ITER

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
ITER
Reactor experimental termonuclear internațional
Logo ITER NoonYellow.svg
ITER participants.svg
35 de țări participante
Abreviere ITER
fundație 24 octombrie 2007
Sediul central Franţa Saint-Paul-lès-Durance
Director Bernard Bigot
Motto Calea către energia nouă
Site-ul web
Mappa di localizzazione: Francia
ITER
ITER
Red pog.svg Amplasarea complexului ITER

ITER ( acronim pentru Reactorul Thermonuclear Experimental Internațional , înțeles și în sensul latin original al „cale”, sau „cale”) este un proiect internațional care își propune să creeze un reactor experimental de fuziune nucleară , capabil să producă o plasmă de fuziune cu mai multă putere decât puterea necesară pentru încălzirea plasmei în sine. Reactorul în sine este proiectat să fie echivalent cu un reactor cu putere zero (netă). [1] În mod specific, ITER este un reactor de deuteriu - tritiu în care confinarea plasmei se obține într-un câmp magnetic în interiorul unei mașini numite Tokamak .

Construcția este în curs de desfășurare în Cadarache , în sudul Franței , de către un consorțiu internațional format din Uniunea Europeană , Rusia , China , Japonia , Statele Unite ale Americii , India , Coreea de Sud .

Italia este implicată în principal în proiectarea și construcția sistemului de suspensie magnetică, prin consorțiul RFX al sistemului de încălzire prin intermediul unui injector neutru de fuziune [2] [3] [4] și al conductei de evacuare a heliului. Aproximativ 60% din contractele industriale pentru construcția ITER au fost atribuite de companii italiene. [5]

Inițial, proiectul presupunea aprinderea tokamak (așa-numita aprindere a primei plasme) pentru 2019, la un cost total estimat de construcție de 10 miliarde de euro . În 2009, costurile de construcție au fost revizuite în sus la 15 miliarde de euro, cu un cost de funcționare de aproximativ 290 de milioane de euro pe an (la cursul de schimb din 2010) odată ce tokamakul este pe deplin operațional. [6] [7]

Mai mult, la 16 iunie 2016, Consiliul de administrație al ITER a anunțat oficial că prognoza inițială pentru data aprinderii primei plasme va fi avansată la mai mult de 5 ani, indicând decembrie 2025 ca fiind cea mai realistă dată [8] . La 17 noiembrie 2016, Consiliul de administrație a anunțat că experimentele efective de fuziune deuteriu-tritiu vor începe abia în 2035. [9]

Durata de viață a instalației este de aproximativ 20 de ani și se preconizează că, încă din 2037, instalația va începe faza de dezafectare, cu o durată preconizată de 5 ani [6] .

Obiective

ITER este un reactor experimental, al cărui scop principal este de a realiza o reacție de fuziune stabilă (500 MW produși pe o durată de aproximativ 60 de minute) prin validarea și, dacă este posibil, creșterea cunoștințelor actuale despre fizica plasmei . Reactorul nu este proiectat pentru a converti puterea termică produsă în electricitate sau pentru a fi utilizat în scopuri comerciale. [1] Excesul de energie produs de reacțiile de fuziune va fi deviat către o zonă specială de descărcare termică unde va fi disipată prin evaporarea volumelor mari de apă.

În timpul construcției și funcționării ITER, multe dintre soluțiile tehnologice din domeniul criogeniei , supraconductivității și tehnicilor cu vid ridicat necesare viitorului prototip al unei centrale electrice de fuziune, numită DEMO , vor fi integrate și testate.

Peste 40 de sisteme diferite de monitorizare vor fi instalate în cadrul ITER pentru a obține cât mai multe informații cu privire la comportamentul plasmei în condițiile de funcționare așteptate pentru fuziunea nucleară. [10]

Alte obiective

Pe lângă marea provocare de inginerie și management reprezentată de proiect, printre obiectivele ITER se numără și verificarea proprietăților teoretice așteptate pentru o plasmă deuteriu - tritiu la temperatură ridicată. În special, funcționarea ITER va permite:

  • să demonstreze că este posibil să se producă o plasmă cu caracteristici apropiate de cele necesare pentru fuziune și că este posibil să se mențină această plasmă în condiții stabile și controlate pentru perioade de ordinul a 400 de secunde;
  • să demonstreze că particulele alfa produse de reacțiile de fuziune sunt capabile să încălzească eficient partea centrală a plasmei;
  • caracterizează regiunile de formare a instabilității, identificând ce energii și condiții de funcționare permit menținerea torului plasmatic stabil. Această procedură este practica pentru punerea în funcțiune a fiecărui tokamak construit până acum, dar nu a fost niciodată aplicată condițiilor de funcționare utile pentru aplicații comerciale, așa cum va fi cazul în ITER [11] .
  • verificați fezabilitatea sistemului de reducere a instabilității prin injectarea de mici proiectile de materie sau jeturi de gaz în torul plasmatic, astfel încât să dispersați energia acumulată în timpul instabilității înainte ca aceasta să devină critică [12] .
  • demonstrează eficiența sistemului pentru îndepărtarea excesului de particule alfa din centrul plasmei: sistemul de îndepărtare se bazează pe o configurație X a câmpului magnetic care permite particulelor încărcate care ies din torul plasmatic să fie redirecționate către ținte specifice înlocuibile plasate de-a lungul pereților camera de izolare. Setul de ținte se numește divertor . Divergentul este deja utilizat în experimentele tokamak existente, dar nu a fost niciodată testat în condițiile fluxurilor de căldură ridicate care vor fi tipice pentru ITER. În octombrie 2013 s-a stabilit că divertitorul va consta din ținte de tungsten [13] .
  • testa sistemele de încălzire cu plasmă, în special antenele cu frecvență radio și injectoarele de particule neutre; verificați interacțiunea acestor metode de încălzire cu particulele alfa produse de fuziune.

Specificatii tehnice

Modelul ITER. Rețineți dimensiunile toroidului comparativ cu cele ale tehnicianului în costum alb din dreapta jos

Complexul ITER va fi format din 39 de clădiri și zone tehnice răspândite pe o esplanadă de peste 40 de hectare.

Complexul central, unde va avea loc fuziunea nucleară, va consta din camera tokamak cu camera sa rece, clădirea de diagnosticare, clădirea de amestecare a tritiului, clădirea de încălzire prin radiofrecvență, clădirea de asamblare și din construcții auxiliare precum camera de control, zone pentru sisteme auxiliare (încălzire, aer condiționat, ventilație), un complex de trecere pentru curățarea materialului de asamblat, compresor pentru sistemul criogen și o cameră de control electrică.

Plasma va fi conținută într-o cameră de vid toroidală cu un volum de 1 400 de metri cubi, în care va fi creat un vid ridicat inițial la o presiune de aproximativ 0,1 Pa . [14] . Volumul ocupat de plasma efectivă în interiorul camerei va fi de 840 metri cubi.

Amestecul gazos de deuteriu-tritiu care va forma plasma va fi injectat foarte repede în camera de vid prin intermediul unui sistem de pompare cu un debit mediu de 200 Pa * m 3 / s și apoi transformat într-o plasmă prin ionizare indusă de un sistem electric. Masa totală a combustibilului deuteriu-tritiu necesară funcționării ITER va fi mai mică de 1 gram [15] .

Cele 440 de panouri care vor constitui peretele interior al camerei de vid ( primul perete ), care este cel care se va confrunta direct cu plasma, vor fi alcătuite dintr-un strat de 6-10 mm de beriliu , în timp ce straturile exterioare vor fi realizate din cupru de înaltă rezistență și oțel inoxidabil [16] . Întregul sistem va fi răcit printr-un circuit de apă care va menține peretele de beriliu la o temperatură de aproximativ 240 ° C [17] . Pereții trebuie să transmită în mod eficient căldura produsă de plasmă către sistemul de răcire și trebuie să capteze cât mai mulți neutroni din reacțiile de fuziune, astfel încât să reducă deteriorarea straturilor exterioare ale reactorului după activarea neutronilor .

Setul diferitelor straturi de protecție ale camerei de vid se numește pătură , care se va extinde pe o suprafață totală de 600 de metri pătrați [18] . Testarea straturilor de protecție - în special a primului perete de beriliu - în condiții de funcționare comparabile cu cele ale ITER va fi efectuată utilizând reactorul experimental JET , care este în prezent singurul din lume capabil să utilizeze un amestec de Deuteriu-Tritiu pentru reacția de fuziune [19] .

Câmpul magnetic din interiorul tokamakului va fi produs de un solenoid central și de 24 bobine supraconductoare , dintre care 18 din aliaj de staniu Tri-niobiu (Nb 3 Sn) dispuse pe plan perpendicular pe inelul toroid (înfășurări toroidale, 9+ 1 încorporate în La Spezia de către superconductorii italieni ASG și 8 construiți în Japonia) și 6 din aliaj de titan niobiu (NbTi) dispuse pe planul paralel cu acesta (înfășurări poloidale, construite direct la fața locului sub supravegherea italiană a ASG). [20] Fiecare înfășurare va consta din 18 straturi suprapuse de bandă de aliaj supraconductoare; fiecare strat va fi format dintr-o bandă înfășurată în spirală în interiorul căreia vor fi găsite canalele de răcire. În total, vor fi folosiți în jur de 100.000 km de bandă supraconductoare. Construcția înfășurărilor ITER a mai mult decât dublat producția mondială de aliaj supraconductor NbTi.

Toate bobinele vor fi alimentate de curent continuu, care va fi obținut din curentul alternativ al rețelei electrice franceze prin intermediul convertoarelor magnetice. Energia totală conținută în câmpul magnetic al tokamakului se va ridica la 51 GJ.

Pentru a face o idee despre mărimea tokamakului, fiecare bobină toroidală are 10 metri lungime și 16 metri lățime, cântărește 120 de tone și costă în jur de 53 de milioane de euro. [21] [22] [23] [24] [25] [26]

Pentru a asigura supraconductivitatea magneților, toate tokamak-urile vor fi plasate într-o „cameră rece” ( criostat ) de 16.000 metri cubi de volum, care va înconjura mașina cu o zonă izolatoare cu un vid foarte mare (10 -6 atmosfere) și în care va fi introdus un circuit de răcire cu heliu lichid supercritic care va menține înfășurările la o temperatură de 4 K. Camera rece va necesita construirea celui mai mare sistem de răcire criogenică din lume [27] .

Plasa din interiorul tokamakului va fi încălzită la temperatura de topire prin injectarea atomilor de hidrogen în camera de vid la viteză mare care, prin coliziuni, își va transfera energia către componentele plasmei. Două sisteme suplimentare de radiofrecvență (40-55 MHz și 170 GHz ) vor fi de asemenea utilizate pentru a rezona ionii și respectiv electronii plasmei. [28] Aproximativ jumătate din energia necesară va fi asigurată prin injectarea de atomi de hidrogen și cealaltă jumătate prin sistemele de radiofrecvență. [29]

Consumul electric preconizat de tokamak în timpul operațiunilor cu plasmă (injecție de atomi, activarea magneților, încălzirea plasmei etc. :) este de aproximativ 300 MW în curent continuu, la care se adaugă încă 100 MW în curent alternativ necesar pentru sistemele care operează auxiliare precum instalația criogenică, instalația de răcire a apei și instalația de amestecare a tritiului [30]

În anumite puncte de intersecție ale liniilor câmpului magnetic produse de înfășurări este posibil ca plasma să intre în contact cu pereții tokamakului. În corespondență cu aceste puncte, ținte cu rezistență termică și magnetică ridicată vor fi apoi aranjate pe peretele intern, care va transforma energia în exces în căldură și o va descărca pe un divertizor extern, compus din 54 de blocuri de tungsten de câte 10 tone dispuse fiecare pe fundul camerei tokamak [31] . Se așteaptă ca blocurile de tungsten să primească un flux termic de 10-20 MW pe metru pătrat [32] și să atingă o temperatură de 1200 ° C. Temperatura blocurilor va fi controlată de un sistem de răcire cu apă de 70 ° C care, încălzind până la o temperatură de 120 ° C, va elimina excesul de căldură. [32] [33] Un robot controlat de la distanță va putea să îndepărteze și să înlocuiască secțiunile de divertisment uzate în timpul funcționării reactorului. Se prevăd 2-3 înlocuiri ale tuturor componentelor divertorului pe durata vieții operaționale a ITER [34] .

Controlul instabilităților plasmatice (Edge Localized Modes - ELM - care generează concentrații localizate de plasmă cu energie ridicată cu reducerea eficienței tokamakului) se va efectua prin injectarea de gloanțe congelate de deuteriu-neon cu diametrul de 25 mm, arse la viteză mare (300 m / s) în regiunile plasmatice în care un ELM este pe cale să se formeze [35] , [36] . Efectul intenționat al proiectilelor este de a schimba densitatea plasmei și, astfel, disipa ELM-urile înainte ca acestea să devină critice. Un tip alternativ de glonț, bazat pe granule de litiu , a fost testat cu succes în 2014 de Laboratorul de fizică a plasmei Princeton [37] . O altă alternativă se bazează pe injecția de gaz - neon, argon, deuteriu sau heliu - la viteză mare în plasmă. [36]

Datele tehnice ale tokamak sunt după cum urmează:

  • Înălțimea clădirii: 24 m
  • Lățimea clădirii: 30 m
  • Masa tokamakului: 23.000 tone
  • Masa camerei cu plasmă: 8 000 tone
  • Raza plasmatică externă: 6,2 m
  • Raza plasmatică internă: 2 m
  • Temperatura plasmatică: 1,5 × 10 8 K
  • Putere de intrare: 620 MW
  • Puterea de ieșire: 500-700MW
  • Volumul plasmei: 837 m³
  • Suprafață plasmatică: 678 m²
  • Câmp magnetic toroidal maxim la cea mai mare rază a plasmei: 11,8 T
  • Durata impulsului de topire:> 300 s
  • Factor de câștig în energia de fuziune (parametrul Q): 10

Într-o fază inițială, puterea produsă de plasmă va fi eliminată cu o pătură de protecție răcită cu apă.

Cel puțin până în 2025, nu este de așteptat să se introducă o pătură de reproducere ( pătură pentru producția de tritiu) în mașină. Tritiul necesar pentru menținerea reacției de fuziune (aproximativ 240 g / zi) va trebui obținut din surse externe, probabil din reactoarele canadiene CANDU , având în vedere că celelalte surse posibile sunt sub control militar.

Bilanțul energetic al fuziunii în ITER

Termenul factor de creștere a topiturii (Q) înseamnă raportul dintre puterea produsă de reacțiile de fuziune și puterea termică introdusă în tokamak pentru a încălzi plasma până la temperatura de topire.

Chiar dacă la prima vedere o valoare de Q chiar peste 1 pare suficientă pentru a produce energie netă din fuziunea nucleară (deoarece energia pe care ionii și electronii o disipează prin frânarea radiației în plasmă este mai mică decât cea generată de fuziunea nucleelor); cu toate acestea, trebuie luate în considerare diferite pierderi de energie cauzate de alte fenomene fizice și limitări tehnice, care reduc foarte mult eficiența procesului de topire. Principalele limitări sunt discutate mai jos.

Din punct de vedere fizic, trebuie observat că reacțiile de fuziune generează nu numai particule alfa (nuclei de heliu încărcați pozitiv, care rămân închiși în tokamak și produc energie utilă), ci și neutroni care, fiind neutri electric, scapă de confinarea magnetică și transportați din partea tokamak din energia produsă. Energia neutronică este apoi irosită sub formă de căldură transmisă prin coliziune la pereții păturii. Pentru a contracara pierderea de energie de către neutroni (îndeplinirea criteriului Lawson atunci când sunt luate în considerare și pierderile de masă) este, prin urmare, necesar să se furnizeze mai multă energie decât cea necesară pentru a avea Q = 1. Dacă luăm în considerare o valoare tipică a eficienței pentru aceasta procesul arată că trebuie să avem cel puțin Q = 3.

Din punct de vedere tehnic, trebuie considerat că puterea termică furnizată din exterior pentru încălzirea plasmei este doar o fracțiune din puterea totală pe care întregul complex ITER o absoarbe din rețeaua electrică pentru a permite tokamakului să funcționeze. Energia electrică este utilizată pentru a asigura supraconductivitatea înfășurărilor tokamak, vidul ridicat în interiorul camerei, condițiile de temperatură criogenică, funcționarea tuturor sistemelor auxiliare etc. Pe lângă absorbția de energie, toate aceste sisteme nu sunt ideale și au o eficiență mult mai mică decât 1.

În cazul ITER, luând în considerare și energia necesară pentru operarea diferitelor centrale auxiliare, factorul de câștig al fuziunii necesar pentru a avea o producție netă de energie atunci când sunt incluse toate pierderile este Q = 10.

Trebuie remarcat faptul că, la starea actuală a tehnologiei (sfârșitul anului 2017), valoarea maximă a Q produsă de orice altă mașină experimentală pentru fuziunea nucleară (tokamak, stelarator , NIF , gât sau altele) nu a depășit niciodată Q = 0,67, o valoare care a fost obținută din reactorul experimental tokamak JET [38] .

Factorul de câștig care va fi atins cu ITER reprezintă, prin urmare, progresul real în tehnologia de fuziune nucleară, obținând pentru prima dată așa-numitele condiții de ardere a plasmei care stau la baza unei exploatări autentice a energiei de fuziune.

Progresul muncii

  • 2005 : pe 28 iunie, se anunță oficial alegerea amplasamentului Cadarache (Franța) ca amplasament pentru construcția ITER.
  • 2006 : încep lucrările pregătitoare pentru diferitele șantiere de construcții și adaptarea legăturii cu litoralul; calea este mărită și modificată astfel încât să permită trecerea unor sarcini excepționale reprezentate de diferite părți ale reactorului asamblate în străinătate și expediate pe mare.
  • 2009 : finalizarea construcției vastei esplanade (400m x 1 000m) pe care vor fi construite uzina și laboratoarele de cercetare.
  • 2010 (august): încep primele lucrări de excavare pentru construcția clădirilor care vor găzdui tokamak, zona de asamblare a magneților și managementul.
  • 2012 (primăvară): finalizarea clădirii ansamblului magnet; în aceeași perioadă, stația electrică și conexiunea sa la rețeaua franceză de înaltă tensiune au fost finalizate și testate, infrastructuri necesare pentru furnizarea energiei necesare alimentării centralei.
  • 2012 (vara): încep lucrările de excavare pentru camera de asamblare principală adiacentă camerei tokamak, în timp ce fundațiile tokamakului și clădirea biroului de conducere sunt finalizate.
  • 2012 (octombrie): începe transferul de personal către noile birouri de management. Când va funcționa complet, clădirea va găzdui aproximativ 500 de persoane.
  • 2013 : pe 17 ianuarie a fost inaugurată oficial clădirea biroului de conducere.
  • 2013 (primăvară): așezarea bazelor camerei principale de asamblare și a laboratorului criogen, două structuri auxiliare care vor face parte din clădirea tokamak.
  • 2013 (vara): începe construcția pe o serie de drumuri interne și clădiri auxiliare (birouri, cantină, infirmerie) necesare pentru a gestiona cea mai mare parte a lucrătorilor așteptați pe șantier în perioada de vârf a activităților care vor avea loc în 2015 .
  • 2013 (septembrie): începe construcția laboratorului criogen. Rețeaua de drenaj subteran și tunelurile tehnice subterane săpate în interiorul esplanadei pe care se va ridica tokamak sunt finalizate. Se efectuează un prim test rutier - de la coastă la uzină - a mijloacelor de transport excepționale care vor fi utilizate pentru a trimite cele mai mari componente ITER asamblate în străinătate la șantier.
  • 2013 (noiembrie): încep lucrările pregătitoare pentru extinderea clădirii biroului de management, astfel încât să ajungă, atunci când este complet operațional, la o capacitate de aproximativ 800 de persoane.
  • 2013 (decembrie): începe acoperirea fundațiilor antiseismice ale camerei tokamak.
  • 2014 (februarie): sunt finalizate clădirile auxiliare (birouri, cantină, infirmerie) necesare lucrătorilor suplimentari prevăzuți în perioada de vârf a lucrărilor de construcții.
  • 2014 (aprilie): construcția laboratorului criogen este finalizată.
  • 2014 (august): fundamentele antiseismice ale camerei tokamak sunt finalizate.
  • 2014 (octombrie): extinderea clădirii biroului de management a fost finalizată.
  • 2014 (octombrie): încep lucrările de construcție a camerei principale de asamblare.
  • 2015 (aprilie): încep lucrările de construcție a scutului biologic (bioshield), un zid de beton armat cu o grosime de 3 metri, care va înconjura miezul tokamakului și criostatului.
  • 2015 (mai): este instalat primul dintre cele patru transformatoare principale ale uzinei.
  • 2015 (iunie): depozitul principal pentru depozitarea componentelor în așteptarea instalării este finalizat.
  • 2015 (iulie): construcția clădirii de asamblare a magnetului începe cu două camere curate și cu diferitele utilaje necesare pentru construirea înfășurărilor magnetice.
  • 2015 (toamna): încep lucrările de construcție a clădirii de servicii, necesare pentru distribuirea diferitelor servicii industriale (apă de răcire etc.) către celelalte structuri ale complexului ITER.
  • 2015 (octombrie): încep lucrările de excavare pentru clădirea plantei criogenice.
  • 2015 (octombrie): începe lucrările pregătitoare pentru construcția clădirilor care vor conține giganticii convertoare magnetice ale ITER.
  • 2015 (octombrie): s-a finalizat instalarea celor patru transformatoare ale uzinei pentru service staționar.
  • 2015 (decembrie): încep lucrările de excavare pentru clădirea de încălzire prin radiofrecvență.
  • 2016 (februarie): încep lucrările pregătitoare pentru fundația sistemului turnului și a bazinului de răcire.
  • 2016 (aprilie): fundațiile și structurile subterane (tuneluri tehnice) ale clădirii plantei criogenice sunt finalizate.
  • 2016 (aprilie): sunt construite coloanele nivelului B1 al camerei tokamak. Partea de sus a coloanelor coincide cu nivelul străzii, completând astfel partea subterană a tokamak-ului.
  • 2016 (iulie): începe construcția complexului de trecere, o cameră adiacentă clădirii principale de asamblare destinată găzduirii diferitelor componente care urmează să fie asamblate și să funcționeze ca o diafragmă între clădirea de asamblare și exterior.
  • 2016 (august): clădirea de servicii este finalizată și începe lucrările de configurare a sistemelor sale interne.
  • 2016 (septembrie): fundațiile sistemului turnului și ale bazinului de răcire sunt finalizate.
  • 2016 (septembrie): depozitul principal de depozitare începe să primească primele componente care așteaptă instalarea.
  • 2016 (septembrie): începe construcția clădirii plantei criogenice.
  • 2016 (octombrie): este instalat primul dintre cele trei mari transformatoare pentru service cu impulsuri.
  • 2017 (mai): construcția primului dintre cei 18 magneți supraconductori finalizați în fabrica superconductoarelor Asg din La Spezia (care are un total de producție de 9), situată în apropierea centralei termoelectrice locale și în colaborare cu ENEA și Cnr .
  • 2017 (noiembrie): faza de construcție a clădirilor ITER a atins pragul de finalizare de 50% [39] . Se estimează că progresul în construcția uzinei va fi cu 0,6% mai mult în fiecare lună [40] .
  • 2018 (noiembrie): faza de construcție a clădirilor ITER a atins pragul de finalizare de 60% [41] .
  • 2018 (decembrie): zona de descărcare termică este finalizată.
  • 2019 (martie): cele două clădiri cu convertor magnetic și o clădire de comandă electrică lângă stația care conectează ITER la rețeaua națională franceză au fost finalizate
  • 2019 (iunie): a fost construită structura turnului de răcire care, conform foii de parcurs, va fi finalizată până în 2021.
  • 2019 (noiembrie): clădirea principală și lucrările civile au fost finalizate [42] .

În cursul anului 2016, numărul lucrătorilor activi în același timp în diferitele șantiere ale complexului a ajuns la 1 000 de unități. Este de așteptat ca numărul de lucrători activi vor ajunge la un maxim de 4.000 de persoane în 2021 / 2022 [43] .

Se așteaptă ca prima plasmă să fie generată până în decembrie 2025 [44] [42] .

Succesori

După cum sa indicat deja, obiectivele ITER sunt realizarea unei plasma de fuziune capabilă să producă mai multă putere decât puterea necesară pentru încălzirea plasmei și capabilă să susțină fuziunea nucleară mai mult de câteva secunde de experimente similare.

ITER nu este conceput pentru a produce electricitate care poate fi exploatată de utilizatori externi, o sarcină care este atribuită în schimb următoarei generații de reactoare, denumite colectiv reactoare DEMO . Conceput ca un singur proiect, de-a lungul anilor, reactorul DEMO s-a înmulțit într-o serie de proiecte diferite care vor fi întreprinse de membrii individuali ai consorțiului ITER. Multe dintre ele implică construirea de rectoare de fuziune intermediare între ITER și DEMO pentru a testa componentele care vor fi utilizate în cele din urmă pentru reactoarele de tip DEMO. Începând din martie 2019, sunt planificate cel puțin 6 proiecte diferite [45] ; în toate cazurile, punerea în funcțiune a unui reactor de tip DEMO nu este de așteptat înainte de 2040-2050.

  • China intenționează să construiască China Fusion Engineering Test Reactor în deceniul 2020 ca un pas intermediar înainte de un adevărat reactor DEMO, care să fie construit nu mai devreme de următorul deceniu.
  • Uniunea Europeană și Japonia au semnat în 2007 un acord de zece ani pentru o abordare mai largă a fuziunii nucleare care a dus la construirea unei serii de structuri auxiliare utile pentru studiul plasmei ITER (tokamak JT-60SA, IFMIF și IFERC) și va continua probabil cu proiectarea și construcția comună a cel puțin unui reactor de tip DEMO până în 2050 [46] . Cel puțin în ceea ce privește DEMO europeană, arhitectura și designul vor relua în mare parte cele ale ITER [47] , pentru a economisi timp și costuri de construcție.
  • India intenționează să construiască un tokamak intermediar numit SST-2 capabil să producă cel puțin 80 MW de energie electrică netă și să testeze toate componentele utile pentru un reactor DEMO ulterior. Construcția SST-2 este așteptată să aibă loc în perioada 2027-2037, urmată la scurt timp de construcția unui reactor de tip DEMO.
  • Coreea de Sud a început în 2012 studiul conceptual al propriului reactor numit K-DEMO , care urmează să fie construit în perioada 2037-2050.
  • Rusia planifică o plantă hibridă de fuziune-fisiune intermediară numită DEMO-FNS , care urmează să fie construită încă din 2023. În această plantă, neutronii produși de reacția de fuziune vor fi folosiți pentru îmbogățirea uraniului care va fi utilizat într-o plantă fisiune tradițională. Construcția unei fabrici reale de tip DEMO este așteptată până în 2050.
  • Statele Unite studiază o centrală intermediară numită Fusion Nuclear Science Facility ( FNSF ) care va fi construită în jurul anului 2030 și destinată testării componentelor unei viitoare centrale de tip DEMO (în urma aceleiași strategii implementate de India). Construcția unei fabrici reale de tip DEMO este planificată după 2050.

Indiferent de tipul de proiect, un reactor de tip DEMO va fi mai mare și mai scump decât ITER, deoarece va fi necesar să se construiască structuri mult mai complexe pentru producerea de tritiu direct în uzină ( pătură ). În plus, nevoia de eficiență în producția de energie va forța utilizarea altor agenți frigorifici decât apa - utilizată în schimb în ITER - care necesită tehnologii mai avansate și, prin urmare, mai scumpe.

Notă

  1. ^ A b (EN) Va produce ITER mai multă energie decât consumă? , la jt60sa.org , JT-60SA. Adus la 7 noiembrie 2019 (Arhivat din original la 2 aprilie 2019) .
  2. ^ (RO) Sabina Griffith, ITER NEWSLINE 121 - Standurile de testare pentru grinzile neutre ale ITER pe iter.org, ITER ORGANIZATION, 5 martie 2010. Accesat la 8 noiembrie 2019 ( depus la 4 iunie 2019).
  3. ^ RFX Consortium, RFX-mod2 - proiect MIAIVO ( PDF ), p. 16. Accesat la 31 iulie 2019) ( arhivat la 31 iulie 2019) .
  4. ^ (EN) Consorzio RFX, Neutral Beam Test Facility (PDF). Accesat la 30 iulie 2019) ( arhivat la 9 mai 2019) .
  5. ^ ( EN ) Proiect / Program TDT , pe dtt-project.enea.it . Adus pe 3 august 2019 ( arhivat pe 3 august 2019) .
  6. ^ a b Întrebări frecvente despre ITER . URL consultato il 2 maggio 2019 ( archiviato il 18 maggio 2019) .
  7. ^ Money Talks . URL consultato il 21 novembre 2016 (archiviato dall' url originale il 22 novembre 2016) .
  8. ^ Daniel Clery, Fusion megaproject confirms 5-year delay, trims costs . URL consultato il 2 maggio 2019 ( archiviato il 2 novembre 2018) .
  9. ^ Council endorses updated project schedule . URL consultato il 21 novembre 2016 ( archiviato il 22 novembre 2016) .
  10. ^ ( EN ) FAQs - Potenza prodotta da fusione nucleare Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 09/01/2014)
  11. ^ ( EN ) ITER FAQs - Conseguenze delle instabilità Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 09/01/2014)
  12. ^ ( EN ) ITER FAQs - Sistema di mitigazione delle instabilità Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 09/01/2014)
  13. ^ ( EN ) ITER Newsline #286 Archiviato il 2 febbraio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 24/10/2013)
  14. ^ ( EN ) Vacuum System , su iter.org (archiviato dall' url originale il 4 luglio 2014) .
  15. ^ ( EN ) - Ciclo del combustibile Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  16. ^ ( EN ) - Prototipi di costruzione del blanket Archiviato il 30 novembre 2018 in Internet Archive . (URL consultato il 22/09/2014)
  17. ^ ( EN ) - Sistema di raffreddamento ad acqua Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  18. ^ ( EN ) - Blanket Archiviato il 4 luglio 2014 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  19. ^ ( EN ) [1] Archiviato il 2 aprile 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 30/06/2014)
  20. ^ ( EN ) - Magneti Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  21. ^ E. Dusi, Il sogno italiano per la fusione nucleare: terminato il primo magnete , in La Repubblica , 19 maggio 2017. URL consultato il 24 febbraio 2018 ( archiviato il 27 febbraio 2018) .
  22. ^ L'energia delle stelle. Viene da La Spezia la bobina per la fusione , in Corriere della Sera , 17 febbraio 2017. URL consultato il 24 febbraio 2018 ( archiviato il 27 febbraio 2018) .
  23. ^ Magnete italiano apre la strada alla fusione nucleare. Produrrà energia. Nel 2025 la prima sperimentazione , in ANSA , 20 maggio 2017. URL consultato il 24 febbraio 2018 ( archiviato il 25 febbraio 2018) .
  24. ^ L. Grassia, Fusione nucleare più vicina con il super magnete italiano dei Malacalza e dell'ENEA. Pesa 300 tonnellate ed è fatto per confinare il plasma a 150 milioni di gradi. , in La Stampa , 20 maggio 2017. URL consultato il 24 febbraio 2018 ( archiviato il 27 febbraio 2018) .
  25. ^ A. Bonatti, "La fusione nucleare è un sogno per tutta l'umanità" , su cittadellaspezia.com , 2 febbraio 2018. URL consultato il 24 febbraio 2018 ( archiviato il 27 febbraio 2018) .
  26. ^ L. Cresci, Il futuro dell'area Enel stuzzica i Malacalza: la dismissione della centrale diventa tema di dibattito. , in Il Secolo XIX , 20 maggio 2017. URL consultato il 24 febbraio 2018 ( archiviato il 27 febbraio 2018) .
  27. ^ ( EN ) - Newsline assegnazione contratto per sistema criogenico ITER Archiviato il 2 aprile 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  28. ^ ( EN ) - Riscaldamento Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  29. ^ ( EN ) - Newsline descrizione dell'impianto di test di iniezione di atomi neutri Archiviato il 20 novembre 2018 in Internet Archive . (URL consultato il 20/11/2018)
  30. ^ ( EN ) - Consumi elettrici di ITER Archiviato il 29 novembre 2016 in Internet Archive . (URL consultato il 30/11/2016)
  31. ^ ( EN ) - Descrizione del divertore Archiviato il 2 aprile 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 08/10/2014)
  32. ^ a b ( EN ) - Sistema acustico di individuazione del regime di flusso Archiviato il 2 aprile 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/12/2014)
  33. ^ ( EN ) - Divertore Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  34. ^ ( EN ) - Sistema di controllo remoto del divertore Archiviato il 5 novembre 2018 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  35. ^ ( EN ) - Iniettore di pellets deuterio-trizio Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 12/06/2014)
  36. ^ a b ( EN ) - Iter Newsline, 15 ottobre 2014 Archiviato il 12 marzo 2016 in Internet Archive . (URL consultato il 16/10/2014)
  37. ^ ( EN ) - ITER Newletter: Princeton testa in laboratorio particelle di Litio per mitigare ELM Archiviato il 30 novembre 2018 in Internet Archive . (URL consultato il 04/10/2014)
  38. ^ ( EN ) - Il Parametro Q in ITER Archiviato il 18 settembre 2018 in Internet Archive . (URL consultato il 18/09/2018)
  39. ^ Milestones principali del progetto ITER] , su iter.org . URL consultato il 4 settembre 2018 ( archiviato il 4 settembre 2018) .
  40. ^ ( EN ) Intervista al precedente chairman del Consiglio di ITER Bob Iotti , su iter.org . URL consultato il 17 settembre 2018 ( archiviato il 17 settembre 2018) .
  41. ^ ( EN ) Rapporto del 23º meeting del Consiglio di ITER , su iter.org . URL consultato il 21 novembre 2018 ( archiviato il 21 novembre 2018) .
  42. ^ a b Fusione nucleare, pronto l'edificio per l'energia delle stelle , ANDA, 8 novembre 2019. URL consultato il 10 novembre 2019 ( archiviato il 10 novembre 2019) .
  43. ^ ( EN ) Numero di lavoratori necessari alla costruzione di ITER Archiviato il 18 maggio 2019 in Internet Archive . (URL consultato il 17/11/2016)
  44. ^ ( EN ) Annuncio ufficiale del Consiglio di ITER Archiviato il 20 giugno 2016 in Internet Archive . (URL consultato il 21/06/2016)
  45. ^ ITER and beyond: Charting the international roadmap to DEMO , su iter.org . URL consultato il 19 marzo 2019 .
  46. ^ A roadmap to the realisation of fusion energy ( PDF ), su euro-fusion.org . URL consultato il 19 marzo 2019 .
  47. ^ Europe's DEMO: What it could be like , su iter.org . URL consultato il 19 marzo 2019 .

Voci correlate

Altri progetti

Collegamenti esterni

Controllo di autorità VIAF ( EN ) 157367687 · LCCN ( EN ) nb2009014443 · GND ( DE ) 7578652-7 · BNF ( FR ) cb160882991 (data) · WorldCat Identities ( EN ) lccn-nb2009014443