ITER (acronimo di International Thermonuclear Experimental Reactor, inteso anche nel significato originale latino di "percorso" o "cammino") è un progetto internazionale che si propone di realizzare un reattore a fusione nucleare di tipo sperimentale, in grado di produrre un plasma di fusione che abbia più potenza rispetto alla potenza elettrica richiesta a tutto l'impianto per riscaldare il plasma stesso. Il reattore è progettato per essere equivalente a un reattore di potenza zero (netto). Nello specifico, ITER è un reattore deuterio-trizio in cui il confinamento del plasma è ottenuto in un campo magnetico all'interno di una macchina denominata tokamak.
La costruzione è in corso a Cadarache, nel Sud della Francia, ad opera di un consorzio internazionale composto da Unione europea, Russia, Cina, Regno Unito, Giappone, Stati Uniti d'America, India, Corea del Sud.
Inizialmente, il progetto prevedeva l'accensione del tokamak (la cosiddetta ignizione del primo plasma) per il 2019, a un costo complessivo di costruzione stimato di 10 miliardi di euro. Nel 2009 i costi di costruzione sono stati rivisti al rialzo a 15 miliardi di euro, con un costo operativo di circa 290 milioni di euro all'anno (al cambio del 2010) una volta che il tokamak fosse stato a regime.
In seguito, il 16 giugno 2016 il consiglio direttivo di ITER ha annunciato che la previsione iniziale per la data di ignizione del primo plasma doveva essere spostata in avanti di più di cinque anni, indicando il dicembre 2025 quale data più realistica.
Alla fine del 2022 sono state scoperte delle fessurazioni nelle saldature dei due settori della camera del Tokamak già calati e installati all'interno del complesso e a luglio 2024 è stato annunciato che l'impatto dei danni non permetterà di generare il primo plasma prima del 2033 e iniziare la fase deuterio-trizio prima del 2039.
Scopi ITER è un reattore sperimentale, il cui scopo principale è il raggiungimento di una reazione di fusione stabile (500 MW prodotti per una durata di circa 10 minuti), validando e, se possibile, incrementando le attuali conoscenze sulla fisica del plasma. Il reattore non è progettato per convertire in elettricità la potenza termica prodotta, o per essere utilizzato a fini commerciali. L'energia in eccesso prodotta dalle reazioni di fusione verrà dirottata in una apposita zona di scarico termico dove sarà dissipata facendo evaporare grandi volumi di acqua.
Nel corso della costruzione e dell'esercizio di ITER saranno integrate e collaudate molte delle soluzioni tecnologiche nel campo della criogenia, della superconduttività e delle tecniche di vuoto spinto necessarie per i futuri prototipi di centrale elettrica a fusione, denominati complessivamente prototipi di tipo DEMO.
Più di quaranta differenti sistemi di monitoraggio saranno installati all'interno di ITER per ottenere il maggior numero possibile di informazioni sul comportamento del plasma alle condizioni operative previste per la fusione nucleare (URL consultato il 09/01/2014).
Altri obiettivi Oltre alla grande sfida ingegneristica e gestionale rappresentata dal progetto, tra gli obiettivi di ITER vi è anche la verifica delle proprietà teoriche previste per un plasma di deuterio-trizio ad alta temperatura. In particolare, il funzionamento di ITER consentirà di:
dimostrare che è possibile produrre un plasma avente caratteristiche vicine a quelle richieste per la fusione e che è possibile mantenere questo plasma in condizioni stabili e controllate per tempi dell'ordine dei 400 secondi; dimostrare che le particelle alfa prodotte dalle reazioni di fusione sono in grado di riscaldare efficientemente la parte centrale del plasma stesso; caratterizzare le regioni di formazione di instabilità, individuando quali energie e condizioni operative consentono di mantenere stabile il toro di plasma. Questa procedura costituisce la prassi per la messa in esercizio di ogni tokamak costruito finora, ma non è mai stata applicata a condizioni operative utili per applicazioni commerciali, come invece avverrà in ITER (URL consultato il 09/01/2014); verificare la fattibilità del sistema di riduzione delle instabilità tramite iniezione di piccoli proiettili di materia o di getti di gas all'interno del toro di plasma, così da disperdere l'energia accumulata durante l'instabilità prima che questa possa diventare critica (URL consultato il 09/01/2014); dimostrare l'efficacia del sistema di rimozione dal centro del plasma delle particelle alfa in eccesso: il sistema di rimozione è basato su una configurazione a X del campo magnetico che permette di dirottare le particelle cariche in uscita dal toro di plasma su specifici bersagli rimpiazzabili posti lungo le pareti della camera di confinamento. L'insieme dei bersagli viene denominato divertore. Il divertore è già utilizzato negli esperimenti tokamak esistenti, ma non è stato mai testato nelle condizioni di alti flussi termici che saranno tipiche di ITER. Nell'ottobre 2013 è stato stabilito che il divertore sarà composto da bersagli di tungsteno (URL consultato il 24/10/2013); testare i sistemi di riscaldamento del plasma, in particolare le antenne a radiofrequenza e gli iniettori di particelle neutre, e verificare l'interazione di questi metodi di riscaldamento con le particelle alfa prodotte dalla fusione.
Specifiche tecniche
Il complesso di ITER sarà composto da trentanove edifici e aree tecniche disposti su una spianata di oltre 40 ettari.
Il complesso centrale, in cui avverrà la fusione nucleare, sarà composto dalla camera del tokamak con la relativa camera fredda, dall'edificio diagnostico, dall'edificio di miscelamento del trizio, dall'edificio di riscaldamento a radiofrequenza, dall'edificio di assemblaggio e da costruzioni accessorie come la sala di controllo, le aree per gli impianti ausiliari (riscaldamento, aria condizionata, ventilazione), un complesso di passaggio per la pulizia del materiale da assemblare, il compressore per l'impianto criogenico e una sala di controllo elettrico.
Il plasma sarà contenuto all'interno di una camera a vuoto di forma toroidale del volume di metri cubi nella quale sarà creato un alto vuoto iniziale a una pressione di circa 0,1 Pa. Il volume occupato dal plasma vero e proprio all'interno della camera sarà di 840 metri cubi.
La miscela gassosa di deuterio-trizio che formerà il plasma sarà iniettata molto velocemente nella camera a vuoto tramite un sistema di pompaggio con portata media di 200 Pa*m3/s e quindi trasformata in un plasma tramite ionizzazione indotta da un sistema elettrico. La massa complessiva di combustibile deuterio-trizio necessaria per il funzionamento di ITER sarà inferiore a 1 grammo (URL consultato il 12/06/2014).
I quattrocentoquaranta pannelli che comporranno la parete interna della camera a vuoto (prima parete), ossia quella che affronterà direttamente il plasma, saranno costituiti da uno strato di 6–10 mm di berillio, mentre gli strati più esterni saranno costruiti in rame ad alta resistenza e in acciaio inossidabile (URL consultato il 22/09/2014). Tutto il sistema sarà raffreddato da un circuito ad acqua che manterrà la parete in berillio alla temperatura di circa 240 °C (URL consultato il 12/06/2014). Le pareti dovranno trasmettere efficientemente al sistema di raffreddamento il calore prodotto dal plasma e dovranno catturare il maggior numero possibile di neutroni provenienti dalle reazioni di fusione, così da ridurre il danneggiamento degli strati esterni del reattore a seguito dell'attivazione neutronica.
L'insieme dei vari strati protettivi della camera a vuoto è denominato blanket (coperta), che si estenderà su una superficie complessiva di 600 metri quadrati (URL consultato il 12/06/2014). Il test degli strati protettivi - specialmente della prima parete in berillio - a condizioni di esercizio comparabili con quelle di ITER sarà effettuato utilizzando il reattore sperimentale JET, che attualmente è l'unico esistente al mondo in grado di utilizzare una miscela di deuterio-trizio per la reazione di fusione.
Il campo magnetico all'interno del tokamak sarà prodotto da un solenoide centrale e da ventiquattro bobine superconduttrici, diciotto delle quali in lega di Tri-niobio stagno (Nb3Sn) disposte perpendicolarmente all'anello del toroide (avvolgimenti toroidali, 9+1 costruiti a La Spezia dall'italiana ASG Superconductors e otto costruiti in Giappone) e sei in lega di niobio titanio (NbTi) disposte sul piano a esso parallelo (avvolgimenti poloidali, costruiti direttamente in sito dietro supervisione italiana sempre di ASG) (URL consultato il 12/06/2014). Ogni avvolgimento sarà composto da diciotto strati sovrapposti di nastro superconduttore in lega; ogni strato sarà formato da nastro avvolto a spirale all'interno del quale si troveranno i canali di raffreddamento. In totale saranno utilizzati circa km di nastro superconduttore. La costruzione degli avvolgimenti di ITER ha più che raddoppiato la produzione mondiale di lega superconduttrice al NbTi.
Tutte le bobine saranno alimentate in corrente continua, che sarà ottenuta dalla corrente alternata della rete elettrica francese tramite convertitori magnetici. L'energia totale contenuta nel campo magnetico del tokamak ammonterà a 41 GJ.
Per dare un'idea delle dimensioni del tokamak ogni bobina toroidale è lunga 10 metri e larga 16 metri, per un peso di 120 tonnellate e un costo di circa 53 milioni di euro.
Per garantire la superconduttività dei magneti, tutto il tokamak sarà inserito all'interno di una "camera fredda" (criostato) di metri cubi di volume, che circonderà la macchina con una zona isolante ad altissimo vuoto (10-6 atmosfere) e nella quale sarà inserito un circuito di raffreddamento ad elio liquido supercritico che manterrà gli avvolgimenti alla temperatura di 4 K. La camera fredda richiederà la costruzione del più grande sistema di raffreddamento criogenico del mondo (URL consultato il 12/06/2014).
Il plasma all'interno del tokamak sarà riscaldato fino alla temperatura di fusione tramite l'iniezione nella camera a vuoto di atomi di idrogeno ad alta velocità che, tramite collisioni, trasferiranno la loro energia ai componenti del plasma. Due sistemi aggiuntivi a radiofrequenza (40-55 MHz e 170 GHz) saranno inoltre utilizzati per riscaldare tramite risonanza rispettivamente gli ioni e gli elettroni del plasma (URL consultato il 12/06/2014) Circa metà dell'energia richiesta sarà fornita dall'iniezione di atomi di idrogeno e l'altra metà dai sistemi a radiofrequenza (URL consultato il 20/11/2018).
Il consumo elettrico previsto dal tokamak durante le operazioni con il plasma (iniezione di atomi, attivazione dei magneti, riscaldamento del plasma, ecc:) è intorno ai 300 MW in corrente continua, a cui si aggiungono altri 100 MW in corrente alternata necessari ai sistemi di funzionamento ausiliari come l'impianto criogenico, l'impianto di raffreddamento ad acqua e l'impianto di miscelazione del trizio (URL consultato il 30/11/2016).
In determinati punti di intersezione delle linee di campo magnetico prodotte dagli avvolgimenti è possibile che il plasma possa entrare in contatto con le pareti del tokamak. In corrispondenza di questi punti saranno quindi disposti sulla parete interna dei bersagli a elevata resistenza termica e magnetica che trasformeranno in calore l'energia in eccesso e la scaricheranno su un divertore esterno, composto da cinquantaquattro blocchi di tungsteno da 10 tonnellate l'uno disposti sul fondo della camera del tokamak (URL consultato il 08/10/2014). Si prevede che i blocchi di tungsteno riceveranno un flusso termico di 10-20 MW per metro quadrato (URL consultato il 12/12/2014) e che raggiungeranno una temperatura di 1200 °C. La temperatura dei blocchi sarà controllata da un sistema di raffreddamento ad acqua a 70 °C che, riscaldandosi fino alla temperatura di 120 °C, rimuoverà il calore in eccesso (URL consultato il 12/06/2014)