ITER

ITER ⓘ

Sieben teilnehmende Mitglieder
Gründung	24. Oktober 2007
Hauptsitz	Saint-Paul-lès-Durance, Frankreich
Mitgliedschaft	Europäische Union  China  Indien  Japan  Russland  Südkorea  Vereinigte Staaten Andere:  Australien  Kanada  Kasachstan  Thailand  Vereinigtes Königreich (im Rahmen der Fusion for Energy der EU)   Schweiz als Mitglied von EURATOM)
Generaldirektor	Eisuke Tada (kommissarisch)
Website	www.iter.org

ITER ⓘ

Kleines Modell von ITER
Gerätetyp	Tokamak
Standort	Saint-Paul-lès-Durance, Frankreich
Technische Daten
Größter Radius	6,2 m (20 Fuß)
Plasma-Volumen	840 m3
Magnetisches Feld	11,8 T (Spitzenwert des toroidalen Feldes auf der Spule) 5,3 T (toroidales Feld auf der Achse) 6 T (Spitzenwert des poloidalen Feldes auf der Spule)
Heizleistung	320 MW (elektrische Leistung) 50 MW (thermisch absorbiert)
Fusionsleistung	0 MW (elektrische Erzeugung) 500 MW (thermische Leistung aus der Verschmelzung)
Entladungsdauer	bis zu 1000 s
Geschichte
Datum(en) des Baus	2013 – 2025

ITER (ursprünglich Internationaler Thermonuklearer Versuchsreaktor, iter bedeutet im Lateinischen "der Weg" oder "der Pfad") ist ein internationales Großprojekt im Bereich der Kernfusionsforschung und -technik mit dem Ziel, Energie zu erzeugen, indem die Fusionsprozesse der Sonne auf der Erde nachgebildet werden. Nach Abschluss des Baus des Hauptreaktors und des ersten Plasmas, der für Ende 2025 geplant ist, wird es das weltweit größte Experiment der Plasmaphysik mit magnetischem Einschluss und der größte experimentelle Tokamak-Kernfusionsreaktor sein. Er wird neben der Anlage in Cadarache in Südfrankreich gebaut. ITER wird der größte von mehr als 100 Fusionsreaktoren sein, die seit den 1950er Jahren gebaut wurden, und ein zehnmal größeres Plasmavolumen haben als jeder andere Tokamak, der heute in Betrieb ist. ⓘ

Das langfristige Ziel der Fusionsforschung ist die Erzeugung von Elektrizität. Der erklärte Zweck von ITER ist die wissenschaftliche Forschung und die technologische Demonstration eines großen Fusionsreaktors, ohne Stromerzeugung. Die Ziele von ITER sind die Erreichung einer ausreichenden Fusionsleistung, um für kurze Zeiträume das Zehnfache der vom Plasma absorbierten thermischen Leistung zu erzeugen, die Demonstration und Erprobung von Technologien, die für den Betrieb eines Fusionskraftwerks erforderlich sind, einschließlich Kryogenik, Heizung, Kontroll- und Diagnosesysteme und Fernwartung, die Erzielung eines brennenden Plasmas und die Erlangung von Erkenntnissen daraus, die Erprobung der Tritiumzucht und die Demonstration der Sicherheit einer Fusionsanlage. ⓘ

Der thermonukleare Fusionsreaktor des ITER wird mehr als 300 MW elektrischer Leistung verwenden, um das Plasma zu veranlassen, 50 MW thermischer Leistung zu absorbieren und 500 MW Wärme aus der Fusion für Zeiträume von 400 bis 600 Sekunden zu erzeugen. Dies würde eine Verzehnfachung der Heizleistung des Plasmas (Q) bedeuten, gemessen am Verhältnis von Wärmezufuhr zu Wärmeabgabe, oder Q ≥ 10. Den Rekord für die Energieerzeugung durch Kernfusion hält ab 2021 der Reaktor der National Ignition Facility, der im August 2021 ein Q von 0,70 erreichte. Über die reine Aufheizung des Plasmas hinaus wird der Gesamtstromverbrauch des Reaktors und der Anlagen zwischen 110 MW und 620 MW Spitzenleistung für 30-Sekunden-Perioden während des Plasmabetriebs liegen. Da es sich um einen Forschungsreaktor handelt, wird die erzeugte Wärmeenergie nicht in Strom umgewandelt, sondern einfach abgeleitet. ⓘ

ITER wird von sieben Mitgliedsstaaten finanziert und betrieben: China, die Europäische Union, Indien, Japan, Russland, Südkorea und die Vereinigten Staaten. Das Vereinigte Königreich ist über das EU-Programm Fusion for Energy (F4E) beteiligt, die Schweiz über Euratom und F4E, und das Projekt hat Kooperationsabkommen mit Australien, Kanada, Kasachstan und Thailand. ⓘ

Mit dem Bau des ITER-Komplexes in Frankreich wurde 2013 begonnen, und die Montage des Tokamaks begann im Jahr 2020. Der ursprüngliche Kostenvoranschlag belief sich auf knapp 6 Mrd. EUR, aber die Gesamtkosten für Bau und Betrieb werden auf 18 bis 22 Mrd. EUR geschätzt; andere Schätzungen gehen von Gesamtkosten zwischen 45 und 65 Mrd. USD aus, obwohl diese Zahlen von ITER bestritten werden. Unabhängig von den endgültigen Kosten wurde ITER bereits als das teuerste wissenschaftliche Experiment aller Zeiten, als das komplizierteste technische Projekt in der Geschichte der Menschheit und als eine der ehrgeizigsten menschlichen Kooperationen seit der Entwicklung der Internationalen Raumstation (100 Mrd. € oder 150 Mrd. $ Budget) und des Large Hadron Collider (7,5 Mrd. € Budget) bezeichnet. ⓘ

Der geplante Nachfolger von ITER, der von EUROfusion geleitete DEMO, soll einer der ersten Fusionsreaktoren sein, der in einer experimentellen Umgebung Strom erzeugt. ⓘ

Luftbild des ITER-Geländes zur Bauphase (2018) ⓘ

Visualisierung des ITER-Gebäudes im Querschnitt ⓘ

Plastisches Modell des Kernstücks der Anlage ⓘ

ITER (englisch für International Thermonuclear Experimental Reactor; lateinisch bedeutet das Wort Weg, Marsch oder Reise) ist ein Versuchs-Kernfusionsreaktor und ein internationales Forschungsprojekt mit dem Fernziel der Stromerzeugung aus Fusionsenergie. Der Reaktor beruht auf dem Tokamak-Prinzip und ist seit 2007 beim südfranzösischen Kernforschungszentrum Cadarache im Bau. ⓘ

Forschungsschwerpunkte sind verschiedene Methoden und Konstruktionen zur Plasmaheizung, -diagnostik und -kontrolle und die Erprobung verschiedener Blanket-Konstruktionen zum Erbrüten von Tritium. Es soll ein Brennen des Plasmas bis zu einer Stunde erreicht werden, und die freigesetzte Fusionsleistung soll dabei die eingebrachte Heizleistung um das Mehrfache übersteigen. ITER wird im Vergleich zu seinem Vorgänger JET wesentlich größer und mit supraleitenden Magnetspulen ausgestattet. Beim Bau von ITER kam es bereits mehrfach zu Verzögerungen und Kostensteigerungen. In einer Anhörung vor dem EU-Parlament räumte ITER 2022 ein, dass der Zeitplan zur Fertigstellung des Projekts im Jahr 2035 nicht mehr zu halten sei. ⓘ

Falls sich mit ITER und der parallel durchzuführenden Werkstoffforschung an der International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) zeigt, dass das Tokamak-Bauprinzip in den Gigawatt-Bereich vergrößert werden kann, soll ein Nachfolgeprojekt namens DEMO Strom ins Netz einspeisen und einen geschlossenen Tritium-Kreislauf demonstrieren. Selbst Befürworter der Technologie räumen aber ein, dass es auf dem Weg dorthin noch zahlreiche ungelöste Probleme gibt. ⓘ

Hintergrund

ITER wird Energie durch die Fusion von Deuterium und Tritium zu Helium erzeugen. ⓘ

Mit der Fusion soll der Prozess nachgebildet werden, der in Sternen abläuft, wo die intensive Hitze im Kern Kerne miteinander verschmilzt und gewaltige Energiemengen in Form von Wärme und Licht erzeugt. Die Nutzung der Fusionsenergie unter irdischen Bedingungen würde genügend Energie liefern, um die steigende Nachfrage zu befriedigen, und zwar auf eine nachhaltige Weise, die relativ geringe Auswirkungen auf die Umwelt hat. Ein Gramm eines Deuterium-Tritium-Brennstoffgemischs erzeugt bei der Kernfusion 90.000 Kilowattstunden Energie, was 11 Tonnen Kohle entspricht. ⓘ

Die Kernfusion verfolgt einen anderen Ansatz als die traditionelle Kernenergie. Die derzeitigen Kernkraftwerke beruhen auf der Kernspaltung, bei der der Kern eines Atoms gespalten wird, um Energie freizusetzen. Bei der Kernfusion werden mehrere Atomkerne durch starke Hitze miteinander verschmolzen, wobei ebenfalls Energie freigesetzt wird. ⓘ

Die Kernfusion hat viele potenzielle Vorteile. Der Brennstoff ist relativ reichlich vorhanden oder kann in einem Fusionsreaktor hergestellt werden. Nach ersten Tests mit Deuterium wird ITER eine Mischung aus Deuterium und Tritium für die Fusion verwenden, da diese Kombination ein hohes Energiepotenzial aufweist. Außerdem ist diese Fusionsreaktion am einfachsten zu handhaben. Das erste Isotop, Deuterium, kann aus Meerwasser gewonnen werden, was bedeutet, dass es sich um eine nahezu unerschöpfliche Ressource handelt. Das zweite Isotop, Tritium, kommt in der Natur nur in Spuren vor, und der geschätzte Weltvorrat (der hauptsächlich von den Schwerwasser-CANDU-Spaltreaktoren erzeugt wird) beträgt nur 20 Kilogramm pro Jahr, was für Kraftwerke nicht ausreicht. Im ITER wird die Tritium-Brutmanteltechnologie getestet, die es einem künftigen Fusionsreaktor ermöglichen würde, sein eigenes Tritium zu erzeugen und damit autark zu sein. Außerdem würde ein Fusionsreaktor praktisch keine CO₂-Emissionen oder Luftschadstoffe erzeugen, es gäbe keine Möglichkeit einer Kernschmelze, und seine radioaktiven Abfallprodukte wären im Vergleich zu denen konventioneller Kernreaktoren (Spaltungsreaktoren) meist sehr kurzlebig. ⓘ

Am 21. November 2006 einigten sich die sieben Projektpartner formell auf die Finanzierung der Entwicklung eines Kernfusionsreaktors. Das Programm wird voraussichtlich 30 Jahre dauern - 10 Jahre für den Bau und 20 Jahre für den Betrieb. Ursprünglich sollten die Kosten für ITER bei etwa 5 Mrd. € liegen. Aufgrund von Verzögerungen, steigenden Rohstoffpreisen und Änderungen am ursprünglichen Entwurf ist die offizielle Kostenschätzung jedoch auf 18 bis 20 Milliarden Euro gestiegen. ⓘ

Für den Bau des Reaktors wurden 10 Jahre veranschlagt, und der ITER sollte sein erstes Plasma im Jahr 2020 testen und die vollständige Fusion bis 2023 erreichen; der Zeitplan sieht nun jedoch vor, dass das erste Plasma im Jahr 2025 und die vollständige Fusion im Jahr 2035 getestet wird. Die Vorbereitung des Standorts in der Nähe des Zentrums von Cadarache, Frankreich, hat bereits begonnen, und der französische Präsident Emmanuel Macron hat bei einer Zeremonie im Jahr 2020 die Montagephase des Projekts eingeleitet. Nach dem überarbeiteten Zeitplan waren die Arbeiten für die erste Wasserstoffplasmaentladung Mitte 2020 zu 70 % abgeschlossen und liegen damit im Zeitplan. ⓘ

Eines der ITER-Ziele ist ein Q-Wert ("Fusionsgewinn") von 10. Q = 1 wird als Break-even-Wert bezeichnet. Bis Ende 2021 gibt es keine Fusionsanlagen, die Q = 1 erreicht haben. Das beste in einem Tokamak erzielte Ergebnis ist 0,67 im JET-Tokamak. Das beste Ergebnis für die Fusion im Allgemeinen wurde bei der Trägheitsfusion (Inertial Confinement Fusion, ICF) von der National Ignition Facility mit Q = 0,70 erzielt. ⓘ

Für kommerzielle Fusionskraftwerke ist der technische Verstärkungsfaktor wichtig. Der technische Verstärkungsfaktor ist definiert als das Verhältnis zwischen der elektrischen Ausgangsleistung einer Anlage und der elektrischen Leistungsaufnahme aller internen Systeme der Anlage (externe Heizsysteme des Tokamaks, Elektromagnete, Kryogenikanlage, Diagnose- und Kontrollsysteme usw.). Kommerzielle Fusionskraftwerke werden mit Blick auf den technischen Break-Even ausgelegt (siehe DEMO). Einige Nuklearingenieure halten ein Q von 100 für erforderlich, damit kommerzielle Fusionskraftwerke rentabel sind. ⓘ

ITER wird keine Elektrizität erzeugen. Die Erzeugung von Elektrizität aus thermischen Quellen ist ein wohlbekanntes Verfahren (das in vielen Kraftwerken eingesetzt wird), und der ITER wird nicht kontinuierlich mit einer signifikanten Fusionsleistung laufen. Die Hinzufügung der Stromerzeugung zu ITER würde die Kosten des Projekts in die Höhe treiben und keinen Nutzen für die Experimente mit dem Tokamak bringen. Die Reaktoren der DEMO-Klasse, die im Anschluss an ITER geplant sind, sollen die Nettostromerzeugung demonstrieren. ⓘ

Eines der Hauptziele von ITER ist es, einen Zustand des "brennenden Plasmas" zu erreichen. Brennendes Plasma ist der Zustand des Plasmas, bei dem mehr als 50 % der für die Heizung des Plasmas benötigten Energie aus Fusionsreaktionen (und nicht aus externen Quellen) stammt. Bis zum Erreichen dieses Meilensteins durch das konkurrierende NIF-Fusionsprojekt am 8. August 2021 hatte noch kein Fusionsreaktor ein brennendes Plasma erzeugt. Bei höheren Q-Werten wird ein immer größerer Teil der Heizleistung des Plasmas durch Fusionsreaktionen erzeugt. Dadurch wird bei hohen Q-Werten weniger Energie von externen Heizsystemen benötigt. Je größer ein Tokamak ist, desto mehr durch Fusionsreaktionen erzeugte Energie bleibt für die interne Heizung des Plasmas erhalten (und desto weniger externe Heizung ist erforderlich), wodurch sich auch sein Q-Wert verbessert. Auf diese Weise plant ITER, seinen Tokamak-Reaktor zu vergrößern. ⓘ

Geschichte der Organisation

Ronald Reagan und Michail Gorbatschow auf dem Genfer Gipfel im Jahr 1985 ⓘ

Die erste internationale Zusammenarbeit für ein Kernfusionsprojekt, das die Grundlage für ITER bildete, begann 1978 mit dem Internationalen Tokamak-Reaktor (INTOR), der vier Partner hatte: die Sowjetunion, die Europäische Atomgemeinschaft, die Vereinigten Staaten und Japan. Das INTOR-Projekt kam jedoch ins Stocken, bis Michail Gorbatschow im März 1985 Generalsekretär der Kommunistischen Partei der Sowjetunion wurde. Bei einem Treffen mit dem französischen Präsidenten François Mitterrand im Oktober 1985 erweckte Gorbatschow erstmals wieder das Interesse an einem gemeinsamen Fusionsprojekt, und im November 1985 wurde die Idee auf dem Genfer Gipfel mit Ronald Reagan weiter entwickelt. ⓘ

Die Vorbereitungen für das Gorbatschow-Reagan-Gipfeltreffen zeigten, dass keine konkreten Vereinbarungen für den Gipfel in Arbeit waren. Das ITER-Projekt gewann jedoch in politischen Kreisen aufgrund der stillen Arbeit zweier Physiker, des amerikanischen Wissenschaftlers Alvin Trivelpiece, der in den 80er Jahren Direktor des Office of Energy Research war, und des russischen Wissenschaftlers Evgeny Velikhov, der Leiter des Kurchatov-Instituts für Kernforschung werden sollte, an Dynamik. Die beiden Wissenschaftler unterstützten gemeinsam ein Projekt zum Bau eines Demonstrations-Fusionsreaktors. Zu dieser Zeit wurde in Japan, Europa, der Sowjetunion und den USA an der Magnetfusion geforscht, aber Trivelpiece und Velikhov waren der Meinung, dass der nächste Schritt in der Fusionsforschung das Budget der wichtigsten Länder übersteigen würde und dass eine internationale Zusammenarbeit sinnvoll wäre. ⓘ

Dr. Michael Robert, Direktor für internationale Programme im Office of Fusion Energy des US-Energieministeriums, erklärt: "Im September 1985 führte ich im Rahmen unserer bilateralen Fusionsaktivitäten ein US-Wissenschaftsteam nach Moskau. Velikhov schlug mir eines Tages beim Mittagessen seine Idee vor, dass die UdSSR und die USA zusammenarbeiten sollten, um einen Fusionsreaktor zu entwickeln. Meine Antwort war: 'Großartige Idee', aber von meiner Position aus habe ich keine Möglichkeit, diese Idee dem Präsidenten vorzuschlagen. ⓘ

Dieser Vorstoß für eine Zusammenarbeit bei der Kernfusion gilt als Schlüsselmoment der Wissenschaftsdiplomatie, aber dennoch entbrannte in der US-Regierung ein großer bürokratischer Streit über das Projekt. Ein Argument gegen die Zusammenarbeit war, dass die Sowjets damit amerikanische Technologie und Fachwissen stehlen würden. Ein zweites Argument war symbolischer Natur und betraf die amerikanische Kritik an der Behandlung des sowjetischen Physikers Andrej Sacharow. Sacharow war ein früher Befürworter der friedlichen Nutzung der Kerntechnik und entwickelte zusammen mit Igor Tamm die Idee für den Tokamak, der das Herzstück der Kernfusionsforschung ist. Sacharow setzte sich jedoch auch für umfassendere bürgerliche Freiheiten in der Sowjetunion ein, und sein Aktivismus brachte ihm sowohl den Friedensnobelpreis 1975 als auch internes Exil in Russland ein, wogegen er sich mit mehreren Hungerstreiks zur Wehr setzte. Der Nationale Sicherheitsrat der Vereinigten Staaten berief eine Sitzung unter der Leitung von William Flynn Martin ein, um das Kernfusionsprojekt zu erörtern, die zu dem Konsens führte, dass die USA das Projekt vorantreiben sollten. ⓘ

Dies führte dazu, dass die Zusammenarbeit im Bereich der Kernfusion auf dem Genfer Gipfel erörtert und eine historische gemeinsame Erklärung von Reagan und Gorbatschow veröffentlicht wurde, in der "die potenzielle Bedeutung der Arbeiten zur Nutzung der kontrollierten Kernfusion für friedliche Zwecke hervorgehoben und in diesem Zusammenhang eine möglichst weitgehende Entwicklung der internationalen Zusammenarbeit bei der Erschließung dieser im Grunde unerschöpflichen Energiequelle zum Nutzen der gesamten Menschheit befürwortet wird." Für die Fusionsgemeinschaft war diese Erklärung ein Durchbruch, und sie wurde noch verstärkt, als Reagan später im Monat in einer gemeinsamen Sitzung des Kongresses die Möglichkeiten der Kernfusion ansprach. ⓘ

Infolgedessen begann die Zusammenarbeit an einem internationalen Fusionsexperiment. Im Oktober 1986 wurde auf dem Gipfeltreffen von Reykjavik der so genannte "Vierer-Initiativausschuss" (Europa über die Euratom-Länder, Japan, die UdSSR und die USA) gegründet, um die Entwicklung des Projekts zu überwachen. Ein Jahr später, im März 1987, traf sich der Vierer-Initiativausschuss am Sitz der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) in Wien. Bei diesem Treffen wurden die Konzeptstudien für die Versuchsreaktoren in Angriff genommen und die Verhandlungen über operative Fragen wie die Rechtsgrundlagen für die friedliche Nutzung der Fusionstechnologie, die Organisationsstruktur und die personelle Besetzung sowie den möglichen Standort für das Projekt aufgenommen. Bei diesem Treffen in Wien wurde das Projekt auch auf den Namen Internationaler Thermonuklearer Versuchsreaktor getauft, auch wenn es bald nur noch mit der Abkürzung und der lateinischen Bedeutung "der Weg" bezeichnet wurde. ⓘ

Die konzeptionellen und technischen Entwurfsphasen wurden unter der Schirmherrschaft der IAEO durchgeführt. Die ursprünglichen technischen Ziele wurden 1992 festgelegt, und die ursprünglichen Engineering Design Activities (EDA) wurden 1998 abgeschlossen. Ein akzeptabler, detaillierter Entwurf wurde im Juli 2001 validiert, um die verlängerte EDA-Phase abzuschließen. Der validierte Entwurf wurde dann einer Entwurfsprüfung unterzogen, die im November 2006 begann und im Dezember 2007 abgeschlossen wurde. Der Entwurfsprozess gestaltete sich schwierig, da es Streitigkeiten darüber gab, ob kreisförmige Querschnitte für den magnetischen Einschluss oder "D"-förmige Querschnitte verwendet werden sollten. Diese Fragen waren teilweise dafür verantwortlich, dass die Vereinigten Staaten 1999 vorübergehend aus dem Projekt ausstiegen, bevor sie 2003 wieder einsteigen konnten. ⓘ

Zur gleichen Zeit vergrößerte sich die Gruppe der ITER-Partner: China und Südkorea traten dem Projekt 2003 bei, und Indien kam 2005 offiziell hinzu. ⓘ

Um den Standort des ITER-Projekts gab es einen heftigen Wettbewerb, bei dem sich die Kandidaten auf zwei mögliche Standorte beschränkten: Frankreich und Japan. Russland, China und die Europäische Union unterstützten die Wahl von Cadarache in Frankreich, während die Vereinigten Staaten, Südkorea und Japan die Wahl von Rokkasho in Japan unterstützten. Im Juni 2005 wurde offiziell bekannt gegeben, dass der ITER in Südfrankreich am Standort Cadarache gebaut werden soll. Die Verhandlungen, die zu dieser Entscheidung führten, endeten mit einem Kompromiss zwischen der EU und Japan, indem Japan 20 % des Forschungspersonals am französischen ITER-Standort sowie den Leiter der ITER-Verwaltung zugesagt wurde. Darüber hinaus wurde vereinbart, dass 8 % des Budgets für den Bau des ITER in Partnereinrichtungen fließen, die in Japan gebaut werden sollen. ⓘ

Am 21. November 2006 unterzeichnete ein internationales Konsortium auf Einladung des französischen Staatspräsidenten Jacques Chirac im Pariser Élysée-Palast eine formelle Vereinbarung zum Bau des Reaktors. Die ersten Arbeiten zur Freigabe des Standorts für den Bau begannen im März 2007 in Cadarache, und nachdem dieses Abkommen von allen Partnern ratifiziert worden war, wurde die ITER-Organisation am 24. Oktober 2007 offiziell gegründet. ⓘ

Im Jahr 2016 wurde Australien der erste Nichtmitgliedspartner des Projekts. ITER unterzeichnete ein Abkommen über technische Zusammenarbeit mit der Australian Nuclear Science and Technology Organisation (ANSTO), das diesem Land im Gegenzug für den Bau ausgewählter Teile der ITER-Maschine Zugang zu den Forschungsergebnissen von ITER gewährt. Im Jahr 2017 unterzeichnete Kasachstan ein Kooperationsabkommen, das den Grundstein für eine technische Zusammenarbeit zwischen dem Nationalen Nuklearzentrum der Republik Kasachstan und ITER legte. Nachdem Kanada bereits in der Anfangsphase des Projekts mit ITER zusammengearbeitet hatte, unterzeichnete es 2020 ein Kooperationsabkommen, das sich auf Tritium und tritiumbezogene Ausrüstung konzentriert. ⓘ

Das Projekt begann seine fünfjährige Aufbauphase im Juli 2020, die vom französischen Präsidenten Emmanuel Macron in Anwesenheit anderer Mitglieder des ITER-Projekts eingeleitet wurde. ⓘ

Ehemaliges Logo ⓘ

Generaldirektoren

Der ITER wird von einem Leitungsgremium, dem ITER-Rat, überwacht, der sich aus Vertretern der sieben Unterzeichner des ITER-Übereinkommens zusammensetzt. Der ITER-Rat ist für die Gesamtleitung der Organisation verantwortlich und entscheidet u. a. über den Haushalt. Der ITER-Rat ernennt auch den Generaldirektor des Projekts. Bislang gab es drei Generaldirektoren:

• 2005-2010: Kaname Ikeda
• 2010-2015: Osamu Motojima
• 2015-2020: Bernard Bigot
• 2020-2022 (sein Tod): Bernard Bigot
• 2022 - heute: Eisuke Tada (kommissarisch)

Bernard Bigot wurde ernannt, um die Verwaltung und Leitung des ITER-Projekts zu reformieren. Im Januar 2019 stimmte der ITER-Rat einstimmig dafür, Bigot für eine zweite fünfjährige Amtszeit wiederzuernennen. Bigot ist am 14. Mai 2022 verstorben und sein Stellvertreter Eisuke Tada wird die Leitung des ITER während des Suchprozesses für den neuen Direktor übernehmen. ⓘ

Ziele

Das erklärte Ziel von ITER ist der Nachweis der Machbarkeit der Fusionsenergie als großtechnische, kohlenstofffreie Energiequelle. Im Einzelnen hat das Projekt folgende Ziele:

• Kurzzeitige Erzeugung eines Fusionsplasmas mit einer thermischen Leistung, die zehnmal größer ist als die eingespeiste thermische Leistung (ein Q-Wert von 10).
• Erzeugung eines stationären Plasmas mit einem Q-Wert von mehr als 5 (Q = 1 ist der wissenschaftliche Break-even-Wert, wie er im Fusionsenergie-Gewinnfaktor definiert ist).
• Aufrechterhaltung eines Fusionspulses für bis zu 8 Minuten.
• Entwicklung von Technologien und Prozessen, die für ein Fusionskraftwerk erforderlich sind - einschließlich supraleitender Magnete und Fernsteuerung (Wartung durch Roboter).
• Verifizierung von Tritium-Brutkonzepten.
• Verfeinerung der Technologie für Neutronenabschirmung und Wärmeumwandlung (der größte Teil der Energie in der D+T-Fusionsreaktion wird in Form von schnellen Neutronen freigesetzt).
• Experiment mit brennendem Plasmazustand

Die Ziele des ITER-Projekts beschränken sich nicht auf den Bau des Kernfusionsgeräts, sondern sind viel breiter angelegt. Dazu gehört auch der Aufbau der notwendigen technischen, organisatorischen und logistischen Fähigkeiten, Fertigkeiten, Werkzeuge, Lieferketten und einer Kultur, die das Management solcher Megaprojekte in den teilnehmenden Ländern ermöglicht, sowie der Aufbau ihrer lokalen Kernfusionsindustrie. ⓘ

Zeitplan und Status

Luftaufnahme des ITER-Geländes im Jahr 2018 ⓘ

Stand des ITER-Baus im Jahr 2018 ⓘ

Luftaufnahme des ITER-Geländes im Jahr 2020 ⓘ

Im Mai 2021 ist der ITER zu 75 % fertiggestellt, um das erste Plasma zu erzeugen. Der Start ist für Ende 2025 geplant. ⓘ

Die Anfänge des Projekts gehen auf das Jahr 1978 zurück, als sich die Europäische Kommission, Japan, die Vereinigten Staaten und die UdSSR zum Internationalen Tokamak-Reaktor-Workshop (INTOR) zusammenschlossen. Diese Initiative fand unter der Schirmherrschaft der Internationalen Atomenergie-Organisation statt und hatte zum Ziel, die Bereitschaft der Magnetfusion für den Übergang zum experimentellen Leistungsreaktor (EPR) zu bewerten, die zusätzlich erforderlichen Forschungs- und Entwicklungsarbeiten zu ermitteln und die Merkmale eines solchen EPR anhand eines Konzeptentwurfs zu definieren. Von 1978 bis Mitte der 1980er Jahre beteiligten sich Hunderte von Fusionswissenschaftlern und -ingenieuren in allen beteiligten Ländern an einer detaillierten Bewertung des Tokamak-Einschluss-Systems und der Konstruktionsmöglichkeiten für die Nutzung der Kernfusionsenergie. ⓘ

1985 schlug Michail Gorbatschow auf dem Genfer Gipfeltreffen Ronald Reagan vor, dass die beiden Länder gemeinsam den Bau eines Tokamak-EPR in Angriff nehmen sollten, wie es der INTOR-Workshop vorgeschlagen hatte. Das ITER-Projekt wurde 1988 in Angriff genommen. ⓘ

Der erste Spatenstich erfolgte 2007 und der Bau des ITER-Tokamak-Komplexes begann 2013. ⓘ

Die Montage der Maschine wurde am 28. Juli 2020 begonnen. Der Bau der Anlage wird voraussichtlich 2025 abgeschlossen sein, wenn der Reaktor in Betrieb genommen werden kann, und die ersten Plasmaexperimente sollen Ende desselben Jahres beginnen. Wenn der ITER in Betrieb geht, wird er mit einem Plasmavolumen von 840 Kubikmetern das größte in Betrieb befindliche Plasmaphysikexperiment mit magnetischem Einschluss sein und damit den Joint European Torus um das Achtfache übertreffen. ⓘ

Meilensteine des Projekts ⓘ

Datum	Ereignis
1988	Offizieller Start des ITER-Projekts. Die konzeptionellen Entwurfsarbeiten liefen von 1988 bis 1990.
1992	Technische Entwurfsarbeiten von 1992 bis 1998.
2006	Genehmigung eines Kostenvoranschlags von 10 Mrd. € (12,8 Mrd. US$), der den Baubeginn für 2008 und die Fertigstellung ein Jahrzehnt später vorsieht.
2007	Beginn der Bauarbeiten am Standort
2008	Beginn der Standortvorbereitung, Beginn des ITER-Reiseplans.
2009	Abschluss der Standortvorbereitung.
2010	Beginn der Ausgrabung des Tokamak-Komplexes.
2013	Beginn des Baus des Tokamak-Komplexes.
2015	Beginn des Tokamak-Baus, aber der Zeitplan wird um mindestens sechs Jahre verlängert.
2017	Montagehalle bereit für die Ausrüstung.
2018–2025	Montage und Integration: Dezember 2018: Betonträger fertiggestellt. Juli 2019: Boden und unterer Zylinder des Kryostaten aus Teilen zusammengesetzt. April 2020: Fertigstellung des ersten Vakuumgefäßsektors. Mai 2020: Boden des Kryostaten installiert, Beginn der Tokamak-Montage. Juli 2020: Offizieller Beginn der Maschinenmontage. Oktober 2020: Beginn des Zusammenschweißens des Vakuumgefäßes. Mai 2022: Die erste Untersektion der ITER-Plasmakammer wurde erfolgreich aus den Werkzeugen gehoben und in das Maschinengehäuse abgesenkt. November 2023 (geplant): Beginn der Installation des zentralen Solenoids. Dezember 2024 (geplant): Installation des Vakuumgefäßes.
2025	Geplant: Ende der Montage; Beginn der Inbetriebnahmephase. Geplant: Erreichen des ersten Plasmas.
2035	Geplant: Beginn des Deuterium-Tritium-Betriebs.

Juni 2018: Die Tokamak-Grube ist mit einem temporären Dach geschlossen, sodass Installationen im Inneren ausgeführt werden können. ⓘ

Anfang 2007 begannen die Vorbereitungen für den Bau. 2009 war der Baugrund auf 42 Hektar plan. 2011 war die Baugrube für den Hauptkomplex ausgehoben (Seismic Pit, 130×90×17 m) und der Rohbau des ersten Nebengebäudes, der über 250 m langen Poloidal Field Coils Winding Facility, fertiggestellt. Darin werden mit großer Verspätung die fünf größten der ringförmigen Spulen für das poloidale Magnetfeld gewickelt. Die Maschinen dafür wurden erst 2016 geliefert, montiert und mit einem Leiter aus Kupfer erprobt. 2012 wurde im Seismic Pit das 1,5 m dicke Fundament gegossen. 2013 und 2014 wurde auf 2 m hohen, schwingungsdämpfenden Sockeln die 1,5 m dicke Bodenplatte gefertigt, die das Reaktorgebäude und die nördlich und südlich angrenzenden Gebäude für das Tritium-Handling bzw. die Plasmadiagnostik erdbebensicher tragen soll. Der Hochbau des 7-stöckigen Gebäudes dauerte gut fünf Jahre. 2014 wurden das Kontroll- und Verwaltungszentrum bezogen und die temporäre Kryostat-Montagehalle errichtet, in der seit 2016 die vier 30 m großen und 600 bis 1250 Tonnen schweren Teile des Kryostaten aus 54 von Indien gelieferten Einzelteilen zusammengesetzt werden, bis Juli 2019 zunächst der Boden und das untere Zylinderstück. Erste TF-Spulen wurden im Mai 2016 in Italien und Februar 2017 in Japan gewickelt und getempert. Ende Juni 2017 trafen aus Korea erste Teile eines von zwei Sector Sub-Assembly Tools (SSAT) ein. Mit diesen je 22 m hohen und 800 Tonnen schweren Montagevorrichtungen werden in der Montagehalle neben der Tokamak-Grube die neun Segmente des Vakuum-Gefäßes mit Wärmeschilden und je zwei Toroidalfeldspulen ausgerüstet. Ende März 2020 wurde der Brückenkran zwischen Montagehalle und Tokamak-Grube einsatzbereit. Damit konnte die Montage des Reaktors am 28. Juli 2020 beginnen, für die 4 ¹⁄₂ Jahre angesetzt sind. Bis Ende 2021 waren die beiden unteren Teile des Kryostaten und die Spulen PF6 und PF5 installiert. ⓘ

Überblick über den Reaktor

Bei der Verschmelzung von Deuterium und Tritium treffen zwei Kerne aufeinander und bilden einen Heliumkern (ein Alphateilchen) und ein hochenergetisches Neutron.

²
₁D
+ ³
₁T
→ ⁴
₂He
+ ¹
₀n
+ 17,59 MeV

Während fast alle stabilen Isotope, die im Periodensystem leichter sind als Eisen-56 und Nickel-62, die die höchste Bindungsenergie pro Nukleon haben, mit einem anderen Isotop fusionieren und dabei Energie freisetzen, sind Deuterium und Tritium für die Energieerzeugung bei weitem am attraktivsten, da sie die niedrigste Aktivierungsenergie (und damit die niedrigste Temperatur) benötigen und gleichzeitig mit die meiste Energie pro Gewichtseinheit erzeugen. ⓘ

Alle Proto- und Mid-Life-Sterne strahlen enorme Mengen an Energie ab, die durch Fusionsprozesse erzeugt werden. Im Verhältnis zur Masse wird bei der Deuterium-Tritium-Fusion etwa dreimal so viel Energie freigesetzt wie bei der Uran-235-Spaltung und millionenfach mehr Energie als bei einer chemischen Reaktion wie der Verbrennung von Kohle. Ziel eines Fusionskraftwerks ist es, diese Energie für die Stromerzeugung nutzbar zu machen. ⓘ

Die Aktivierungsenergien (in den meisten Fusionssystemen ist dies die Temperatur, die erforderlich ist, um die Reaktion in Gang zu setzen) für Fusionsreaktionen sind im Allgemeinen hoch, da die Protonen in jedem Kern dazu neigen, sich gegenseitig stark abzustoßen, da sie alle die gleiche positive Ladung haben. Eine Heuristik zur Abschätzung der Reaktionsraten besagt, dass sich die Kerne bis auf eine Entfernung von 100 Femtometern (1 × 10-13 Meter) annähern müssen, damit die Wahrscheinlichkeit steigt, dass die Kerne durch Quanten-Tunneln die elektrostatische Barriere und den Wendepunkt überwinden, an dem sich die starke Kernkraft und die elektrostatische Kraft die Waage halten, so dass sie fusionieren können. Im ITER wird diese Annäherung durch hohe Temperaturen und magnetischen Einschluss ermöglicht. ITER verwendet Kühlgeräte wie eine Kryopumpe, um die Magnete bis nahe an den absoluten Nullpunkt abzukühlen. Die hohen Temperaturen geben den Kernen genügend Energie, um ihre elektrostatische Abstoßung zu überwinden (siehe Maxwell-Boltzmann-Verteilung). Bei Deuterium und Tritium treten die optimalen Reaktionsraten bei Temperaturen von über 100 Millionen °C auf. Im ITER wird das Plasma durch ohmsches Heizen (Stromdurchfluss durch das Plasma) auf 150 Millionen °C (etwa das Zehnfache der Temperatur im Kern der Sonne) aufgeheizt. Zusätzliche Erwärmung erfolgt durch die Injektion neutraler Strahlen (die die Magnetfeldlinien ohne Nettoablenkung durchqueren und keine große elektromagnetische Störung verursachen) sowie durch Hochfrequenz- oder Mikrowellenerwärmung. ⓘ

Bei solch hohen Temperaturen haben die Teilchen eine große kinetische Energie und damit eine hohe Geschwindigkeit. Wenn sie nicht eingegrenzt werden, entkommen die Teilchen schnell und nehmen die Energie mit sich, wodurch das Plasma so weit abgekühlt wird, dass keine Nettoenergie mehr erzeugt wird. Ein erfolgreicher Reaktor müsste die Teilchen in einem ausreichend kleinen Volumen über einen ausreichend langen Zeitraum einschließen, damit ein Großteil des Plasmas fusioniert. Im ITER und in vielen anderen Reaktoren mit magnetischem Einschluss wird das Plasma, ein Gas aus geladenen Teilchen, durch Magnetfelder eingeschlossen. Ein geladenes Teilchen, das sich durch ein Magnetfeld bewegt, erfährt eine Kraft senkrecht zur Bewegungsrichtung, was zu einer Zentripetalbeschleunigung führt, wodurch es sich in einem Kreis oder einer Spirale um die Linien des magnetischen Flusses bewegen muss. ITER wird vier Arten von Magneten verwenden, um das Plasma einzuschließen: einen zentralen Solenoidmagneten, Poloidmagnete an den Rändern des Tokamaks, 18 D-förmige Toroidfeldspulen und Korrekturspulen. ⓘ

Außerdem wird ein festes Einschlussgefäß benötigt, um die Magnete und andere Ausrüstungen vor hohen Temperaturen und energiereichen Photonen und Teilchen abzuschirmen und um ein Beinahe-Vakuum aufrechtzuerhalten, in dem sich das Plasma ausbreiten kann. Der Sicherheitsbehälter ist einer Flut von sehr energiereichen Teilchen ausgesetzt, die ihn ständig mit Elektronen, Ionen, Photonen, Alphateilchen und Neutronen beschießen und die Struktur zerstören. Das Material muss so beschaffen sein, dass es dieser Umgebung standhält, damit ein Kraftwerk wirtschaftlich betrieben werden kann. Tests solcher Materialien werden sowohl im ITER als auch in der IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) durchgeführt. ⓘ

Sobald die Fusion begonnen hat, strahlen hochenergetische Neutronen aus den reaktiven Bereichen des Plasmas aus, die aufgrund der Ladungsneutralität problemlos die Magnetfeldlinien durchqueren (siehe Neutronenfluss). Da die Neutronen den größten Teil der Energie erhalten, werden sie die primäre Energiequelle von ITER sein. Im Idealfall verbrauchen die Alphateilchen ihre Energie im Plasma und heizen es weiter auf. ⓘ

Die Innenwand des Sicherheitsbehälters wird mit 440 Deckmodulen ausgestattet sein, die die Neutronen zuverlässig und effizient abbremsen und absorbieren und somit die Stahlstruktur und die supraleitenden Ringfeldmagnete schützen sollen. In späteren Phasen des ITER-Projekts werden experimentelle Deckenmodule verwendet, um die Züchtung von Tritium für den Brennstoff aus lithiumhaltigen Keramikkugeln zu testen, die in den Deckenmodulen enthalten sind, wobei folgende Reaktionen ablaufen

¹
₀n
+ ⁶
₃Li
→ ³
₁T
+ ⁴
₂He

¹
₀n
+ ⁷
₃Li
→ ³
₁T
+ ⁴
₂He
+ ¹
₀n
wobei das reaktive Neutron durch die D-T-Fusionsreaktion geliefert wird. ⓘ

Die von den schnellen Neutronen absorbierte Energie wird extrahiert und an das Primärkühlmittel abgegeben. Diese Wärmeenergie würde dann zum Antrieb einer stromerzeugenden Turbine in einem realen Kraftwerk verwendet; im ITER ist dieses stromerzeugende System nicht von wissenschaftlichem Interesse, so dass stattdessen die Wärme abgezogen und entsorgt wird. ⓘ

Technischer Entwurf

Da ITER eine Versuchsanlage und kein Fusionskraftwerk ist, besteht sein Blanket im Wesentlichen nur aus der „Ersten Wand“, die den Plasmaraum begrenzt und die hohe Wärme- und Neutronenbelastung aufzunehmen hat. Es ist aus 440 etwa 1 m×1,5 m großen, etwa 0,5 m dicken Segmenten mit je bis zu 4,6 Tonnen Masse zusammengesetzt; die Gesamtmasse beträgt 1530 t. Die Segmente bestehen aus Stahl und Kupfer und haben austauschbare Oberflächenelemente aus Beryllium. Die Blanket-Oberfläche wird stark durch Teilchenbeschuss beansprucht. Dabei droht es nicht nur zu schmelzen, sondern erodiert auch durch Sputtern, und das Plasma wird durch Atome aus der Oberfläche verunreinigt. Je höher deren Ordnungszahl Z ist, umso stärker werden Energieverluste durch Bremsstrahlung. Beryllium führt mit Z = 4 kaum zu Strahlungsverlusten. Es hat außerdem einen hohen Schmelzpunkt und leitet Wärme gut. Zudem dringen energiereiche Ionen höherer Atommasse in ein Material mit geringerer Atommasse tief ein, und Beryllium ist geeignet, sie dort festzuhalten. ⓘ

In einem späteren, größeren Fusionsreaktor wären Strahlungsverluste weniger kritisch, ja sogar erwünscht, denn ihre gleichmäßige Verteilung belastet die Wand weniger als der unter Umständen konzentrierte Teilchenbeschuss. ⓘ

Im Betrieb mit Deuterium und Tritium hat das Blanket auch die Aufgabe, die Neutronen abzubremsen und zu absorbieren. Dieser Wärmestrom ist weit größer als der Wärmestrom von der Oberfläche. Weitere Wärme entsteht durch Kernreaktionen im Blanket. Die gesamte Wärme wird mit 6,2 t/s Kühlwasser bei Temperaturen zwischen 70 und 240 °C abgeführt, jedoch bei ITER nicht zur Stromerzeugung verwendet. In den Blankets zukünftiger Fusionsreaktoren soll zudem Tritium erbrütet werden, indem die Neutronen in Beryllium oder Blei vermehrt werden und mit Lithium-6 zu Helium-4 und Tritium reagieren. Verschiedene Konstruktionen dafür sollen in einer späteren Phase von ITER getestet werden. ⓘ

Zeichnung des ITER-Tokamaks und der integrierten Anlagensysteme ⓘ

Vakuumgefäß

Querschnitt eines Teils des geplanten ITER-Fusionsreaktionsgefäßes ⓘ

Das Vakuumgefäß ist der zentrale Teil der ITER-Maschine: ein doppelwandiger Stahlbehälter, in dem das Plasma mit Hilfe von Magnetfeldern eingeschlossen wird. ⓘ

Das ITER-Vakuumgefäß wird doppelt so groß und 16-mal so schwer sein wie alle bisher gebauten Fusionsgefäße: Jeder der neun torusförmigen Sektoren wird etwa 500 Tonnen wiegen, was einem Gesamtgewicht von 5000 Tonnen entspricht. Inklusive aller Abschirmungen und Hafenstrukturen ergibt sich ein Gesamtgewicht von 5.116 Tonnen. Der Außendurchmesser wird 19,4 Meter betragen, der Innendurchmesser 6,5 Meter. Nach dem Zusammenbau wird die gesamte Struktur 11,3 Meter hoch sein. ⓘ

Die Hauptfunktion des Vakuumbehälters besteht darin, einen hermetisch verschlossenen Plasmabehälter bereitzustellen. Seine Hauptbestandteile sind der Hauptbehälter, die Anschlussstrukturen und das Trägersystem. Der Hauptbehälter ist eine doppelwandige Struktur mit poloidalen und toroidalen Versteifungsrippen zwischen 60 Millimeter dicken Schalen zur Verstärkung der Behälterstruktur. Diese Rippen bilden auch die Strömungskanäle für das Kühlwasser. Der Raum zwischen den Doppelwänden wird mit Schildstrukturen aus rostfreiem Stahl ausgefüllt. Die Innenflächen des Behälters bilden die Schnittstelle zu den Brütermodulen, die die Brutschutzkomponente enthalten. Diese Module dienen der Abschirmung gegen die hochenergetischen Neutronen, die bei den Fusionsreaktionen entstehen, und einige werden auch für Tritium-Brutkonzepte verwendet. ⓘ

Das Vakuumgefäß verfügt über insgesamt 44 Öffnungen, die so genannten Ports - 18 obere, 17 äquatoriale und 9 untere Ports -, die für Fernbedienungsvorgänge, Diagnosesysteme, Neutralstrahlinjektionen und Vakuumpumpen genutzt werden. Die Fernsteuerung wird durch das radioaktive Innere des Reaktors nach einer Abschaltung erforderlich, die durch Neutronenbeschuss während des Betriebs verursacht wird. ⓘ

Das Vakuumpumpen wird vor dem Beginn der Fusionsreaktionen durchgeführt, um die erforderliche Umgebung mit niedriger Dichte zu schaffen, die etwa eine Million Mal geringer ist als die Dichte von Luft. ⓘ

Brüter-Decke

ITER wird einen Deuterium-Tritium-Brennstoff verwenden. Während Deuterium in der Natur reichlich vorhanden ist, ist Tritium viel seltener, da es ein Wasserstoffisotop mit einer Halbwertszeit von nur 12,3 Jahren ist und es auf der Erde nur etwa 3,5 Kilogramm natürliches Tritium gibt. Aufgrund dieser begrenzten irdischen Tritiumvorkommen ist eine Schlüsselkomponente des ITER-Reaktorkonzepts der Brutmantel. Diese Komponente, die sich neben dem Vakuumbehälter befindet, dient dazu, Tritium durch Reaktion mit Neutronen aus dem Plasma zu erzeugen. Es gibt mehrere Reaktionen, die Tritium innerhalb des Mantels erzeugen. Lithium-6 erzeugt Tritium über (n,t)-Reaktionen mit moderierten Neutronen, während Lithium-7 Tritium über Wechselwirkungen mit Neutronen höherer Energie über (n,nt)-Reaktionen erzeugt. ⓘ

Zu den Konzepten für die Brüterdecke gehören heliumgekühltes Lithiumblei (HCLL), heliumgekühltes Kugelhaufenbett (HCPB) und wassergekühltes Lithiumblei (WCLL). Sechs verschiedene Tritium-Brutsysteme, die so genannten Test Blanket Modules (TBM), werden im ITER getestet und haben eine gemeinsame Kastengeometrie. Zu den Materialien, die im HCPB-Konzept als Brüterkiesel verwendet werden, gehören Lithiummetatitanat und Lithiumorthosilikat. Zu den Anforderungen an die Brütermaterialien gehören eine gute Tritiumproduktion und -extraktion, mechanische Stabilität und ein geringes Maß an radioaktiver Aktivierung. ⓘ

Magnetsystem

ITER basiert auf der Fusion mit magnetischem Einschluss, bei der Magnetfelder verwendet werden, um den Fusionsbrennstoff in Form eines Plasmas einzuschließen. Das im ITER-Tokamak verwendete Magnetsystem wird das größte supraleitende Magnetsystem sein, das je gebaut wurde. Das System wird vier Arten von Magneten verwenden, um den Plasmaeinschluss zu erreichen: einen zentralen Solenoidmagneten, Poloidmagnete, Toroidfeldspulen und Korrekturspulen. Die zentrale Solenoidspule wird 18 Meter hoch und 4,3 Meter breit sein und 1000 Tonnen wiegen. Sie wird supraleitendes Niob-Zinn verwenden, um 45 kA zu übertragen und ein Spitzenfeld von mehr als 13 Tesla zu erzeugen. ⓘ

Die 18 toroidalen Feldspulen werden ebenfalls aus Niob-Zinn bestehen. Sie sind die leistungsstärksten supraleitenden Magnete, die je entwickelt wurden, mit einer nominalen Spitzenfeldstärke von 11,8 Tesla und einer gespeicherten magnetischen Energie von 41 Gigajoule. Andere ITER-Magnete mit niedrigeren Feldstärken (Poloidalfeld- und Korrekturspulen) werden Niob-Titan als supraleitende Elemente verwenden. ⓘ

Zusätzliche Heizung

Um die Fusion zu erreichen, müssen die Plasmateilchen auf Temperaturen von bis zu 150 Millionen °C aufgeheizt werden, und um diese extremen Temperaturen zu erreichen, müssen mehrere Heizmethoden eingesetzt werden. Im Tokamak selbst erzeugen wechselnde Magnetfelder einen Heizeffekt, aber auch eine externe Heizung ist erforderlich. Im ITER wird es drei Arten von externer Heizung geben:

• Zwei Ein-Millionen-Volt-Heizungs-Neutralstrahl-Injektoren (HNB), die jeweils etwa 16,5 MW an das brennende Plasma abgeben werden, mit der Möglichkeit, einen dritten Injektor hinzuzufügen. Die Strahlen erzeugen elektrisch geladene Deuterium-Ionen, die durch fünf Gitter beschleunigt werden, um die erforderliche Energie von 1MV zu erreichen. Die Strahlen können während der gesamten Dauer des Plasmapulses betrieben werden, insgesamt bis zu 3600 Sekunden. Der Prototyp wird in der Neutral Beam Test Facility (NBTF) gebaut, die in Padua, Italien, errichtet wurde. Es gibt auch einen kleineren neutralen Strahl, der für Diagnosezwecke verwendet wird, um die Menge an Heliumasche im Tokamak zu ermitteln.
• Ein Ionen-Zyklotron-Resonanz-Heizsystem (ICRH), das 20 MW elektromagnetische Leistung in das Plasma einspeisen wird, indem es mit Hilfe von Antennen Radiowellen erzeugt, die die gleiche Schwingungsrate haben wie die Ionen im Plasma.
• Ein Elektronenzyklotron-Resonanzheizungssystem (ECRH), das die Elektronen im Plasma mit Hilfe eines hochintensiven elektromagnetischen Strahls erhitzt. ⓘ

Kryostat

Der ITER-Kryostat ist eine große, 3 850 Tonnen schwere Edelstahlkonstruktion, die das Vakuumgefäß und die supraleitenden Magnete umgibt und für eine superkalte Vakuumumgebung sorgen soll. Seine Dicke (zwischen 50 und 250 Millimetern) ermöglicht es, den Belastungen standzuhalten, die der atmosphärische Druck auf das umschlossene Volumen von 8 500 Kubikmetern ausübt. Am 9. Juni 2020 hat Larsen & Toubro die Lieferung und Installation des Kryostatmoduls abgeschlossen. Der Kryostat ist die Hauptkomponente des Tokamak-Komplexes, der auf einem seismisch isolierten Sockel steht. ⓘ

Divertor

Der Divertor ist eine Vorrichtung innerhalb des Tokamaks, die es ermöglicht, Abfälle und Verunreinigungen aus dem Plasma zu entfernen, während der Reaktor in Betrieb ist. Beim ITER wird der Divertor die durch den Fusionsprozess entstehende Hitze und Asche ableiten, während er gleichzeitig die umgebenden Wände schützt und die Plasmakontamination verringert. ⓘ

Der ITER-Divertor, der mit einem riesigen Aschenbecher verglichen wurde, besteht aus 54 Teilen aus rostfreiem Stahl, die als Kassetten bezeichnet werden. Jede Kassette wiegt etwa acht Tonnen und misst 0,8 m x 2,3 m x 3,5 m. Entwurf und Bau des Divertors werden von der Agentur Fusion For Energy beaufsichtigt. ⓘ

Wenn der ITER-Tokamak in Betrieb ist, sind die dem Plasma zugewandten Einheiten Wärmespitzen von bis zu 20 Megawatt pro Quadratmeter ausgesetzt, das ist mehr als viermal so viel wie bei einem Raumschiff, das in die Erdatmosphäre eintritt. ⓘ

Die Tests des Divertors werden in der ITER-Divertor-Testanlage (IDTF) in Russland durchgeführt. Diese Einrichtung wurde im Efremov-Institut in Sankt Petersburg als Teil der ITER-Beschaffungsvereinbarung geschaffen, die die Entwicklung und Herstellung auf die Mitgliedsländer des Projekts verteilt. ⓘ

Kühlungssysteme

Der ITER-Tokamak wird miteinander verbundene Kühlsysteme verwenden, um die während des Betriebs entstehende Wärme zu bewältigen. Der größte Teil der Wärme wird durch einen primären Wasserkühlkreislauf abgeführt, der seinerseits durch Wasser aus einem sekundären Kreislauf über einen Wärmetauscher innerhalb des sekundären Einschlusses des Tokamak-Gebäudes gekühlt wird. Der sekundäre Kühlkreislauf wird durch einen größeren Komplex gekühlt, der einen Kühlturm, eine 5 km lange Pipeline, die Wasser aus dem Canal de Provence liefert, und Becken umfasst, in denen das Kühlwasser gekühlt und auf chemische Verunreinigungen und Tritium untersucht wird, bevor es in den Fluss Durance geleitet wird. Dieses System wird während des Betriebs des Tokamaks eine durchschnittliche Leistung von 450 MW abführen müssen. Ein Flüssigstickstoffsystem wird weitere 1300 kW Kühlung auf 80 K (-193,2 °C; -315,7 °F) liefern, und ein Flüssigheliumsystem wird 75 kW Kühlung auf 4,5 K (-268,65 °C; -451,57 °F) liefern. Das Flüssigheliumsystem wird von Air Liquide in Frankreich entwickelt, hergestellt, installiert und in Betrieb genommen. ⓘ

Die Supraleiter werden mit Helium gekühlt, mit hohem Druck und einer Eintrittstemperatur von 4,5 K. Dieser Zustand ist überkritisch – die Dichte ist etwas geringer, die Viskosität viel geringer als bei flüssigem Helium unter Normaldruck (Siedepunkt 4,15 K). Die supraleitenden Kabel für die TF-, CS- und PF-Spulen haben einen zentralen Kühlkanal mit einem Durchfluss von 8 g/s pro Spule. Auch das Strukturmaterial wird gekühlt, hier ist der Durchfluss einige Kilogramm pro Sekunde. Die abzuführende Wärmeleistung stammt während des Fusionsbetriebs von Neutronen (bei 500 MW Fusionsleistung etwa 14 kW), vorher und nachher von Wirbelströmen im Strukturmaterial (kurzzeitig viel mehr, im Mittel jedoch ebenfalls 10 bis 20 kW). Die Kryopumpen werden ebenfalls mit flüssigem Helium gekühlt. Die gesamte verfügbare Kühlleistung auf dem 4,5-K-Niveau beträgt 65 kW. ⓘ

Mit gasförmigem Helium auf einem Temperaturniveau von 80 K werden Wärmeschilde gekühlt, die kältere Teile vor Wärmestrahlung schützen. Auf diesem Temperaturniveau stehen 1300 kW Kühlleistung zur Verfügung. ⓘ

Standort

Standort von Cadarache in Frankreich ⓘ

Die Auswahl eines Standorts für den ITER war ein langwieriger Prozess. Japan schlug einen Standort in Rokkasho vor. Zwei europäische Standorte wurden in Betracht gezogen, der Standort Cadarache in Frankreich und der Standort Vandellòs in Spanien, aber der Europäische Rat für Wettbewerbsfähigkeit ernannte Caderache im November 2003 zu seinem offiziellen Kandidaten. Außerdem kündigte Kanada im Mai 2001 eine Bewerbung für den Standort Clarington an, zog sich aber 2003 aus dem Rennen zurück. ⓘ

Von diesem Zeitpunkt an lag die Wahl zwischen Frankreich und Japan. Am 3. Mai 2005 einigten sich die EU und Japan auf ein Verfahren, das ihren Streit bis Juli beilegen sollte. Auf der letzten Sitzung in Moskau am 28. Juni 2005 einigten sich die beteiligten Parteien auf den Bau des ITER in Cadarache, wobei Japan eine privilegierte Partnerschaft erhielt, die einen japanischen Generaldirektor für das Projekt und ein Finanzpaket für den Bau von Anlagen in Japan umfasste.

Fusion for Energy, die EU-Agentur, die für den europäischen Beitrag zu dem Projekt zuständig ist, hat ihren Sitz in Barcelona, Spanien. Fusion for Energy (F4E) ist das gemeinsame Unternehmen der Europäischen Union für ITER und die Entwicklung der Fusionsenergie. Auf der Website der Agentur heißt es:

F4E ist verantwortlich für den europäischen Beitrag zum ITER, der weltweit größten wissenschaftlichen Partnerschaft, die darauf abzielt, die Kernfusion als eine praktikable und nachhaltige Energiequelle zu demonstrieren. [...] F4E unterstützt auch Initiativen zur Fusionsforschung und -entwicklung [...]

Die ITER-Testanlage für neutrale Strahlen, die der Entwicklung und Optimierung des Prototyps des Neutralstrahlinjektors dient, wird in Padua, Italien, gebaut. Sie wird die einzige ITER-Anlage außerhalb des Standorts in Cadarache sein. ⓘ

Die meisten ITER-Gebäude werden oder wurden mit einem abwechselnden Muster aus reflektierendem Edelstahl und grau lackiertem Metall verkleidet. Dies geschah aus ästhetischen Gründen, um die Gebäude mit ihrer Umgebung zu verschmelzen und die Wärmedämmung zu unterstützen. ⓘ

Teilnehmer

Sieben Mitglieder beteiligen sich an dem ITER-Projekt ⓘ

Derzeit gibt es sieben Unterzeichnerstaaten des ITER-Übereinkommens: China, die Europäische Union, Indien, Japan, Russland, Südkorea und die Vereinigten Staaten. ⓘ

Als Folge des Brexit ist das Vereinigte Königreich am 31. Januar 2020 formell aus Euratom ausgetreten. Gemäß dem Handels- und Kooperationsabkommen zwischen der EU und dem Vereinigten Königreich bleibt das Vereinigte Königreich jedoch nach Ablauf der Übergangszeit am 31. Dezember 2020 als Teil von Fusion for Energy Mitglied des ITER. ⓘ

Im März 2009 ratifizierte auch die Schweiz, die seit 1979 assoziiertes Mitglied von Euratom ist, den Beitritt des Landes zu Fusion for Energy als Drittlandmitglied. ⓘ

Im Jahr 2016 kündigte ITER eine Partnerschaft mit Australien für eine "technische Zusammenarbeit in Bereichen von gegenseitigem Nutzen und Interesse" an, ohne dass Australien jedoch Vollmitglied wurde. ⓘ

Im Jahr 2017 unterzeichnete ITER ein Kooperationsabkommen mit Kasachstan. ⓘ

Auch Thailand spielt eine offizielle Rolle in dem Projekt, nachdem 2018 ein Kooperationsabkommen zwischen der ITER-Organisation und dem Thailand Institute of Nuclear Technology unterzeichnet wurde. Das Abkommen sieht Kurse und Vorlesungen für Studierende und Wissenschaftler in Thailand vor und erleichtert die Beziehungen zwischen Thailand und dem ITER-Projekt. ⓘ

Kanada war zuvor Vollmitglied, zog sich aber aufgrund mangelnder Finanzierung durch die Bundesregierung zurück. Die fehlende Finanzierung führte auch dazu, dass Kanada 2003 seine Bewerbung um den ITER-Standort zurückzog. Im Rahmen eines Kooperationsabkommens, das sich auf Tritium und tritiumbezogene Ausrüstung konzentriert, ist Kanada 2020 wieder in das Projekt eingestiegen. ⓘ

Die Arbeit des ITER wird vom ITER-Rat überwacht, der befugt ist, leitende Mitarbeiter zu ernennen, Vorschriften zu ändern, über Budgetfragen zu entscheiden und die Teilnahme weiterer Staaten oder Organisationen am ITER zuzulassen. Der derzeitige Vorsitzende des ITER-Rats ist Won Namkung, und der amtierende ITER-Generaldirektor ist Eisuke Tada. ⓘ

Mitglieder

•  Europäische Union
  •   Schweiz (als Mitglied von Euratom und Fusion for Energy)
  •  Vereinigtes Königreich (als Teil von Fusion for Energy)
•  China
•  Indien
•  Japan
•  Russland
•  Südkorea
•  Vereinigte Staaten ⓘ

Nicht-Mitglieder

•  Australien (über die Australian Nuclear Science and Technology Organisation (ANSTO) im Jahr 2016)
•  Kanada (über die kanadische Regierung im Jahr 2020, hauptsächlich wegen Tritium)
•  Kasachstan (über das Nationale Nuklearzentrum der Republik Kasachstan (NNC-RK) im Jahr 2017)
•  Thailand (über das Thailändische Institut für Nukleartechnologie (TINT) im Jahr 2018) ⓘ

Inländische Agenturen

Jedes Mitglied des ITER-Projekts - die Europäische Union, China, Indien, Japan, Korea, Russland und die Vereinigten Staaten - hat eine inländische Agentur eingerichtet, um seine Beiträge und Beschaffungsverantwortung zu erfüllen. Diese Agenturen beschäftigen ihr eigenes Personal, verfügen über ein eigenes Budget und beaufsichtigen direkt alle Industrieverträge und Unteraufträge. ⓘ

ITER EU

Das ITER-Übereinkommen wurde von Euratom als Vertreterin der EU unterzeichnet. Fusion for Energy, oft als F4E bezeichnet, wurde 2007 als nationale Agentur der EU mit Sitz in Barcelona, Spanien, und weiteren Büros in Cadarache, Frankreich, Garching, Deutschland, und Rokkasho, Japan, gegründet. F4E ist verantwortlich für den Entwurf und die Herstellung von Komponenten wie dem Vakuumbehälter, dem Divertor und den Magneten. ⓘ

ITER China

Chinas Beitrag zu ITER wird durch das China International Nuclear Fusion Energy Program oder CNDA verwaltet. Die chinesische Behörde arbeitet an Komponenten wie der Korrekturspule, den Magnethalterungen, der ersten Wand und der Abschirmdecke. Zur Unterstützung der ITER-Forschung führt China auch Experimente an seinem HL-2M-Tokamak in Chengdu und HT-7U (EAST) in Hefei durch. ⓘ

ITER-Indien

ITER-Indien ist ein spezielles Projekt, das vom indischen Institut für Plasmaforschung geleitet wird. Die Forschungseinrichtung von ITER-India befindet sich in Ahmedabad im Bundesstaat Gujarat. Zu den Leistungen Indiens für das ITER-Projekt gehören der Kryostat, die Abschirmung innerhalb des Behälters sowie Kühl- und Kühlwassersysteme. ⓘ

ITER Japan

Das japanische Nationale Institut für Quanten- und Radiowissenschaften und -technologie (QST) ist jetzt die zuständige japanische Behörde für das ITER-Projekt. Die Organisation hat ihren Sitz in Chiba, Japan. Japan arbeitet mit der ITER-Organisation und den ITER-Mitgliedern zusammen, um an der Entwicklung und Herstellung von Komponenten für den Tokamak mitzuwirken, einschließlich des Fernbedienungssystems für die Decke, der zentralen Magnetspulen, der Plasmadiagnosesysteme und der Heizsysteme für die Injektion des Neutralstrahls. ⓘ

ITER Korea

ITER Korea wurde 2007 unter dem Nationalen Fusionsforschungsinstitut Koreas gegründet und hat seinen Sitz in Daejeon, Südkorea. Zu den Beschaffungsgegenständen, für die ITER Korea verantwortlich ist, gehören vier Sektoren des Vakuumgefäßes, der Abschirmungsblock, die Hitzeschilde und das Tritiumlagerungs- und -abgabesystem. ⓘ

ITER Russland

Russland nimmt eine der Schlüsselpositionen bei der Durchführung des internationalen ITER-Projekts ein. Der Beitrag der Russischen Föderation zum ITER-Projekt besteht in der Herstellung und Lieferung von Hightech-Ausrüstung und grundlegenden Reaktorsystemen. Der Beitrag der Russischen Föderation wird unter der Schirmherrschaft von Rosatom oder der Staatlichen Atomenergiegesellschaft geleistet. Die Russische Föderation hat mehrere Verpflichtungen im Rahmen des ITER-Projekts, darunter die Lieferung von 22 km Leitern auf der Grundlage von 80 Tonnen supraleitender Nb₃Sn-Litzen für die Wicklung der Spulen eines toroidalen Feldes und 11 km Leitern auf der Grundlage von 40 Tonnen supraleitender NbTi-Litzen für die Wicklung der Spulen eines poloidalen Feldes des ITER-Magnetsystems. Russland ist für die Herstellung von 179 der energieintensivsten (bis zu 5 MW/qm) Paneele der ersten Wand verantwortlich. Die Paneele sind mit Berylliumplatten bedeckt, die auf CuCrZr-Bronze gelötet sind, die mit einem Stahlsockel verbunden ist. Die Paneele sind bis zu 2 m breit und 1,4 m hoch; ihre Masse beträgt etwa 1000 kg. Die Verpflichtung der Russischen Föderation umfasst auch die Durchführung von thermischen Tests an ITER-Komponenten, die dem Plasma ausgesetzt sind. Heute verfügt Russland dank seiner Beteiligung an dem Projekt über die vollständige Entwurfsdokumentation für den ITER-Reaktor. ⓘ

ITER US

US ITER ist Teil des US-Energieministeriums und wird vom Oak Ridge National Laboratory in Tennessee geleitet. US ITER ist sowohl für den Entwurf als auch für die Herstellung von Komponenten für das ITER-Projekt verantwortlich. Die amerikanische Beteiligung umfasst Beiträge zum Tokamak-Kühlsystem, zu den Diagnosesystemen, zu den Heizleitungen des Elektronen- und Ionenzyklotrons, zu den toroidalen und zentralen Magnetsystemen sowie zu den Pellet-Injektionssystemen. ⓘ

Finanzierung

Im Jahr 2006 wurde das ITER-Übereinkommen auf der Grundlage von geschätzten Kosten in Höhe von 5,9 Milliarden Euro für einen Zeitraum von zehn Jahren unterzeichnet. Im Jahr 2008 wurde der Kostenvoranschlag nach einer Überprüfung des Entwurfs auf etwa 19 Mrd. EUR nach oben korrigiert. Ab 2016 werden sich die Gesamtkosten für Bau und Betrieb des Experiments voraussichtlich auf über 22 Mrd. EUR belaufen, was einer Erhöhung um 4,6 Mrd. EUR gegenüber der Schätzung von 2010 und um 9,6 Mrd. EUR gegenüber der Schätzung von 2009 entspricht. ⓘ

Auf der Konferenz in Moskau im Juni 2005 einigten sich die an der ITER-Kooperation beteiligten Mitglieder auf die folgende Aufteilung der Finanzierungsbeiträge für die Bauphase: 45,4 % durch das gastgebende Mitglied, die Europäische Union, und der Rest aufgeteilt auf die nicht gastgebenden Mitglieder zu je 9,1 % für China, Indien, Japan, Südkorea, die Russische Föderation und die USA. In der Betriebs- und Abschaltphase wird Euratom 34 % der Gesamtkosten tragen, Japan und die Vereinigten Staaten 13 % und China, Indien, Korea und Russland 10 %. ⓘ

Neunzig Prozent der Beiträge werden in Form von Sachleistungen unter Verwendung der ITER-eigenen Währung, den ITER-Units of Account (IUAs), erbracht. Obwohl Japans finanzieller Beitrag als nicht gastgebendes Mitglied ein Elftel des Gesamtbetrags ausmacht, hat die EU zugestimmt, dem Land einen Sonderstatus einzuräumen, so dass Japan zwei Siebtel des Forschungspersonals in Cadarache stellen und zwei Siebtel der Bauaufträge erhalten wird, während die Beiträge der Europäischen Union für Personal und Baukomponenten von fünf Siebteln auf vier Siebtel reduziert werden. ⓘ

Der amerikanische Beitrag zu ITER war Gegenstand von Diskussionen. Das US-Energieministerium hat die Gesamtbaukosten bis 2025, einschließlich der Sachleistungen, auf 65 Milliarden Dollar geschätzt, obwohl ITER diese Berechnung bestreitet. Nachdem die Vereinigten Staaten 2017 die Mittel für ITER gekürzt hatten, verdoppelten sie 2018 ihren ursprünglichen Etat auf 122 Mio. USD für Sachleistungen. Es wird geschätzt, dass sich der Gesamtbeitrag zu ITER für das Jahr 2020 auf 247 Millionen Dollar beläuft, ein Betrag, der Teil des Fusionsenergieforschungsprogramms des US-Energieministeriums ist. Im Rahmen eines strategischen Plans zur Steuerung der amerikanischen Fusionsenergiebemühungen, der im Januar 2021 verabschiedet wurde, wies das US-Energieministerium den Beratenden Ausschuss für Fusionsenergiewissenschaften an, davon auszugehen, dass die USA den ITER für einen Zeitraum von zehn Jahren weiter finanzieren werden. ⓘ

Die Unterstützung des europäischen Budgets für ITER hat sich im Laufe des Projekts ebenfalls verändert. Im Dezember 2010 wurde berichtet, dass das Europäische Parlament sich geweigert hatte, einem Plan der Mitgliedstaaten zuzustimmen, 1,4 Milliarden Euro aus dem Haushalt umzuverteilen, um ein Defizit bei den ITER-Baukosten im Jahr 2012/13 zu decken. Aufgrund des Haushaltsabschlusses 2010 musste dieser Finanzierungsplan überarbeitet werden, und die Europäische Kommission (EK) war gezwungen, 2011 einen Vorschlag für eine Haushaltsentschließung für den ITER vorzulegen. Schließlich wurde der europäische Beitrag zum ITER für den Zeitraum 2014 bis 2020 auf 2,9 Milliarden Euro festgelegt. Zuletzt genehmigte der Europäische Rat im Februar 2021 eine ITER-Finanzierung in Höhe von 5,61 Milliarden Euro für den Zeitraum 2021 bis 2027. ⓘ

Herstellung

Der Bau des ITER-Tokamaks wurde mit dem Zusammenbau eines riesigen dreidimensionalen Puzzles" verglichen, da die Teile auf der ganzen Welt hergestellt und dann zum Zusammenbau nach Frankreich verschifft werden. Dieses Montagesystem ist das Ergebnis des ITER-Übereinkommens, das vorsieht, dass die Beiträge der Mitglieder größtenteils in Form von Sachleistungen erbracht werden, d. h. die Länder stellen die Komponenten selbst her, anstatt Geld bereitzustellen. Dieses System wurde entwickelt, um in den Ländern, die das Projekt finanzieren, wirtschaftliche Anreize zu schaffen und Fachwissen über die Kernfusion zu vermitteln. Der allgemeine Rahmen sah vor, dass 90 % der Mitgliedsbeiträge in Form von Material oder Komponenten und 10 % in Form von Geld geleistet werden sollten. ⓘ

Infolgedessen wurden seit dem Start des Projekts mehr als 2800 Konstruktions- oder Fertigungsverträge unterzeichnet. Nach einer Schätzung der französischen Ministerin für Forschung, Bildung und Innovation, Frédérique Vidal, aus dem Jahr 2017 waren 500 Unternehmen am Bau des ITER beteiligt, und Bernard Bigot erklärte, dass seit 2007 allein in Europa Aufträge im Wert von 7 Milliarden Euro an Hauptauftragnehmer vergeben wurden. ⓘ

Die Gesamtmontage der Tokamak-Anlage wird im Rahmen eines 174-Millionen-Euro-Vertrags überwacht, der an Momentum, ein Gemeinschaftsunternehmen von Amec Foster Wheeler (Großbritannien), Assystem (Frankreich) und Kepco (Südkorea), vergeben wurde. Eine der größten Ausschreibungen war ein Auftrag im Wert von 530 Millionen Euro für HLK-Systeme sowie mechanische und elektrische Ausrüstungen, der an ein europäisches Konsortium aus ENGIE (Frankreich) und Exyte (Deutschland) vergeben wurde. Ein Tokamak-Montageauftrag im Wert von 200 Millionen Euro ging ebenfalls an ein europäisches Konsortium, Dynamic, dem die Unternehmen Ansaldo Energia (Italien), ENGIE (Frankreich) und SIMIC (Italien) angehören. Das französische Industriekonglomerat Daher erhielt den Zuschlag für Logistikverträge im Wert von über 100 Millionen Euro für den ITER, einschließlich des Transports der schweren Komponenten von den verschiedenen Herstellern in aller Welt. ⓘ

In Amerika hat US ITER seit Beginn des Projekts Verträge in Höhe von 1,3 Milliarden Dollar an amerikanische Unternehmen vergeben, und es gibt schätzungsweise 800 Millionen Dollar an zukünftigen Verträgen, die noch folgen werden. Zu den wichtigsten US-Verträgen gehört, dass General Atomics für die Entwicklung und Herstellung des entscheidenden zentralen Solenoidmagneten ausgewählt wurde. ⓘ

Im Jahr 2019 unterzeichnete das chinesische Konsortium unter der Leitung der China Nuclear Power Engineering Corporation einen Vertrag über die Montage der Maschinen für den ITER, den größten Vertrag im Bereich der Kernenergie, der je von einem chinesischen Unternehmen in Europa unterzeichnet wurde. ⓘ

Russland liefert Magnet- und Vakuuminjektionssysteme für ITER, die auf der Sredne-Nevsky-Werft in Sankt Petersburg gebaut werden. ⓘ

In Indien wurde der Auftrag für den Bau des Kryostats, eines der grundlegenden Teile des Tokamaks, an Larsen & Toubro vergeben, die auch ITER-Verträge für Wasserkühlsysteme haben. ⓘ

Zwei der führenden japanischen Unternehmen, Toshiba Energy Systems & Solutions und Mitsibishi Heavy Industries, sind mit der Herstellung der torodialen Feldspulen für ITER beauftragt. Der Bau eines weiteren wichtigen Teils des Tokamaks, des Vakuumgefäßes, wurde an Hyundai Heavy Industries vergeben und wird in Korea gebaut. ⓘ

Kritik

Das ITER-Projekt ist wegen seiner möglichen Umweltauswirkungen, seiner Nützlichkeit als Antwort auf den Klimawandel, der Konstruktion des Tokamaks und der Art und Weise, wie die Ziele des Experiments formuliert wurden, in die Kritik geraten. ⓘ

Als Frankreich im Jahr 2005 als Standort für das ITER-Projekt bekannt gegeben wurde, sprachen sich mehrere europäische Umweltschützer gegen das Projekt aus. So argumentierte der französische Politiker Noël Mamère, dass der Kampf gegen die globale Erwärmung durch den ITER vernachlässigt würde: "Das ist keine gute Nachricht für den Kampf gegen den Treibhauseffekt, denn wir werden zehn Milliarden Euro in ein Projekt investieren, das eine Laufzeit von 30-50 Jahren hat, obwohl wir nicht einmal sicher sind, dass es effektiv sein wird." Ein anderer französischer Umweltverband, die Association des Ecologistes Pour le Nucléaire (AEPN), begrüßte dagegen das ITER-Projekt als wichtigen Teil der Antwort auf den Klimawandel. ⓘ

Innerhalb des breiteren Fusionssektors haben eine Reihe von Forschern, die an Nicht-Tokamak-Systemen arbeiten, wie der unabhängige Fusionswissenschaftler Eric Lerner, argumentiert, dass andere Fusionsprojekte nur einen Bruchteil der Kosten von ITER betragen würden und einen potenziell praktikableren und/oder kostengünstigeren Weg zur Fusionsenergie darstellen könnten. Andere Kritiker, wie Daniel Jassby, werfen den ITER-Forschern vor, dass sie nicht bereit sind, sich den technischen und wirtschaftlichen Problemen zu stellen, die mit Tokamak-Fusionsprojekten verbunden sind. ⓘ

Was die Konstruktion des Tokamaks betrifft, so gab die Interpolation der Datenbank für Tokamak-Parameter aus dem Jahr 2013 Anlass zur Sorge, da sich herausstellte, dass die Energiebelastung eines Tokamak-Divertors fünfmal so hoch sein würde wie ursprünglich angenommen. In Anbetracht der Tatsache, dass die prognostizierte Leistungsbelastung des ITER-Divertors bereits sehr hoch sein wird, führten diese neuen Erkenntnisse zu neuen Testinitiativen für den Entwurf. ⓘ

Ein weiteres Problem, das Kritiker in Bezug auf ITER und künftige Deuterium-Tritium (DT)-Fusionsprojekte aufgeworfen haben, ist die Verfügbarkeit von Tritium. Nach dem derzeitigen Stand der Technik wird ITER alle vorhandenen Tritiumvorräte für sein Experiment nutzen, und die derzeitige Technologie reicht nicht aus, um genügend Tritium zu erzeugen, um den Bedarf künftiger DT-Brennstoffkreislaufexperimente für Fusionsenergie zu decken. Die Schlussfolgerung einer Studie aus dem Jahr 2020, die das Tritiumproblem analysiert hat, lautet: "Die erfolgreiche Entwicklung des DT-Brennstoffkreislaufs für DEMO und künftige Fusionsreaktoren erfordert ein intensives Forschungs- und Entwicklungsprogramm in Schlüsselbereichen der Plasmaphysik und Fusionstechnologien." ⓘ

Antworten auf die Kritik

Die Befürworter sind der Ansicht, dass ein Großteil der Kritik an ITER irreführend und unzutreffend ist, insbesondere die Behauptungen über die "inhärente Gefahr" des Experiments. Die erklärten Ziele für ein kommerzielles Fusionskraftwerk sind, dass die Menge des erzeugten radioaktiven Abfalls Hunderte Male geringer sein sollte als bei einem Spaltungsreaktor, dass kein langlebiger radioaktiver Abfall erzeugt werden sollte und dass es unmöglich ist, dass ein solcher Reaktor eine groß angelegte Kettenreaktion auslöst. Ein direkter Kontakt des Plasmas mit den Innenwänden des ITER würde das Plasma kontaminieren, so dass es sofort abkühlt und der Fusionsprozess gestoppt wird. Außerdem reicht die in einer Fusionsreaktorkammer enthaltene Brennstoffmenge (ein halbes Gramm Deuterium/Tritium-Brennstoff) nur aus, um den Fusionsbrennimpuls von Minuten bis höchstens einer Stunde aufrechtzuerhalten, während ein Spaltreaktor in der Regel einen Brennstoffvorrat von mehreren Jahren enthält. Darüber hinaus werden einige Zerstörungssysteme eingesetzt, so dass ITER bei einem Brennstoffkreislaufinventar von etwa 2 kg schließlich große Mengen an Tritium recyceln muss, und zwar mit einem Umsatz, der um Größenordnungen höher ist als bei allen bisherigen Tritiumanlagen weltweit. ⓘ

Es wird erwartet, dass ein Fusionsreaktor im Falle eines Unfalls (oder einer Sabotage) eine weitaus geringere radioaktive Belastung freisetzen würde als ein gewöhnliches Kernkraftwerk mit Kernspaltung. Darüber hinaus hat die Art der Fusionsenergie des ITER wenig mit der Kernwaffentechnologie gemein und erzeugt kein spaltbares Material, das für den Bau einer Waffe erforderlich wäre. Die Befürworter weisen darauf hin, dass die Fusionsenergie im großen Maßstab in der Lage wäre, zuverlässige Elektrizität auf Abruf und praktisch ohne Umweltverschmutzung zu erzeugen (es entstehen keine gasförmigen Nebenprodukte wie CO₂, SO₂ oder NOx). ⓘ

Laut den Forschern eines Demonstrationsreaktors in Japan dürfte ein Fusionsgenerator in den 2030er und spätestens in den 2050er Jahren realisierbar sein. Japan verfolgt sein eigenes Forschungsprogramm mit mehreren in Betrieb befindlichen Anlagen, in denen verschiedene Fusionspfade erforscht werden. ⓘ

Allein in den Vereinigten Staaten macht die Elektrizität einen jährlichen Umsatz von 210 Milliarden US-Dollar aus. Der asiatische Elektrizitätssektor zog zwischen 1990 und 1999 private Investitionen in Höhe von 93 Milliarden US-Dollar an. Bei diesen Zahlen wurden nur die aktuellen Preise berücksichtigt. Die Befürworter des ITER behaupten, dass eine Investition in die Forschung jetzt als Versuch angesehen werden sollte, eine weitaus größere zukünftige Rendite zu erzielen, und eine 2017-18 durchgeführte Studie über die Auswirkungen der ITER-Investitionen auf die EU-Wirtschaft kam zu dem Schluss, dass "mittel- und langfristig wahrscheinlich eine positive Rendite aus dem EU-Engagement für den ITER resultieren wird. Außerdem sind die weltweiten Investitionen von weniger als 1 Milliarde US-Dollar pro Jahr in den ITER nicht unvereinbar mit der gleichzeitigen Erforschung anderer Methoden der Energieerzeugung, die sich 2007 auf insgesamt 16,9 Milliarden US-Dollar beliefen. ⓘ

Die Befürworter des ITER betonen, dass die einzige Möglichkeit, Ideen zu testen, wie man dem intensiven Neutronenfluss widerstehen kann, darin besteht, Materialien experimentell diesem Fluss auszusetzen, was eine der Hauptaufgaben von ITER und IFMIF ist, und beide Anlagen werden für diese Bemühungen von entscheidender Bedeutung sein. Mit dem ITER sollen die wissenschaftlichen und technischen Fragen im Zusammenhang mit potenziellen Fusionskraftwerken erforscht werden. Es ist nahezu unmöglich, zufriedenstellende Daten über die Eigenschaften von Materialien zu erhalten, die voraussichtlich einem intensiven Neutronenfluss ausgesetzt sein werden, und brennende Plasmen werden voraussichtlich ganz andere Eigenschaften haben als von außen erhitzte Plasmen. Die Befürworter sind der Ansicht, dass die Beantwortung dieser Fragen das ITER-Experiment erfordert, insbesondere angesichts des enormen potenziellen Nutzens. ⓘ

Darüber hinaus ist die Hauptforschungslinie mit Hilfe von Tokamaks so weit entwickelt worden, dass es nun möglich ist, den vorletzten Schritt in der Forschung zur Plasmaphysik mit magnetischem Einschluss mit einer selbsterhaltenden Reaktion zu unternehmen. Im Rahmen des Tokamak-Forschungsprogramms haben die jüngsten Fortschritte bei der Kontrolle der Plasmakonfiguration zu einer wesentlichen Verbesserung des Energie- und Druckeinschlusses geführt, wodurch die voraussichtlichen Stromkosten solcher Reaktoren um den Faktor zwei auf einen Wert gesenkt werden konnten, der nur etwa 50 % über den voraussichtlichen Stromkosten fortgeschrittener Leichtwasserreaktoren liegt. Darüber hinaus unterstützen die Fortschritte bei der Entwicklung fortschrittlicher Strukturmaterialien mit geringer Aktivierung das Versprechen umweltfreundlicher Fusionsreaktoren, und die Erforschung alternativer Einschlusskonzepte verspricht künftige Verbesserungen des Einschlusses. Schließlich machen die Befürworter geltend, dass andere potenzielle Ersatzstoffe für fossile Brennstoffe eigene Umweltprobleme haben. Solar-, Wind- und Wasserkraft haben alle eine sehr geringe Leistungsdichte an der Oberfläche im Vergleich zum ITER-Nachfolger DEMO, der mit 2.000 MW eine Energiedichte hätte, die selbst große Kernspaltungskraftwerke übertrifft. ⓘ

Die Sicherheit des Projekts unterliegt den französischen und EU-Vorschriften für die Kernenergie. Im Jahr 2011 gab die französische Behörde für nukleare Sicherheit (ASN) eine positive Stellungnahme ab, woraufhin der Genehmigungsantrag auf der Grundlage des französischen Gesetzes über Transparenz und Sicherheit im Nuklearbereich einer öffentlichen Untersuchung unterzogen wurde, die es der Öffentlichkeit ermöglichte, Anträge auf Informationen zur Sicherheit des Projekts zu stellen. Nach den veröffentlichten (von der ASN genehmigten) Sicherheitsbewertungen wird im schlimmsten Fall eines Reaktorlecks die freigesetzte Radioaktivität 1/1000 der natürlichen Hintergrundstrahlung nicht überschreiten, und eine Evakuierung der Anwohner wird nicht erforderlich sein. Die gesamte Anlage umfasst eine Reihe von Belastungstests, um die Wirksamkeit aller Barrieren zu bestätigen. Das gesamte Reaktorgebäude ist auf fast 500 erdbebensicheren Hängesäulen gebaut, und der gesamte Komplex befindet sich fast 300 m über dem Meeresspiegel. Insgesamt wurden bei der Sicherheitskonzeption des Komplexes extrem seltene Ereignisse wie ein 100-jährliches Hochwasser des nahe gelegenen Flusses Durance und ein 10.000-jährliches Erdbeben angenommen, und die entsprechenden Schutzmaßnahmen sind Teil der Konzeption. ⓘ

Zwischen 2008 und 2017 hat das Projekt allein in der EU-Wirtschaft 34.000 Beschäftigungsjahre geschaffen. Es wird geschätzt, dass es im Zeitraum 2018-2030 weitere 74.000 Arbeitsjahre und einen Bruttowert von 15,9 Milliarden Euro schaffen wird. ⓘ

Ähnliche Projekte

Vorläufer von ITER waren EAST, SST-1, KSTAR, JET und Tore Supra. Weitere geplante und vorgeschlagene Fusionsreaktoren sind SPARC, DEMO, NIF, HiPER, MAST, SST-2, CFETR, T-15MD und andere nationale oder private Fusionskraftwerke in der "DEMO-Phase". ⓘ

Details der Konstruktion

Schnitt durch ITER. Rechts unten eine Person zum Größenvergleich. ⓘ

Plasmavolumen

In nominaler Geometrie hat das Plasma einen großen Torusradius von 6,2 m, einen kleinen Radius von 2 m (das heißt, es erstreckt sich von 4,2 bis 8,2 m von der vertikalen Symmetrieachse), ist 6,7 m hoch und hat ein Volumen von 837 m³. Diese Angaben beziehen sich auf die Separatrix genannte Fläche des Magnetfeldes, außerhalb derer die Feldlinien geladene Teilchen nicht einschließen, sondern zum Divertor lenken. ⓘ

Divertor

Dieser ist unter dem Torus angeordnet und in 54 schmale 10-Tonnen-Segmente unterteilt, die einzeln robotisch montiert und auch ausgetauscht werden. Wassergekühlte Oberflächen aus Wolfram werden einem Wärmestrom von 1 bis 2 kW/cm² ausgesetzt sein. ⓘ

Vakuumgefäß

Das Vakuumgefäß umgibt als Torus das Plasma mit D-förmigem Querschnitt von 6 m innerer Breite. Es schützt das Plasma gegen Verunreinigung von außen und stabilisiert es passiv durch seine elektrische Leitfähigkeit. Diese ist in Richtung des Plasmastroms geringer, um diesen von außen steuern zu können. Das Vakuumgefäß schützt auch die Umgebung vor Kontamination mit radioaktiven Nukliden (nicht nur Tritium) und verringert die Neutronenbelastung der supraleitenden Spulen (Erwärmung) und der Strukturmaterialien (Aktivierung). Dazu befinden sich im Kühlwasser zwischen seinen doppelten Stahlwänden etwa 50.000 Stahlteile von insgesamt fast 1700 Tonnen. Diese sind zudem teilweise ferromagnetisch, um die Welligkeit des Toroidalfeldes zu verringern. Schließlich hat das Vakuumgefäß noch die Aufgabe, Zerfallswärme aus den Blankets aufzunehmen, wenn deren Wasserkühlung ausfällt. ⓘ

Zahlreiche rechteckige Öffnungen (Ports) erlauben den Zugang zum Inneren für die verschiedenen Heiz- und diagnostischen Einrichtungen, für Pumpen und Wartungsarbeiten. Sie sind in drei Reihen angeordnet, 18 oben, 17 in der Mitte, 9 unten. Drei Ports sind für die Montage von Brutblanket-Testmodulen vorgesehen. Die Ports sind mit Stutzen Port Stubs versehen, die von sogenannten Port Plugs (Stöpseln) möglichst neutronendicht verschlossen sind. Diagnostische Instrumente z. B. sitzen teils vor, teils eingebettet in wassergekühlte Stahlteile, die das Volumen der Plugs ausmachen. Auf der rückwärtigen Seite sind die Plugs mit Flanschen vakuumdicht auf den Stutzen befestigt. Nach außen schließen sich Verlängerungen an, Port Extensions, die zur Kompensation von thermischer Ausdehnung mit elastischen Faltenbälgen vakuumdicht an Öffnungen in der umgebenden Wand, dem Kryostaten, angeschlossen sind. In ihnen herrscht Atmosphärendruck. ⓘ

Das Vakuumgefäß hat einen Außendurchmesser (ohne Anbauten) von gut 19 m und eine Höhe von 11 m. Ohne Einbauten (Blankets, Divertoren), Anbauten (Plugs, Port Extensions) und Füllung (Abschirmteile, Wasser) hat es eine Masse von rund 4000 t. Insgesamt lastet es mit fast 9000 t auf einem ringförmigen Podest am Boden des Kryostaten. Die neben dem Gewicht größten mechanischen Belastungen entstehen durch Gasdruck im Kryostaten im Fall eines großen Helium-Lecks bzw. elektromagnetisch bei schneller Abnahme des Toroidalfeldes (der reguläre Aufbau des Feldes dauert dagegen zwei Stunden). ⓘ

Spulen

Spulenanordnung von ITER ⓘ

Toroidalfeld-Spulen

Das toroidale Feld (TF) hat eine Flussdichte von 5,3 T im Zentrum des Plasmas, in einem Ring 6,2 m von der Mitte des Torus entfernt. Es wird von 18 TF-Spulen erzeugt, die das Vakuumgefäß im nominalen Abstand von 50 mm umgeben (für mechanische Toleranzen und dynamische Verformungen). Die maximale Feldstärke von 11,8 T tritt direkt an den Spulen auf. Das supraleitende Material Nb₃Sn, 23 t pro TF-Spule, ist bei der Arbeitstemperatur von 12 bis 13 K bis 13 T belastbar. Die Spule hat 134 Windungen; der Arbeitsstrom beträgt 69 kA, die Durchflutung also 9,1 MA. Das supraleitende Kabel enthält einen zentralen Kühlmittelkanal, einen Kupferanteil, der im Fall eines lokalen Quench den Strom übernimmt, ein äußeres Stahlrohr und eine Polyimid-Isolierung. Es ist in beidseitig genutete Tragprofile eingelegt und mit Epoxidharz vergossen, zusammen 110 t. Viel größer als das Eigengewicht sind jedoch die magnetischen Kräfte. Die Energie im Toroidalfeld beträgt 41 GJ und sinkt, wenn die TF-Spulen auseinanderweichen. Die entsprechende radiale Kraft beträgt pro TF-Spule 403 MN, die vierfache Gewichtskraft des Eiffelturms. Obere und untere Spulenhälfte streben mit 205 MN auseinander. Daher hat jede TF-Spule ein stabiles Gehäuse mit einem Stahlquerschnitt von über 0,5 m², und die 18 TF-Spulen werden untereinander mit Spannbändern verbunden. Die Belastung ist dynamisch in Fällen von Plasmainstabilitäten oder von Quenches. Die Konstruktion basiert auf der Forderung, dass die Toroidalfeldspulen zehn Quenches aushalten müssen, ohne unbrauchbar zu werden. Je zwei TF-Spulen, 2×298 t, werden mit einem Segment des Vakuumgefäßes vormontiert an ihren Platz gehievt. ⓘ

Zentraler Solenoid, Poloidalfeld- und Korrekturspulen

Herstellung des zentralen Solenoids ⓘ

Innen sind die TF-Spulen geradlinig und aneinander gepresst. Sie lassen einen zylindrischen Hohlraum für den zentralen Solenoid (CS). Dieser ist 18 m hoch und besteht aus sechs gleichen Modulen mit je 549 Windungen. Der maximale Strom beträgt 45 kA, die Feldstärke 13 T, die Feldenergie 7 GJ. Um das Feld des Solenoids schnell zu ändern, sind hohe Spannungen nötig. Seine Isolation ist auf 29 kV Durchschlagsfestigkeit getestet. Der Solenoid „ruht“ auf den inneren Füßen der TF-Spulen, seine oberen Module allerdings nicht „freiwillig“ – Spannelemente verhindern das Abheben. Der Solenoid wiegt samt Strukturelementen 954 t. ⓘ

Die TF-Spulen haben außen Flansche, um ringförmige Spulen tragen zu können, die die ganze Anordnung wie Breitenkreise umfassen. Sie formen zusammen mit dem Solenoid die poloidale Komponente des Magnetfeldes (PF) und – parallele Ströme ziehen sich an – den Querschnitt des Plasmas. Es sind sechs große PF-Spulen mit 45 kA und 18 Korrekturspulen mit 16 kA. Anders als die TF-Spulen und der Solenoid sind die schwächeren PF- und Korrekturspulen aus NbTi, die Arbeitstemperatur beträgt 6 K. Die Korrekturspulen gleichen statisch Fertigungs- und Montagetoleranzen der großen Spulen aus und werden mit einer Grenzfrequenz der Regelung von 100 Hz gegen Plasmainstabilitäten eingesetzt. Höhere Frequenzen schirmt das Vakuumgefäß ab. ⓘ

Spulen im Vakuumgefäß

An der Innenwand des Vakuumgefäßes, noch hinter den Blanket-Modulen, sind Spulen befestigt, mit denen das Plasma hochfrequenter beeinflusst werden kann. Es handelt sich um eine obere und eine untere VS-Spule (Vertical Stability) parallel zu den PF-Spulen und um 27 ELM-Spulen, drei pro Gefäßsegment. Diese Spulen sind normalleitend und haben eine Gesamtmasse von 7 Tonnen. ⓘ

Pellet-Injektoren

Pellet-Injektoren von ITER ⓘ

Pellets aus gefrorenen Gasen werden mit Gasdruck in das Plasma geschossen – ein Gasstrahl allein würde nicht weit kommen. ITER wird drei verschiedene Arten von Pellet-Injektoren einsetzen. Eine dient dem Nachfüllen von Brennstoff. Dazu werden mehrfach pro Sekunde Deuterium und Tritium abwechselnd oder als Gemisch in Form von kurzen Zylindern mit einigen Millimetern Durchmesser nah an das Zentrum des Plasmas geschossen. Um schädlich große ELMs (Edge Localized Modes; Plasmainstabilitäten, die die Gefäßwand thermisch überlasten können) zu vermeiden, werden regelmäßig kleine ELMs ausgelöst, indem die Oberfläche des Plasmas mit sehr kleinen D₂-Pellets beschossen wird. Große Neon-Pellets (20 bis 50 g) sind gegen thermisches Durchgehen und Runaway-Elektronen vorgesehen mit Reaktionszeiten von 20 bzw. 10 ms. ⓘ

Kryostat

Der Kryostat ist ein kesselförmiges Vakuumgefäß, das mit 29 m Durchmesser und Höhe auch die Spulen umschließt. Er wird in vier Teilen eingebaut. Die Bodenplatte ist mit 1250 t das schwerste Einzelteil überhaupt. Der Kryostat ist evakuiert, denn die heliumkalten Spulen müssten sonst einzeln isoliert werden, sowohl wegen der Wärmeleitung durch Konvektion als auch gegen die Kondensation von Gasen. Der luftdichte Abschluss nach außen ist zudem eine zweite Barriere gegen Austritt von Tritium. Der Kryostat hat zahlreiche große Öffnungen mit nach innen gerichteten Stutzen, die die Stutzen des Vakuumgefäßes umschließen. ⓘ

Kryopumpen

Sechs der neun unteren Portale, auf Höhe des Divertors, führen zu großen, trommelförmigen Kryopumpen, die das gebildete Helium und andere Verunreinigungen aus dem Vakuumgefäß entfernen sollen. Dabei wird auch der weit überwiegende Teil des Deuteriums und Tritiums ungenutzt abgepumpt. Um bei dem niedrigen Druck und auf Heliumtemperaturniveau (s. u.) Helium binden zu können, befinden sich an der Innenwand der Kryopumpen hinter einem geschlitzten Wärmeschild mit Aktivkohle beschichtete Absorber. Nach 3000 s Betriebszeit müssen die Absorber regeneriert werden. Dazu haben die Pumpen eingangsseitig Tellerventile von 0,8 m Durchmesser und 0,5 m Hub. Jeweils zwei der sechs Pumpen werden geschlossen, erwärmt und ausgepumpt. Auf dem höheren Druckniveau wird das Gas zum Gebäude für das Tritium-Handling geleitet. Zwei baugleiche Kryopumpen evakuieren den Kryostaten. Auch bei der Neutralgasinjektion werden Kryopumpen eingesetzt. ⓘ

Stromversorgung

Der Energiebedarf für die Kühlanlagen, einschließlich der Umwälzpumpen für die Wasserkühlkreisläufe, macht etwa 80 % der etwa 110 MW aus, die die gesamte Anlage während der Betriebsphasen permanent benötigt. Während der Plasmapulse steigt der Bedarf für bis zu 30 Sekunden auf bis zu 620 MW. Die Leistung wird aus dem öffentlichen Netz bezogen. Zu diesem Zweck hat Frankreich zwei redundante 400-kV-Leitungen zum 125 km entfernten Netzknoten bei Avignon samt Schaltanlagen errichtet. Die Leistungstransformatoren stammen aus den USA und aus China. Der kurzfristige Regelbedarf von 300 bis 400 MW erfordert eine enge Kooperation mit dem Netzbetreiber RTE. ⓘ

Forschungsziele

Zeitplan

In den ersten Jahren soll die Anlage mit einem Plasma aus normalem Wasserstoff und Helium ohne Fusionsreaktionen betrieben werden. Viele rein plasmaphysikalische Fragen lassen sich so erforschen, ohne die Kontamination des Gefäßinneren mit Tritium und die Aktivierung von Materialien in Kauf zu nehmen. Erst für den Nachweis des Netto-Energiegewinns und die Erprobung von Brutblanket-Modulen ist die Verwendung eines Deuterium-Tritium-Gemischs vorgesehen. ⓘ

Plasmastabilität

Die geladenen Teilchen bewegen sich wendelförmig um die magnetischen Feldlinien (Gyration). Diese sind aber bei den für die angestrebte Fusionsleistung nötigen Dichten nicht unveränderlich (Minimierung der Feldenergie bei gegebenem Fluss), sondern das Plasma wirkt mechanisch auf das Feld zurück. Plasmainstabilitäten treten auf, wenn sich viele Teilchen in ihrer Bewegung synchronisieren. Teilchen koppeln miteinander nicht nur über Schwingungen der Feldlinien, sondern auch elektrostatisch über Raumladungen. Für eine effektive Kopplung sorgen Resonanzen. Wegen der Nichtlinearität der Kopplungen müssen Frequenzen nicht (näherungsweise) gleich sein, sondern es reichen ganzzahlige Verhältnisse. Folgende Frequenzen spielen eine Rolle: die Gyrationsfrequenzen von Elektronen und Ionen und die Umlauffrequenzen von Elektronen, Ionen und von Plasmawellen um den kleinen und großen Torusumfang. Eine geschlossene Lösung ist nicht möglich, und die numerische Lösung ist ineffizient, da es sich um ein steifes Anfangswertproblem handelt. Es ist nicht nur der Frequenzbereich enorm groß, sondern auch die nötige räumliche Auflösung. Daher werden heuristische Vorschläge zur Stabilisierung des Plasmas in aufwändigen Experimenten realisiert und praktisch erprobt. ⓘ

Eine Art von Plasmainstabilitäten, die im Betriebsbereich von Fusionsreaktoren nach dem Tokamak-Prinzip (H mode) enorm stören, sind Edge-Located Modes (ELMs). Dabei bilden sich in Bruchteilen von Millisekunden schleifenförmige Ausbuchtungen, entfernt ähnlich den Protuberanzen an der Sonnenoberfläche. Die zeit- und räumliche Konzentration (< 1 ms, < 1 m) eines Ausbruchs kann die Blanket-Oberfläche schmelzen lassen, und wiederholtes ELMen bedeutet für das Plasma enorme Verluste von magnetischer und thermischer Energie und von Partikeln. Verschiedene Ansätze sind in Erprobung, ELMs zu unterdrücken oder wenigstens in ihren Auswirkungen zu begrenzen (Betrieb im ELMing H mode). Die meisten Methoden erfordern eine Beobachtung von Plasmaparametern mit hoher zeitlicher Auflösung und schnelle Reaktionen wie Stromänderungen in lokalen Spulen, Einstrahlung inkohärenter magnetischer Energie (Rauschleistung) im Frequenzbereich der Gyration der Ionen und Einschuss von Wasserstoff-Pellets. ⓘ

Leistung

Es soll eine etwa 10-fache Verstärkung der eingesetzten Heizleistung, also eine Fusionsleistung von etwa 500 MW erreicht werden. Damit ITER als erfolgreich gilt, muss dieser Zustand 400 Sekunden lang stabil bleiben. In einem anderen Betriebsmodus sind Brenndauern von bis zu einer Stunde vorgesehen bei einer Leistungsverstärkung von mindestens 5. Kurzzeitig und mit geringerer Heizleistung soll eine Leistungsverstärkung von über 30 erprobt werden, wie sie für kommerzielle Reaktoren vorgesehen ist. Die Forschungen am ITER zur Brenndauer des Plasmas werden unter anderem am ASDEX Upgrade vorbereitet. ⓘ

Projekthistorie

Organisation

Jeder der sieben Partner richtet eine eigene nationale Organisation ein, welche die Aufgabe hat, die vertraglichen Verpflichtungen des jeweiligen Landes gegenüber ITER zu erfüllen. Für die Europäische Atomgemeinschaft fällt diese Aufgabe der neu gegründeten Agentur Fusion for Energy – The European Joint Undertaking for ITER and the Development for Fusion Energy mit Sitz in Barcelona zu. ⓘ

Von deutscher Seite am Projekt beteiligt sind das Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP) in Garching bei München, das Institut für Plasmaphysik (IEK-4) am Forschungszentrum Jülich und verschiedene Institute des KIT. Weitere wissenschaftliche Zentren liegen in San Diego (USA) und Naka (Japan). ⓘ

Das Aufsichtsgremium (IC, ITER-Council) hat seinen Sitz in Moskau. ⓘ

Das zentrale Management (IO, ITER Organization) mit 500 direkten Angestellten und 350 externen Mitarbeitern residiert im nahe der Baustelle gelegenen Dorf Saint-Paul-lès-Durance. Zusammen mit den nationalen Organisationen sind es 2000 Mitarbeiter. ⓘ

Alle zwei Jahre wird das Management einer externen Evaluation unterzogen. Das Ergebnis der Evaluation des Managements durch Madia & Associates im Jahr 2013 fiel so vernichtend aus, dass die ITER-Organisation den Bericht unter Verschluss halten wollte. The New Yorker hat die Executive Summary des Berichts veröffentlicht. Die ITER-Organisation zeigt auf die Projektpartner: Das Management würde dadurch erschwert, dass jeder der sieben Projektpartner mit Rücksicht auf die heimische Industrie lieber Teile herstellt und liefert, als Geld zu überweisen. In zähen Verhandlungen würden Entwicklungs- und Fertigungsaufträge zerstückelt, mit dem Risiko, dass die Teile bei der Montage nicht zusammenpassen. ⓘ