Projekt útmutató

2006. november 21-én, miután a részt vevő országok képviselői aláírták a Nemzetközi Termonukleáris Kísérleti Reaktor (ITER) létrehozásáról szóló megállapodást, az Ideiglenes ITER Tanács (ITER – Ideiglenes ITER Tanács) lett az ITER legfőbb irányító testülete. Kaname Ikedát , aki korábban Japán tudományos és technológiai miniszterhelyettesi posztját töltötte be [49] , az Ideiglenes Tanács elnökévé választották .

2007. november 27-én megalakult az ITER Tanács (IC – ITER Council) – a projektmenedzsment állandó legfelsőbb szerve. Kaname Ikedát választották az ITER főigazgatójának [50] .

Az irányító szerv az ITER Tanács (ITER Council), amely dönt az államok projektben való részvételéről, személyi kérdésekről, adminisztratív szabályokról és költségvetési kiadásokról [51] .

2016. január 1-je óta Won Namkung ( Korea ) az ITER Tanácsának elnöke , Robert Iotti ( USA ) helyére [52] . 2010 és 2012 között Jevgenyij Pavlovics Velikhov volt az ITER Tanácsának elnöke [53] .

2010. július 28-án Osamu Motojimát nevezték ki az ITER Tanácsának főigazgatójává [54] . 2015. március 5-én a francia Bernard Bigot váltotta Osamu Motojimát a vezérigazgatói poszton.

  • 2010. július 28-án, az ITER Tanácsának rendkívüli ülésén Osamu Motojimát választották meg vezérigazgatónak [ 55 ] .
  • 2015. március 5-én az ITER rendkívüli tanácsa párizsi rendkívüli ülésén a francia Bernard Bigot -t nevezte ki vezérigazgatónak [56] .
  • 2019. január 28-án az ITER Tanácsa Bernard Bigot akadémikust nevezte ki második ötéves időszakra az ITER Szervezetének főigazgatójává [57] .

Érdekes tények

  • Jan Beranek, a Greenpeace és a Cseh Zöld Párt cseh politikusa és aktivistája szerint 1 kg trícium [58] –került 2010-bendollárbakörülbelül [59] . Egy hipotetikus tríciumreaktor 56 kg tríciumot fogyasztana 1 GWh villamos energia előállításához, míg a világ tríciumkészlete 2003-ban 18 kg volt [59] . A világkereskedelmi kereslet 1995-ben körülbelül 400 g volt évente, és körülbelül 2 kg-mal többre volt szükség az Egyesült Államok nukleáris arzenáljának fenntartásához [60] (7 kg a világ katonai fogyasztói számára). Évente körülbelül 4 kg tríciumot állítanak elő az atomerőművekben, de nem nyerik ki [61] .
  • Az intenzív neutronfluxus és magas hőmérséklet melletti stabil, hosszú távú működés érdekében speciális acéltípust fejlesztettek ki [62] . Az amerikai szortimentben ez az acél 316LN, az oroszban 03X16H15M3 a GOST 5632-72 szerint [63] .
  • Az egyik elméleti koncepció, amelyet az ITER-ben kellene tesztelni, hogy a lítium maghasadási reakciójában (reakció ) képződő trícium elegendő lesz magának a létesítménynek az igényeinek kielégítésére, vagy akár meg is haladja ezeket az igényeket, ami elméletileg lehetővé teszik az új létesítmények tríciummal való ellátását. A reakcióhoz használt lítiumot a tokamak módosított TBM ( Test Blanket Module ) kazettájába helyezzük [64] .
  • Az ITER esetében a Velikoluksky " ZETO " elektromos berendezések üzeme, a szentpétervári Elektrofizikai Berendezések Kutatóintézetének mérnökeivel együtt. Efremov (" NIIEFA ") egyedülálló szakaszolót fejlesztett ki 12 kV-os és 60 ezer amperes beltéri telepítéshez [65] .

Lásd még

Jegyzetek

  1. ↑ lásd India ipar , Tudomány Indiában
  2. ↑ lásd: Kínai ipar , Tudomány Kínában
  3. ↑ Orosz főrésztvevők (elérhetetlen link) . Hozzáférés dátuma: 2013. március 26. Az eredetiből archiválva : 2012. december 4. 
  4. ↑ lásd : Japán ipar , Tudomány Japánban
  5. ↑ A Kazah Köztársaság miniszterelnökének 1998. július 22-i 143-r számú rendelete az ITER Tanács 6. ülésszakának határozata keretében a tevékenységek fejlesztésére irányuló intézkedésekről . Letöltve: 2020. július 6. Az eredetiből archiválva : 2020. november 24.
  6. ↑ Kazahsztán anyagtudományi tokamak (elérhetetlen link) . Letöltve: 2013. június 30. Az eredetiből archiválva : 2015. június 20. 
  7. ↑ JSC "Institute" KazNIPIEnergoprom "" - Az intézetről (hozzáférhetetlen link) . Hozzáférés dátuma: 2013. június 30. Az eredetiből archiválva : 2013. október 7. 
  8. ↑ Kaname Ikeda. Az ITER a fúziós  energia felé vezető úton ] Nucl. Fúzió. - 2010. - T. 50. - doi : 10.1088/0029-5515/50/1/014002 .
  9. ↑ Alekszej Levin. Békés fúzió: az emberiség energiareményei  : [ rus. ] // Népszerű mechanika . - 2005. - 9. szám (35). - S. 76-82.
  10. ↑ Az ITER összeszerelésének kezdete utat nyit a fúziós energia korszaka felé  . Letöltve: 2020. július 28. Az eredetiből archiválva : 2020. július 28.
  11. ↑ Az ITER indulási dátumai 2019  -re (2010. március 12-re) kerültek. Az eredetiből archiválva : 2019. március 4. Letöltve: 2018. november 16.
  12. ↑ 1 2 Egy több milliárd dolláros nemzetközi termonukleáris reaktor elindítását elhalasztották , Lenta.ru (2015. november 20.). Az eredetiből archiválva : 2016. május 30. Letöltve: 2015. november 22.
  13. ↑ Az ITER telephelyének elrendezése. A kép jóváírása: ITER Szervezet/ ITER Szervezeti épületek elrendezése (2009). Hozzáférés időpontja: 2015. január 20. Az eredetiből archiválva : 2015. január 20.
  14. ↑ Tizenegyedik hadtest // Népszerű mechanika . - 2017. - 2. szám - S. 18-19.
  15. ↑ Pierre Le Hire. Európát aggasztja az ITER fúziós reaktorának növekvő költsége . InoPressa.ru (a Le Monde cikk fordítása) (2010. július 29.). Letöltve: 2010. július 29. Az eredetiből archiválva : 2014. december 23..
  16. ↑ Pierre Le Hir . L'Europe s'alarme de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER  (fr.) , LE MONDE (2010. július 28.). Archiválva az eredetiből 2015. január 2-án. Letöltve: 2015. október 27.
  17. ↑ Archivált másolat . Letöltve: 2014. július 2. Az eredetiből archiválva : 2014. július 14.
  18. ↑ Európa aláírja a végleges szerződést a toroid terepi tekercsekről . Letöltve: 2014. július 2. Az eredetiből archiválva : 2014. július 10.
  19. ↑ Archivált másolat . Letöltve: 2014. július 2. Az eredetiből archiválva : 2014. július 14.
  20. ↑ Poloid mágnesek . Letöltve: 2016. április 11. Az eredetiből archiválva : 2016. augusztus 28..
  21. ↑ „ELSŐ MÁGNES A HELYEN” (2021. április 26.). Letöltve: 2021. április 26. Az eredetiből archiválva : 2021. április 26..
  22. ↑ „Az ITER nemzetközi szervezet képviselője felmérte a PF1 tekercs gyártási állapotát az SNSZ-nél” (2015. február 13.). Letöltve: 2015. február 15. Az eredetiből archiválva : 2015. február 15..
  23. ↑ ITER vezetőtervezés és (reméljük) nukleáris fűtés Archivált : 2016. március 3., a Wayback Machine , ITER , 18.szeptember . 2015 .
  24. ↑ Kezelje óvatosan Archiválva : 2016. március 14. a Wayback Machine -nél // ITER,  2016. március 14.
  25. ↑ "A rajz egy terelő kazetta megjelenését mutatja. Két oldalsó célpont és egy központi, kupola formájú látható" . Letöltve: 2015. április 5. archiválva az eredetiből: 2015. április 10.
  26. ↑ „Buborékok hallgatása a bajok megelőzésére”, „Buborékok hallgatása a bajok megelőzésére” (2014. december 12.). Hozzáférés időpontja: 2014. december 14. Az eredetiből archiválva : 2014. december 13.
  27. ↑ „A plazmaindító” (2015. február 19.). Hozzáférés időpontja: 2015. február 19. Az eredetiből archiválva : 2015. február 19.
  28. ↑ „Egy modern kori Midas érintés” (2015. június 13.). Letöltve: 2015. június 15. Az eredetiből archiválva : 2015. június 17..
  29. ↑ "ICRH sugárzó antenna rajza" . Letöltve: 2015. április 5. archiválva az eredetiből: 2015. április 10.
  30. ↑ ITER - az út az új energiához "Cryostat" . Hozzáférés dátuma: 2014. március 18. Az eredetiből archiválva : 2014. március 18.
  31. ↑ "A kriosztát megjelenését bemutató rajz" . Letöltve: 2015. április 5. archiválva az eredetiből: 2015. április 10.
  32. ↑ Tartsa hidegen . Archiválva : 2015. június 5. a Wayback Machine -nél 
  33. ↑ „Cryostat Workshop készen áll a felszerelésre” (2014. szeptember 19.). Letöltve: 2015. november 24. Az eredetiből archiválva : 2015. november 24..
  34. ↑ 400 000 tonna acél és beton . Archiválva : 2016. március 4. a Wayback Machine -nél //  Iter.org
  35. ↑ ITER – az út az új energiához . Letöltve: 2014. augusztus 27. Az eredetiből archiválva : 2014. szeptember 24..
  36. ↑ energia. Vákuumos rendszer ITER (2015. június 12.). Letöltve: 2015. június 19. Az eredetiből archiválva : 2016. december 18..
  37. ↑ Robert Arnoux, Hideg, hideg világ Archiválva : 2015. május 28., a Wayback Machine / ITER Newsline #116, 2010. január 29  .
  38. ↑ ITER – az út az új energiához Archiválva : 2014. szeptember 24. a Wayback Machine -nél // ITER, 2016. július 25.  (angol)
  39. ↑ Archivált másolat . Letöltve: 2014. június 29. Az eredetiből archiválva : 2014. szeptember 4..
  40. ↑ ITER – az út az új energiához . Letöltve: 2014. június 29. Az eredetiből archiválva : 2014. június 26..
  41. ↑ "Hot Cell Facility". A "forró" hulladék tárolása . Letöltve: 2014. szeptember 7. Az eredetiből archiválva : 2010. július 11.
  42. ↑ Távkezelés. távoli manipulátor . Hozzáférés dátuma: 2014. szeptember 7. Az eredetiből archiválva : 2014. szeptember 24.
  43. ↑ "A trícium szaporodása" (2014. szeptember 18.). Letöltve: 2014. szeptember 18. Az eredetiből archiválva : 2014. szeptember 24..
  44. ↑ Az ITER projekt hivatalos nemzetközi honlapja . Letöltve: 2005. július 8. Az eredetiből archiválva : 2013. december 9..
  45. ↑ Az ITER projekt hivatalos orosz honlapja . Letöltve: 2011. március 19. Az eredetiből archiválva : 2011. szeptember 12..
  46. ↑ L'Europe s'alarme de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER , 2010.05.13. (nem elérhető link) 
  47. ↑ Az Orosz Föderáció 2013-2015-ben 14,4 milliárd rubelt fektet be az ITER projektbe (2012. szeptember 18.). Letöltve: 2012. szeptember 20. Az eredetiből archiválva : 2012. október 16..
  48. ↑ Oroszország részvétele az ITER projektben, I. rész. Archivált : 2018. március 5., a Wayback Machine // tnenergy . livejournal.com
  49. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#24 Archiválva : 2020. május 3., Wayback Machine Signed! // ITER, 2006. november 21.  (angol)
  50. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#31 Archiválva : 2020. május 3., a Wayback Machine 1st ITER Council meeting // ITER, 2007. november 27.  (angol)
  51. ↑ Az ITER Tanács . Letöltve: 2011. július 30. Az eredetiből archiválva : 2011. augusztus 7..
  52. ↑ Won Namkung átveszi az ITER Tanácsának irányítását . Letöltve: 2018. május 1. Az eredetiből archiválva : 2017. február 15.
  53. ↑ ITER Tanács – ötödik kiadás . Letöltve: 2011. július 30. Az eredetiből archiválva : 2011. augusztus 7..
  54. ↑ Osamu Motojima, főigazgató, ITER Szervezet (hivatkozás nem érhető el) . Hozzáférés dátuma: 2011. július 30. Az eredetiből archiválva : 2011. november 28. 
  55. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#56 Archiválva : 2020. május 3. a Wayback Machine -nél Osamu Motojima lesz DG // ITER, 2010. június 27.  (eng.)
  56. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#99 Archiválva : 2020. május 3., a Wayback Machine Új főigazgatót neveztek ki // ITER, 2015. március 5.  (angol)
  57. ↑ https://www.iter.org/proj/itermilestones#141 Archiválva : 2020. május 3., a Wayback Machine Bernard Bigot főigazgató elfogad egy második ciklust // ITER, 2019. január 28.  (angol)
  58. ↑ Valóban életképes a fúziós energia? Archiválva : 2015. szeptember 26. a Wayback Machine -nél // BBC News , 2010. március 5. 
  59. ↑ 1 2 tríciumellátási szempontok archiválva 2020. június 9-én a Wayback Machine -nél , LANL, 2003. "Az ITER indulási készlete becslések szerint ~3 kg"
  60. ↑ Hisham Zerriffi. Trícium: Az Energiaügyi Minisztérium  trícium előállítására vonatkozó döntésének környezeti, egészségügyi, költségvetési és stratégiai hatásai . Energia- és Környezetkutató Intézet (1996). Letöltve: 2013. november 13. Az eredetiből archiválva : 2012. február 14..
  61. ↑ A trícium nukleáris fegyverek elterjedésének és leszerelésének nemzetközi ellenőrzése archiválva : 2019. január 20., a Wayback Machine , CRC Press, 2004, 15. oldal
  62. ↑ Az új acél optimalizálja a fúziós reaktor költségeit A Wayback Machine 2020. november 30-i archív másolata // Lenta.ru , 2008. október 27.
  63. ↑ Az anyag jellemzői 03X16H15M3 Archív másolat 2017. február 2-án a Wayback Machine -nél // Acél és ötvözetek osztályozója
  64. ↑ Úton a termonukleáris energia felé A Wayback Machine 2014. szeptember 21-i archivált másolata // Elements.ru , 2009. május 17.
  65. ↑ A ZETO berendezést fejlesztett ki a világ első ITER fúziós üzeméhez

Linkek

  Ugrás a Wikidata elemre  A közösségi hálózatokon
Fotó, videó és hang
Szótárak és enciklopédiák