Исключение России из проекта ИТЭР невозможно и даже не планируется

Москва, 7 окт - ИА Neftegaz.RU. Россия останется участником проекта международного термоядерного экспериментального реактора нового поколения (ИТЭР).
Об этом сообщил гендиректор Международной организации ИТЭР П. Барабаски.

Он выразил уверенность в том, что:

• ИТЭР продолжит сотрудничество с Россией,
• будет прикладывать все усилия для поддержания нынешней политики партнерства.

Многолетний проект ИТЭР проводится при совместных усилиях стран-участниц, включая Европейский союз, Индию, Китай, Южную Корею, Россию, США и Японию, и представляет собой первый в своем роде проект международного термоядерного экспериментального реактора.
Европа финансирует 45% строительства, тогда как другие страны, включая Россию, разделяют оставшуюся долю в 55%.

Россию выгнали из ряда других важных научных международных проектов, это коснулось в т.ч. Большого адронного коллайдера.
Ученым предложили остаться в Европе и продолжить работу над проектом, разорвав все связи с российской наукой, либо вернуться в Россию без возможности участия в проекте.

ИТЭР

ИТЭР - международный экспериментальный термоядерный реактор, строительство которого ведется на юге Франции вблизи исследовательского центра Кадараш в районе г. Марсель.
Задача проекта заключается в демонстрации научно-технологической осуществимости использования термоядерной энергии в промышленных масштабах, а также в отработке необходимых для этого технологических процессов.
Запуск реактора и первые эксперименты запланированы на 2025 г.

Участниками проекта выступают Китай, Евросоюз, Индия, Япония, Южная Корея, Россия и США.
Основной вклад России заключается в разработке, изготовлении и поставке 25 систем будущей установки.

В рамках совместной реализации проекта ИТЭР ряд ключевых предприятий Росатома изготавливают важнейшие компоненты будущей установки, в т.ч. все центральные сборки дивертора, 40% панелей первой стенки, коммутирующую аппаратуру, соединители модулей бланкета.

Российский вклад в ИТЭР:

• 22 км сверхпроводников для обмотки катушек тороидального поля,
• 11 км сверхпроводников для обмотки катушек полоидального поля,
• 4 стенда для тестирования экваториальных и верхних порт-плагов,
• 58 центральных сборок дивертора,
• 1 катушка полоидального магнитного поля PF1,
• 18 верхних патрубков вакуумной камеры,
• 8 гиротронов на 170 ГГц /1 МВт,
• 9 диагностических систем для измерения параметров плазмы,
• 179 наиболее энергонапряженных панелей первой стенки токамака,
• системы электропитания и коммутирующая аппаратура,
• инженерия порт-плагов для установки диагностического оборудования,
• тепловые испытания обращенных к плазме компонентов.

Автор: А. Шевченко