ITER е международен токамаков (магнитно ограничаван ядрен синтез) инженерно-изследователски проект, създаден с цел да докаже научната състоятелност и технологичната осъществимост на производствен (не експериментален) термоядрен реактор.
Първоначално наименованието ITER е образувано като съкращение от английското название International Thermonuclear Experimental Reactor (международен експериментален термоядрен реактор). Понастоящем то официално не се счита за абревиатура на израза, а се свързва с латинската дума iter (път).
Очаква се ITER да бъде стъпката между днешните експерименти в плазмената физика и бъдещите енерго-произвеждащи плазмени електроцентрали. Той ще бъде изграден на базата на проведени изследвания с други подобни устройства, каквито са DIII-D, EAST, TFTR, JET, JT-60, и T-15, и ще бъде значително по-мащабен от всяко едно от тях.
Страни - участнички: Европейски съюз Индия Китай Русия САЩ Южна Корея Япония
На 21 ноември 2006 г. седемте страни, участващи в реализацията на проекта, сключват договор за финансирането на проекта. Програмата предвижда 30-годишна продължителност на проекта, като 10 от тях ще бъдат за изграждането му и 20 години експлоатационен период. Цената му се определя приблизително на 10 млрд. евро, което го прави един от най-големите модерни научно-технически мегапроекти.
През ноември 2015 г. срокът за завършване построяването на ITER е отложено за 2025 г., а предполагаемата сума на разходите нараства до 19 милиарда евро.
ITER е разположен в научноизследователския център Кадараш (Cadarache), Югоизточна Франция. Технически проектът е готов за започване на изграждането му и първоначалното пускане в експлоатация се очаква през 2016 г.
Очакваше се изграждането на реактора да отнеме 10 години и ITER планираше да тества първата си плазма през 2020 г. и да постигне пълен термоядрен синтез до 2023 г. През 2024 г. организацията ITER публикува нов график с експлоатация на деутерий-деутериевата плазма, започваща през 2035 г.
Проектиран е да произвежда около 500 MW (500 млн. вата) енергия от процес на термоядрен синтез, поддържан в разстояние на 500 s (в сравнение с пиковата мощност на JET от 16 MW за по-малко от секунда). Синтезът се постига чрез изгаряне на 0,5 g смес на деутерий и тритий в реакторна камера с обем ~840 m³, за което са необходими около 50 MW, т.е. получената енергия ще надвишава 10 пъти изразходваната. Бъдещата термоядрена електроцентрала ще произвежда около 3000 – 4000 MW топлинна мощност. Макар че ITER ще произвежда чиста енергия под формата на топлина, произвежданата топлина няма да се използва за добиване на електричество, тъй като това не е електроцентрала, а експериментален реактор.
Причини Нови големи енергийни източници трябва да се разработят до средата на 21 век, за да се предотврати настъпващата криза с природните изкопаеми и околната среда. Вече е направена успешна демонстрация на контролирана ядрена синтезна реакция и на ключовите технологии, необходими за осъществяването ѝ. В днешно време се счита, че в резултат на това и на бъдещи оптимизации, централите, базирани на термоядрения синтез, ще изиграят ключова роля в задоволяването на енергийните нужди на населението през втората половина на този век.
Цел на проекта Програмата ITER има за цел да утвърди ядрения синтез като енергиен източник. В частност ITER ще демонстрира научните и технически възможности на термоядрената енергетика и по този начин ще бъде направен прехода от настоящите токамак-експерименти до първата демонстрация на термоядрена централа.
ITER e експеримент с възпламеняваща се плазма, проектиран да задържи D-T-плазма, в която загряването от α-частиците (т.е. собственото загряване) надвишава всички останали форми на загряване.
Технически дизайн Вакуумна камера Вакуумната камера е двустенна стоманена структура, която съдържа модулите на бланкета, диверторните касети и портове за достъп. Портовете осигуряват достъпа на антената за радиочестотното загряване, тестовия модул за бланкета, модулите за диагностика и за дистанционно командване. Вакуумната камера е херметично затворен стоманен контейнер във вътрешността на криостата, който предоставя среда за синтезната реакция и действа като първа преграда за осигуряване на безопасността. В тази камера с тороидална форма, наричана още тороид, частиците на плазмата обикалят непрекъснато в спирала, без да докосват стените.
Размерът на вакуумната камера определя обема на плазмата. По-голямата камера дава възможност да се произведе по-голямо количество енергия. Вакуумната камера на ITER ще бъде 2 пъти по-голяма и 16 пъти по-тежка от всеки предишен токамак, с вътрешен диаметър от 6 m. Пълният диаметър ще е малко над 19 m, 11 m височина и тегло 5000 тона. С цел постигане на по-голямо качество и улеснен транспорт и монтаж на този голям елемент от системата на токамака, вакуумната камера се състои от 9 сектора. Стените ще са двойни, стоманени, с възможност охлаждащата вода да циркулира между тях. Вътрешната повърхност на вакуумната камера ще се покрие с модулите на бланкета, който ще осигурява защита от високоенергийните неутрони, произвеждани при реакцията. Някои от модулите на бланкета ще бъдат използвани на по-късен етап да тестват материали за развитие на концепцията за възпроизводство на тритий. 44 порта ще осигуряват достъп до вакуумната камера за дистанционно управление, за диагностициращите системи, системите за загряване и вакуумните системи. Бланкетът и диверторът са монтирани във вътрешността на камерата.
Вакуумната камера има горни, екваториални и долни портове. По-голямата част от техните елементи също са двустенни с укрепващи ребра между стените. Изборът на материали използвани за вакуумната камера има значително влияние върху цената, характеристиките, поддръжката, отделянето на примеси и др. Основният параметър за избора е високата механична устойчивост при работна температура, от химическите свойства на водата, фабрични характеристики и ниска цена спрямо останалите кандидати. В пространството между двете стени ще бъде поставен т.нар. щит, направен от аустенитна неръждаема стомана с добавени 2% бор. Добавката от бор е възприета за подобряване на ефективността на неутронния щит. Феритна неръждаема стомана е използвана като защитен материал под тороидалните намотки, за да се намалят смущенията в полето. Тази стомана има висока точка на насищане. И двата материала имат висока корозионна устойчивост във вода и отлични фабрични характеристики.
Бланкет Бланкетът покрива вътрешната повърхност на вакуумната камера, осигурявайки защита на камерата и свръхпроводящите магнити от топлината и неутронния поток, генерирани при синтезната реакция. Неутроните се забавят в бланкета, където тяхната кинетична енергия се преобразува в топлинна и се отнема от охладителя. В бъдещата централа тази топлина ще се използва за производството на електричество.
Бланкетът има модулна структура с механично свързани елементи. Състои се от 440 индивидуални сегмента, всеки с размери 1х1,5 m и тегло до 4,6 тона. Модулната конфигурация се състои от един защитен блок, към който са окачени отделните панели на първата стена. Използването на голям брой плоски панели за първата стена опростява дизайна и минимизира стойността на машината. Силно сегментираната конфигурация ограничава индуцирането на вихрови токове и електромагнитното натоварване на модула.
Бланкетът на ITER е един от най-важните и отправящи технически предизвикателства компоненти. Заедно с дивертора, те директно взаимодействат с горещата плазма. Поради уникалните си физични и химични свойства, за елемент, покриващ първата стена, ще се използва берилий. Останалата част от бланкетния щит ще се изработи от високоякостна мед и неръждаема стомана.
В по-късен етап от проекта ITER ще бъдат тествани модули за производство на тритий. Бъдещата централа ще трябва сама да произвежда трития, който ѝ е необходим за провеждане на ядрен синтез.
Модулите на бланкета са окачени директно към вакуумната камера. Тръбите за протичане на охлаждащата вода са монтирани зад модулите. Топлината, натрупвана в модулите на бланкета, се отнема от три независими кръга на първичната система за охлаждане на бланкета. Всички кръгове са с еднакъв капацитет и захранват три 40°-ни сектора. Близкостоящи едни до други 40°-ни сектори се захранват от различен кръг за по-голяма безопасност. Максималното топлинно натоварване на бланкетните модули е 690 MW. Системата охлажда 421 модула на бланкета и 18 елемента във вътрешността на горните портове. В екваториалната зона 12 елемента от портовете и 3 NB втулки се охлаждат от същата система, 2 ограничителя на портовете се охлаждат от кръга за охлаждане на дивертора и ограничителите.
Дивертор Основната функция на диверторната система е да извлича основната част от енергията на α-частиците, а също така и примесите от плазмата.
Разположен на самото дъно на вакуумната камера, диверторът на ITER e направен от 54 дистанционно премахвани касети, всяка с по три пряко изложени на плазмата повърхнини. Това са вътрешната и външната „мишени“ и леглото. Те са позиционирани на мястото на пресичане на магнитните силови линии, където високоенергийните частици от плазмата бомбардират тези повърхности. Тяхната кинетична енергия се преобразува в топлина. Hагряването на диверторните елементи е изключително силно и затова е необходимо сериозно водно охлаждане. Много е важен изборът на материал за дивертора. Само много малко материали са способни да устоят на температура от около 3000 °С за предвидените 20 години живот на машината ITER. Това ще се тества в ITER, защото въпреки че физиката на дивертора през последните години е сравнително изучена, все още има доста несигурности и този компонент от машината непрекъснато се тества и подменя.
ITER ще започне работа с подсилени с карбонови фибри карбоно-композитни диверторни повърхности. Материалът позволява висока топлопроводност и улеснява изследванията през първите години на ITER. Вторият дивертор ще бъде направен от волфрам, който има по-голяма ерозоустойчивост и съответно по-дълъг живот.
Криостат Криостатът е голяма структура (31 на 36,5 m), обхващаща вакуумната камера и свръхпроводящите магнити, осигурявайки суперохладена вакуумна среда. Има две концентрични стени, свързани с хоризонтални и вертикални ребра. Пространството между стените е запълнено с хелиев газ при малко над 1 atm, който действа като термична бариера. Криостатът осигурява вакуумна среда, за да се спре конвективното пренасяне на топлина до свръхпроводящите магнити и студени структури, и формира вторична задържаща бариера за радиацията от вътрешността на вакуумната камера. Термичната защитна система минимизира затоплянето на елементите в резултат на излъчването на топлина от топли към студени елементи.
Биощитът над криостата е дебел 2 m. Диаметърът на криостата под вакуумната камера е намален със стъпка до 18 m, за да се осигури силна странична връзка между подпорите на машината и сградата и да се сведе до минимум страничното движение в случай на земетресение. Криостатът е изцяло заварен, от неръждаема стомана, с голям брой отвори, някои с диаметър над 4 m, които осигуряват достъп до вакуумната камера на охладителната система, захранването на магнитите, допълнителното загряване, диагностиката и системите за демонтиране на елементите на бланкета и дивертора.
Дизайнът на криостата се основава на принципа за минимизиране на себестойността и функционалността. Неговият вътрешен диаметър е образуван от размерите на най-големите компоненти във вътрешността, полоидалните намотки PF4 и PF5, с прибавено малко радиално пространство от ~1 m за инсталация на компонентите. Криостатът се поддържа от сградата и е напълно опасан от бетонен слой, известен като биощит.