Експерименталният термоядрен реактор ITER

Част III: Външни системи

Първият термоядрен реактор е изобретен през 1950 г. от Игор Там и Андрей Сахаров. Той е наречен тороидална магнитна камера Токамак. Особеното при токамака са магнитното поле и начинът, по който то се получава. Магнитното поле се създава от намотки, които обхващат камерата като халки, нанизани на пръстен, както и от големи намотки, успоредни на равнината на тора. Във всяка точка от вакуумната камера магнитното поле има две компоненти: едната тороидална, насочена по оста на самия тор, а другата, наречена полоидална, е разположена в равнина, перпендикулярна на първата. Тороидалната компонента се създава от намотките. През плазмата в този пояс протича мощен ток, индуциран от големите намотки. Комбинацията от тороидално и полоидално полета формира спираловидни магнитни силови линии, които обвиват тора.

Вакуумна система
С обем от 1400 м³ и 8500 ³ респективно, вакуумният съд и криостатът на ITER са сред най-големите вакуумни системи, строени някога. Ще бъдат необходими сложни техники за мониторинг и поддръжка на тези системи: веднъж пуснати в експлоатация, няма да има вече достъп до машината.

Преди започване на реакция на синтез се изисква вакуумно изпомпване, за да се елиминират всички източници на органични молекули, които иначе биха били разбити в горещата плазма. Вакуумната помпа се изисква още, за да се създаде ниска плътност - около един милион пъти по-ниска от плътността на въздуха.

Механични помпи и мощни криогенни помпи изсмукват въздуха от съда и криостата, докато налягането вътре спадне до една милионна от нормалното атмосферно налягане. Като се има предвид обема на ITER, тази операция ще отнеме от 24 до 48 часа.

Основните помпени системи са осем тороидни смукателни помпи, четири криопомпи за системите за инжекция на неутрални лъчи, използвани за нагряване на плазмата и двете криопомпи за криостата на ITER, съдържащ свръхпроводящите магнити. Те ще се охлаждат със свръхкритичен хелий. Сложните помпи са пригодени за много специфичниte приложения и изисквания на ITER.

Физика на ниските температури
Криогенните технологии ще се използват широко в ITER за създаване и поддържане на ниски температурни условия за магнита, вакуумното изпомпване и някои системи за диагностика.

Магнитите в ITER ще се охлаждат със свръхкритичен хелий при 4K (-269°C), за да работят при силни магнитни полета, необходими за ограничаването и стабилизирането на плазмата. Те ще бъдат заобиколени от голям криостат и активно охлаждан термичен щит с принудителен поток от хелий при 80К. Освен това, големи криоабсорбиращи панели, охлаждани със свръхкритичен хелий при 4K, ще бъдат използвани за постигане на високи скорости на изпомпване и нива на вакуум в криостата и тороида. Криоинсталацията в платформата на ITER ще произведе необходимата мощност за охлаждане и да я разпространява чрез сложна система от криолинии и студени кутии, които създават разпределителната система.

Криоинсталацията е съставена от хладилници с хелий и азот, комбинирани с контур от хелий с 80K. Съхранението и възстановяването на наличния хелий (25 тона) е предвидено в топли и студени газови хелиеви резервоари. Три хладилника с хелий доставят необходимата мощност за охлаждане чрез взаимно свързване в кутия, която осигурява интерфейс за разпределителната система. Два хладилника с азот осигуряват енергия за охлаждане на термичните щитове и 80K предварително охлаждане на хладилниците с хелий. Криогенната система на ITER ще бъде в състояние да осигурява мощност за охлаждане на три различни нива на температурата: 4K, 50K и 80К.

Разпределението на мощността за охлаждане се осъществява чрез разпределителни кутии с циркулационни помпи с хелий за охлаждане на магнитите и криопомпите, както и сложна система от криогенни преносни линии, намиращи се в сградата на токамака, в сградите на криоинсталацията и между двете.

Криогенната система е проектирана да гарантира охлаждане и стабилна работа за магнитите в ITER, криопомпите и термичните щитове, въпреки невижданите динамични топлинни натоварвания, поради промени в магнитното поле и производството на неутрони от импулсни реакции на синтез. Тя ще работи в широк диапазон от сценарии за плазмата в ITER, от кратки импулси на плазма (няколко стотин секунди), с увеличена термоядрена мощност (700MW), до дълги плазмени импулси от 3000 s с мощност от 365MW чрез термоядрен синтез. Преди пускане в експлоатация, криогенната система в ITER ще осигури постепенно охлаждане и напълване на магнитите и термичните щитове, както и охлаждане на криопомпите, които се използват за постигане на вакуум в криостата и вакуумния съд.

Криогенната система в ITER ще бъде най-голямата концентрирана криогенна система в света, с инсталирана мощност на охлаждане от 65kW при 4,5К хелий и 1300kW при 80К азот. След големият адронен ускорител в ЦЕРН, това е най-голямата криогенна система, строена някога. Проектът на криогенната системата на ITER е валидиран по време на тестове в съществуващите съоръжения по целия свят.

Дистанционно управляване
Дистанционното управляване ще има важна роля в токамака ITER. Когато започне да работи, ще бъде невъзможно да се правят промени, да се извършват проверки, или ремонт на компоненти на токамака в активираните области, по друг начин освен чрез дистанционно управление. Ще бъдат необходими много надеждни и здрави техники, чрез които да се манипулират и заменят компоненти с тегло до 50 тона. Надеждността на тези техники също ще се отрази на продължителността на фазите за спиране на машината.

Всички техники за дистанционно управление, разработени за ITER, работят на един и същ принцип. Дистанционен манипулатор се използва, за да се отдели компонента, който се премества през отвора и се поставя в скачено транспортно буре; временно се поставя врата в отвора за достъп на вакуумирания съд; и бурето се затваря за предотвратяване на замърсяване. Бурето се премества на въздушни лагери заедно с гореща камера. Подобно скачване се случва в горещата камера и компонентът е премахнат, за да бъде ремонтиран или заменен. Процесът след това се обръща, за да се върне компонента обратно във вакуумирания съд.

Електрозахранване
Изискванията за електрозахранването на инсталацията и съоръженията на ITER ще варира от 110MW до 620MW за пикови периоди от 30 секунди по време на получаване на плазма. Електроенергията ще се осигурява чрез 400кV електропровод, който вече захранва близката CEA Кадараш - разширяване с един километър ще бъде достатъчно, за да се свърже инсталацията на ITER в мрежата.

ITER ще има стабилна система за разпределение, която ще доставя електроенергията, необходима за управлението на цялата инсталация, включително офиси и работни съоръжения. Охлаждащата вода и криогенните системи заедно ще поемат около 80% от това захранване.

По време на работа на плазмата ще бъде използвана втора импулсна енергийна система, която да осигури голямото количество електроенергия за захранване на свръхпроводящите бобини на магнитите, системата за нагряване и токопроводящата система, от която те се нуждаят. Напрежението на електропровода 400кV ще бъде трансформирано до средно ниво (69кV) чрез трансформатори. Аварийно резервно захранване за централата и съоръженията на ITER ще бъде осигурено от два дизелови генератора

Горивен цикъл
Горивата, използвани в ITER ще бъдат обработвани в затворен цикъл. Реакцията на ядрен синтез в токамака ITER ще се захранва с деутерий и тритий, два изотопа на водорода. ITER ще бъде първата машина за ядрен синтез, проектирана за работа само с деутерий и тритий. Пускането в експлоатация ще стане в три фази: работа с водород, последвана от работа с деутерий и накрая работа само с деутерий и тритий.

Като първа стъпка при започване на реакцията на ядрен синтез, трябва да бъдат изпомпени целия въздух и всякакви нечистотии от вакуумирания съд. После се включват мощните магнити, които ще помагат да се ограничи и контролира плазмата и се вкарва във вакуумирания съд газообразното гориво с ниска плътност от система за впръскване на газ. След като горивото е вкарано във вакуумната камера, се прилага електрически ток към системата, която кара газа да се разлага, става йонизиран и формира плазма.

За ITER са разработени мощни помпи, които да инжектират газообразните горива за ядрения синтез във вакуумната камера. С пропускателна способност от 200 Pa m³/sec средно и 400 Pa m³/sec максимално, мощността на инжекционни системи, разработени за ITER, ще бъде почти един порядък по-голяма от тази на всички съществуващи токамак устройства.

Втората система за зареждане с гориво, инжектор за пелети, също ще бъде използвана в ITER. Това е предимно високоефективен ледогенератор. Екструдер удря ледени пелети от деутерий-тритий с размер от няколко милиметра, които се задвижват от газов пистолет със скорост до 3600km/h - бързо и достатъчно студено, за да достигнат дълбоко в сърцевината на плазмата. Замразените пелети се инжектират през направляваща тръба, разположена във вътрешната стена на вакуумирания съд и друга направляваща тръба за инжектиране на външната стена.

Инжекцията на пелети е основният инструмент, използван за контрол на плътността на плазмата и също е ефективен при контролирането на крайните локализирани форми (ELM). Тези енергични изблици се изплъзват от магнитно поле около плазмата и причиняват загуба на енергия. Чрез изстрелването на замразени пелети, където те са необходими, е доказано, че инжекцията на пелети е ефективна при управлението на крайните локализирани форми. Разработена е специална технология, която да позволи на тези пелетиа да летят по криволинейни траектории, като по този начин се достигат специфични зони в плазмата, където крайните локализирани форми са особено разрушителни.

По-малко от 1g от горивото за ядрен синтез присъства във вакуумирания съд във всеки един момент. Отклонителят, намиращ се в долната част на вакуумирания съд, позволява рециклирането на всички горива, които не са консумирани: неизгорялото гориво тече към отклонителя, изпомпва се и се отделя от хелия, произведен по време на реакцията на ядрен синтез, смесва се с тритий и деутерий и се инжектира отново във вакуумната камера.

Гореща камера
Съоръжението гореща камера ще е необходимо на ITER за да предостави сигурна среда за обработка, ремонт или реконструкция, тестване и унищожаване на компоненти, които ще се активират от неутронна експозиция. Въпреки че, не се произвеждат радиоактивни продукти при реакцията на ядрен синтез, активните неутрони взаимодействайки със стените на вакуумирания съд ще "активизират" тези материали с течение на времето. Също така, тe могат да бъдат замърсени от прах от берилий и тунгстен, и тритий.

Съоръжението също ще разполага с оборудване за дистанционно управление за симулация на операциите.

В допълнение, съоръжението ще извършва премахването на тритий от компоненти и материали с тритий. Тази операция ще се извършва в безопасна, ограничена и екранирана зона, съдържаща аналитични системи за измерване на тритий и система извличане на тритий от газообразни потоци, с цел свеждане до минимум изпускането и отпадъците. Всички отпадъчни материали ще се третират, опаковат и ще се съхраняват временно в горещата клетка, преди да се предадат на френските власти.

Охлаждаща вода
Архитектурата на системата за водно охлаждане в ITER взема под внимание критериите за безопасност и е проектирана да бъде екологична.

ITER ще бъде оборудван със система за водно охлаждане за управление на топлината, генерирана по време на работата на токамака. Вътрешните повърхности на вакуумирания съд трябва да се охлаждат приблизително до 240°C, които са само на няколко метра от плазма с температура 150 милиона градуса.

Водата ще бъде използвана за отнемане на топлината от вакуумирания съд и неговите компоненти, както и да се охладят спомагателните системи като радиочестотно нагряване и токопроводяща система, системата за охлаждане на вода (CHWS), криогенната система, както и захранването на бобините и разпределителната система. Охладителна система с вода включва множество затворени контури за пренос на топлина, плюс система с отворен контур за изхвърляне на топлина (HRS). Топлината, генерирана в плазмата по време на реакция на деутерий и тритий, ще бъде прехвърлена чрез система за водно охлаждане на токамак (TCWS) в междинна компонентна система с водно охлаждане (CCWS) и на HRS, която ще изхвърли топлината в околната среда.

Токамакът ITER и спомагателните системи в инсталацията ще произвеждат средно 500MW топлина по време на типичен импулсен цикъл на плазмата с върхова стойност повече от 1100MW по време на фазата на нагряване на плазмата, цялата тази топлина трябва да се разсее в околната среда. Това се постига чрез изпаряване на водата в HRS, тъй като тя преминава през охладителни кули, предизвикващи изтегляне на водата. Високият процент на изпарение концентрира минерали във водата в HRS, в резултат на това част от водата непрекъснато се изхвърля от системата и се заменя с вода от Канал дьо Прованс. Отпадъчните води (изпусканата вода) преминават през серия от контролни басейни, където се проверяват различни параметри на водата като температура (максимум 30°C), рН, наличие на въглеводороди, хлориди, сулфати и тритий. Само вода, която отговаря на строгите екологични критерии за изхвърляне, установени от местните власти, се изхвърля в река Дюранс. По време на операциите с плазмата, комбинираният дебит на всички води в обръщение в CWS контурите е около 33м3/сек., преминаващ през тръби с номинален диаметър до 1,6 метра.

Получаване на тритий
Тритий и деутерий са два изотопа на водорода, които ще бъдат използвани за гориво при реакцията на ядрен синтез в ITER. Докато деутерият може да бъде извлечен от морската вода в почти неограничени количества, доставката на тритий от земната кора е ограничена и се оценява в момента на двадесет килограма. За щастие съществува втори източник на тритий: той може да бъде произведен в токамак, когато неутроните се освободят от плазмата и взаимодействат с елемента литий, който се съдържа в покривката. Тази концепция за "получаване" на тритий по време на реакцията на ядрен синтез е важна за бъдещите нужди на мощна термоядрена електроцентрала.

ITER ще набави "гориво" тритий, необходимо за очаквания 20-годишен живот от глобалния инвентар. Но за DEMO, следващата стъпка по пътя към синтез на ядрена енергия за търговски цели, ще се изискват на ден 300g тритий, за да произведат 800MW електроенергия. Няма съществуващ задоволителен външен източник на тритий за развитието на термоядрената енергия извън ITER, което прави разработката за получаване на тритий от съществено значение за бъдещето на енергията от ядрен синтез.

ITER ще предостави уникалната възможност за тестване на макети на покривки за получаване на тритий, наречени тестови покривни модули в реална среда на ядрен синтез. В тези тестови покривки ще бъдат проучени приложими техники за осигуряване получаването на достатъчно количество тритий.