Целями Программы являются:
обоснование научно-технической осуществимости использования энергии термоядерной реакции в мирных целях;
разработка технического проекта Международного термоядерного экспериментального реактора в соответствии с Соглашением, подписанным 21 июля 1992 г.
Для разработки технического Проекта ИТЭР необходимо выполнить большой объем научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по обоснованию следующих его основных систем:
сверхпроводниковой магнитной системы и криостата;
вакуумной камеры и радиационной защиты;
дивертора;
бланкета и первой стенки;
системы нагрева плазмы и поддержания тока;
системы охлаждения термоядерного реактора;
системы дистанционного обслуживания и ремонта термоядерного реактора;
системы диагностики плазмы;
системы сбора, хранения и представления экспериментальных данных;
системы управления термоядерным реактором;
вакуумно-тритиевого технологического комплекса;
систем обеспечения.
Сверхпроводниковая магнитная система, состоящая из обмоток тороидального и полоидального магнитных полей и центрального соленоида, должна обеспечить оптимальные условия формирования и устойчивого удержания плазмы. Криостат диаметром и высотой около 30 м, в который помещена магнитная система, обеспечивает поддержание температуры на указанных обмотках около 4_о К. Величина магнитного поля в центре плазменного шнура на радиусе 6 м должна составлять 5 тесла, а в центральном соленоиде достигать 12 тесла.
Вакуумная камера, размещенная внутри тороидальных обмоток, должна обеспечить необходимые вакуумные условия для плазмы. В конструкции этой камеры следует предусмотреть двойной барьер для предотвращения утечек трития.
Радиационная защита предназначена для снижения нейтронного потока на сверхпроводниковые магнитные катушки до уровня не более 10_19 н/см_2 и поглощенной дозы излучения - не более 2Х10_9 рад.
Дивертор должен обеспечить очистку плазмы от примесей и отвод энергии попадающих в него частиц при плотности потока энергии в нем до 10-50 МВт/м_2 . Поскольку срок службы элементов дивертора резко ограничен эрозией и радиационной стойкостью конструкционных материалов, необходимо предусмотреть их дистанционную замену.
Бланкет в термоядерном реакторе предназначен для поглощения нейтронов с энергией 14 МэВ, рождающихся в результате реакции синтеза, преобразования этой энергии в тепловую, а также для воспроизводства трития. Для решения задач, связанных с отработкой элементов конструкций демонстрационных и промышленных реакторов будущего, целесообразно разработать экспериментальные модули бланкета различных типов.
Первая стенка, обращенная непосредственно к плазме, должна выдерживать поток электромагнитных и корпускулярных излучений, покидающих плазму. Вследствие повышенной эрозии материала первой стенки следует предусмотреть регулярную замену ее модулей.
Система нагрева плазмы и поддержания тока должна обеспечить нагрев плазмы до термоядерных температур (100 млн. градусов) и поддержание продольного тока плазмы (20 МА), необходимого для ее устойчивого удержания. Для этих целей предстоит разработать мощные инжекторы нейтральных частиц и мощные генераторы высокочастотного (40-90 МГц) и сверхвысокочастотного (170 ГГц) электромагнитного излучения.
Система охлаждения термоядерного реактора должна обеспечить теплосъем со всех энергонапряженных систем и элементов реактора (бланкета, первой стенки, дивертора, вакуумной камеры и других) как в рабочем, так и в аварийном режимах, а система дистанционного обслуживания и ремонта термоядерного реактора - монтаж, демонтаж, ремонт и замену сильноактивированных элементов и узлов реактора в период его эксплуатации.
Система диагностики плазмы и система сбора, хранения и представления экспериментальных данных должны обеспечить получение и обработку информационных потоков о состоянии высокотемпературной плазмы во всех режимах работы термоядерного реактора.
Система управления термоядерным реактором обеспечивает получение информа ции о состоянии технологических систем реактора, реализацию необходимых режимов работы реактора и его систем, анализ информации при возникновении аварийной ситуации и вывод реактора из аварийного состояния.
Вакуумно-тритиевый технологический комплекс, включающий в себя вакуумную и тритиевую системы и систему подпитки плазмы топливом, должен обеспечить:
получение необходимых вакуумных условий в камере, криостате, системах нагрева, диагностики и другом оборудовании;