ITER (acronimo di International Thermonuclear Experimental Reactor, inteso anche nel significato originale latino di percorso/"cammino") è un progetto internazionale che si propone di realizzare un reattore sperimentale a fusione nucleare in grado di produrre più energia di quanta ne consumi per l'innesco e il sostentamento della reazione di fusione. 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, Giappone, Stati Uniti d'America, India, Corea del Sud, Italia, Francia. Il costo previsto per il progetto è di 15 miliardi di euro (valutazione effettuata nel 2009 con un incremento della stima originale, pari a 10 miliardi) e l'inizio delle sperimentazioni (accensione primo plasma) è previsto per il 2019.
Nel novembre 2015 il consiglio direttivo di ITER fa presente che, nonostante non ci sia ancora un comunicato ufficiale, la data prevista per l'accensione del primo plasma sia da spostarsi in avanti di alcuni anni. Realisticamente sembra che il 2025 potrà essere l'anno giusto.
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 60 minuti) validando e, se possibile, incrementando le attuali conoscenze sulla fisica del plasma. L'energia in eccesso ottenuta dalla reazione nucleare non sarà immessa sulla rete elettrica, né utilizzata per scopi commerciali. 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 il futuro prototipo di centrale elettrica a fusione, denominato DEMO.
Più di 40 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.


Specifiche Tecniche

Il plasma sarà contenuto all'interno di una camera a vuoto di forma toroidale del volume di 1400 metri cubi nella quale sarà creato un alto vuoto iniziale a una pressione di circa 0.1 Pa.
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/sec 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.
I 440 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. Tutto il sistema sarà raffreddato da un circuito ad acqua che manterrà la parete in berillio alla temperatura di circa 240 °C. 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). 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 24 bobine superconduttrici, 18 delle quali in lega di Niobio tri-Stagno (NbSn3) disposte sul piano perpendicolare all'anello del toroide (avvolgimenti toroidali, 9+1 costruiti a La Spezia dall'italiana ASG Superconductors e 8 costruiti in Giappone) e 6 in lega di niobio titanio (NbTi) disposte sul piano a esso parallelo (avvolgimenti poloidali, costruiti direttamente in sito dietro supervisione italiana sempre di ASG). La costruzione degli avvolgimenti di ITER ha più che raddoppiato la produzione mondiale di lega superconduttrice al NbTi.
Per garantire la superconduttività dei magneti, tutto il tokamak sarà inserito all'interno di una "camera fredda" (criostato) nella quale un circuito a elio liquido manterrà gli avvolgimenti alla temperatura di 4 K. La camera fredda richiederà la costruzione del più grande sistema di raffreddamento criogenico del mondo.
Il plasma all'interno del tokamak sarà riscaldato fino alla temperatura di fusione tramite l'iniezione nella camera a vuoto di atomi di idrogeno a 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.
Nei 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 questi punti saranno quindi disposti dei bersagli a elevata resistenza termica e magnetica che trasformeranno in calore l'energia in eccesso e lo scaricheranno su un divertore esterno, composto da blocchi di tungsteno disposti sul fondo della camera del tokamak. Si prevede che i blocchi di tungsteno riceveranno un flusso termico di 10-20 MW per metro quadrato 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. Un robot a controllo remoto sarà in grado di rimuovere e sostituire le sezioni del divertore usurate durante l'esercizio del reattore. Sono previste 2-3 sostituzioni di tutti i componenti del divertore nel corso della vita operativa di ITER.
Il controllo delle instabilità del plasma (Edge Localized Modes - ELM - che generano concentrazioni localizzate di plasma ad alta energia con riduzione dell'efficienza del tokamak) sarà effettuato tramite iniezione di proiettili di deuterio-neon congelati del diametro di 25 mm, sparati ad alta velocità (300 m/s) all'interno delle regioni del plasma in cui un ELM sta per formarsi. L'effetto inteso dei proiettili è quello di modificare la densità del plasma e quindi di dissipare gli ELM prima che possano diventare critici. Un tipo di proiettile alternativo, a base di granuli di Litio è stato testato con successo nel 2014 dal Princeton Plasma Physics Laboratory]. Un'ulteriore alternativa è basata sull'iniezione di gas - neon, argon, deuterio o elio - a alta velocità all'interno del plasma.
Intendendo per rendimento rapporto tra l'energia in uscita sull'energia in ingresso. Il superamento della soglia del bilancio energetico della fusione (criterio di Lawson) è un obiettivo primario, finora mai raggiunto, propedeutico a un uso della fusione per la produzione di energia per uso civile. Grazie alle specifiche tecniche di cui sopra, si ritiene che ITER possa produrre energia in quantità almeno 10 volte superiore a quella necessaria per innescare e sostenere il processo di fusione.
In una fase iniziale, l'energia in sovrappiù prodotta dal plasma sarà asportata con uno shielding blanket (mantello protettivo) refrigerato ad acqua. Almeno fino al 2025 non è previsto l'inserimento nella macchina di un breeding blanket (mantello per la produzione di trizio). Il trizio necessario per il mantenimento della reazione di fusione (circa 240 g/giorno) dovrà essere approvvigionato da fonti esterne, probabilmente dai reattori canadesi CANDU, considerando che le altre possibili fonti sono sotto controllo militare.