МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ ИМЕНИ Н.Э. БАУМАНА

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

   Проблемы мировой энергетики

   История термоядерных исследований

   Физические основы

   Термоядерный реактор ITER

УДАЛЕННЫЕ ЭКСПЕРИМЕНТЫ

КОНТАКТНАЯ ИНФОРМАЦИЯ
 
Термоядерный реактор ITER

Исследования на крупнейших токамаках (JET, TFTR, JT-60U, Tore-Supra, T-15, DIII-D и т.д.) позволили вплотную приблизиться к параметрам термоядерного реактора. Решающим шагом на этом пути стал проект международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, создаваемого с 1988 г. усилиями России, США, Японии и объединенной Европы. Впоследствии к этим основным участникам работы присоединились Казахстан и Канада, а в 2003 г. – Китай и Южная Корея.

Цели и задачи проекта ИТЭР

Основной целью создания ИТЭР является демонстрация научной и технической осуществимости термоядерной энергетики. Эта задача включает в себя:

  • достижение 500 МВт термоядерной мощности при Q=10 при индуктивном поддержании тока в течение 400 с;
  • возможность постоянного режима (≈ 3000 с) с Q ∼ 5 при безындуктивном поддержании тока;
  • испытание применяемых технологий и компонент реактора;
  • испытание модулей бланкета для наработки трития.

Основные параметры ITER
Полная термоядерная мощность, МВт 500 (700)
Отношение термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева, Q ≥ 10
Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м2 0,57 (0,8)
Время горения плазмы в индуктивном режиме работы, сек ≥ 400
Большой радиус плазмы, м 6,2
Малый радиус плазмы, м 2,0
Ток плазмы, МА 15 (17)
Вертикальная вытянутость плазмы - отношение вертикального размера к горизонтальному (верх/низ) 1,7 / 1,85
Треугольность плазмы (верх/низ) 0,33 / 0,49
Тороидальное магнитное поле на оси, Т 5,3
Объем плазмы, м3 837
Площадь поверхности плазмы, м2 678
Мощность дополнительного нагрева, МВт 73