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ⓘ ITER




ITER
                                     

ⓘ ITER

ITER è un progetto internazionale che si propone di realizzare un reattore a fusione nucleare di tipo sperimentale, in grado di produrre un plasma di fusione con più potenza rispetto alla potenza richiesta per riscaldare il plasma stesso. Il reattore stesso è progettato per essere equivalente a un reattore di potenza zero. Nello specifico, ITER è un reattore deuterio-trizio in cui il confinamento del plasma è ottenuto in un campo magnetico allinterno 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 dAmerica, India, Corea del Sud.

LItalia è coinvolta principalmente nella progettazione e costruzione del sistema di sospensione magnetica, tramite il Consorzio RFX del sistema di riscaldamento tramite iniettore di neutri per fusione e del condotto di scarico dellelio. Circa il 60% dei contratti industriali per la costruzione di ITER sono stati aggiudicati da aziende italiane.

Inizialmente il progetto prevedeva laccensione del tokamak la cosiddetta ignizione del Primo Plasma per il 2019, a un costo complessivo di costruzione stimato di 10 miliardi di Euro. Nel 2009 i costi di costruzione sono stati rivisti al rialzo a 15 miliardi di Euro, con un costo operativo di circa 290 milioni di Euro allanno al cambio del 2010 una volta che il tokamak sarà a regime.

Inoltre il 16 giugno 2016 il Consiglio Direttivo di ITER ha annunciato ufficialmente che la previsione iniziale per la data di ignizione del Primo Plasma è da spostarsi in avanti a più di 5 anni, indicando il Dicembre 2025 quale data più realistica. Il 17 novembre 2016 il Consiglio Direttivo ha annunciato che gli esperimenti di fusione deuterio-trizio veri e propri inizieranno solo a partire dal 2035.

La durata operativa dellimpianto è prevista in circa 20 anni e si prevede che, già dal 2037, limpianto inizierà la fase di disattivazione, della durata prevista di 5 anni.

                                     

1. Scopi

ITER è un reattore sperimentale, il cui scopo principale è il raggiungimento di una reazione di fusione stabile 500 MW prodotti per una durata di circa 60 minuti validando e, se possibile, incrementando le attuali conoscenze sulla fisica del plasma. Il reattore non è progettato per convertire la potenza termica prodotta a elettricità o per essere utilizzato a fini commerciali. Lenergia in eccesso prodotta dalle reazioni di fusione verrà dirottata in una apposita zona di scarico termico dove sarà dissipata facendo evaporare grandi volumi di acqua.

Nel corso della costruzione e dellesercizio 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 allinterno di ITER per ottenere il maggior numero possibile di informazioni sul comportamento del plasma alle condizioni operative previste per la fusione nucleare.

                                     

1.1. Scopi Altri obiettivi

Oltre alla grande sfida ingegneristica e gestionale rappresentata dal progetto, tra gli obiettivi di ITER vi è anche la verifica delle proprietà teoriche previste per un plasma di deuterio-trizio ad alta temperatura. In particolare, il funzionamento di ITER consentirà di:

  • caratterizzare le regioni di formazione di instabilità, individuando quali energie e condizioni operative consentono di mantenere stabile il toro di plasma. Questa procedura costituisce la prassi per la messa in esercizio di ogni tokamak costruito finora, ma non è mai stata applicata a condizioni operative utili per applicazioni commerciali, come invece avverrà in ITER.
  • verificare la fattibilità del sistema di riduzione delle instabilità tramite iniezione di piccoli proiettili di materia, o di getti di gas, allinterno del toro di plasma, così da disperdere lenergia accumulata durante linstabilità prima che questa possa diventare critica.
  • dimostrare lefficacia del sistema di rimozione dal centro del plasma delle particelle alfa in eccesso: il sistema di rimozione è basato su una configurazione a X del campo magnetico che permette di dirottare le particelle cariche in uscita dal toro di plasma su specifici bersagli rimpiazzabili posti lungo le pareti della camera di confinamento. Linsieme dei bersagli viene denominato divertore. Il divertore è già utilizzato negli esperimenti tokamak esistenti, ma non è stato mai testato nelle condizioni di alti flussi termici che saranno tipiche di ITER. Nellottobre 2013 è stato stabilito che il divertore sarà composto da bersagli di tungsteno.
  • dimostrare che le particelle alfa prodotte dalle reazioni di fusione sono in grado di riscaldare efficientemente la parte centrale del plasma stesso;
  • dimostrare che è possibile produrre un plasma avente caratteristiche vicine a quelle richieste per la fusione e che è possibile mantenere questo plasma in condizioni stabili e controllate per tempi dellordine dei minuti;
  • testare i sistemi di riscaldamento del plasma, in particolare le antenne a radiofrequenza e gli iniettori di particelle neutre; verificare linterazione di questi metodi di riscaldamento con le particelle alfa prodotte dalla fusione.
                                     

2. Specifiche tecniche

Il complesso di ITER sarà composto da 39 edifici e aree tecniche disposti su una spianata di oltre 40 ettari.

Il complesso centrale, in cui avverrà la fusione nucleare, sarà composto dalla camera del tokamak con la relativa camera fredda, dalledificio diagnostico, dalledificio di miscelamento del trizio, dalledificio di riscaldamento a radiofrequenza, dalledificio di assemblaggio e da costruzioni accessorie come la sala di controllo, le aree per gli impianti ausiliari, un complesso di passaggio per la pulizia del materiale da assemblare, il compressore per limpianto criogenico e una sala di controllo elettrico.

Il plasma sarà contenuto allinterno di una camera a vuoto di forma toroidale del volume di 1 400 metri cubi nella quale sarà creato un alto vuoto iniziale a una pressione di circa 0.1 Pa. Il volume occupato dal plasma vero e proprio allinterno della camera sarà di 840 metri cubi.

La miscela gassosa di deuterio-trizio che formerà il plasma sarà iniettata molto velocemente nella camera a vuoto tramite un sistema di pompaggio con portata media di 200 Pa*m 3 /s e quindi trasformata in un plasma tramite ionizzazione indotta da un sistema elettrico. La massa complessiva di combustibile deuterio-trizio necessaria per il funzionamento di ITER sarà inferiore a 1 grammo.

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 dellattivazione neutronica.

Linsieme dei vari strati protettivi della camera a vuoto è denominato blanket coperta, che si estenderà su una superficie complessiva di 600 metri quadrati. 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 lunico esistente al mondo in grado di utilizzare una miscela di Deuterio-Trizio per la reazione di fusione.

Il campo magnetico allinterno del tokamak sarà prodotto da un solenoide centrale e da 24 bobine superconduttrici, 18 delle quali in lega di Tri-Niobio Stagno Nb 3 Sn disposte sul piano perpendicolare allanello del toroide avvolgimenti toroidali, 9+1 costruiti La Spezia dallitaliana 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. Ogni avvolgimento sarà composto da 18 strati sovrapposti di nastro superconduttore in lega; ogni strato sarà formato da nastro avvolto a spirale allinterno del quale si troveranno i canali di raffreddamento. In totale saranno utilizzati circa 100 000 km di nastro superconduttore. La costruzione degli avvolgimenti di ITER ha più che raddoppiato la produzione mondiale di lega superconduttrice al NbTi.

Tutte le bobine saranno alimentate in corrente continua, che sarà ottenuta dalla corrente alternata della rete elettrica francese tramite convertitori magnetici. Lenergia totale contenuta nel campo magnetico del tokamak ammonterà a 51 GJ.

Per dare unidea delle dimensioni del tokamak ogni bobina toroidale è lunga 10 metri e largo 16 metri, per un peso di 120 tonnellate e un costo di circa 53 milioni di euro.

Per garantire la superconduttività dei magneti, tutto il tokamak sarà inserito allinterno di una "camera fredda" criostato di 16 000 metri cubi di volume, che circonderà la macchina con una zona isolante ad altissimo vuoto 10 -6 atmosfere e nella quale sarà inserito un circuito di raffreddamento ad elio liquido supercritico che manterrà gli avvolgimenti alla temperatura di 4 K. La camera fredda richiederà la costruzione del più grande sistema di raffreddamento criogenico del mondo.

Il plasma allinterno del tokamak sarà riscaldato fino alla temperatura di fusione tramite liniezione nella camera a vuoto di atomi di idrogeno ad alta velocità che, tramite collisioni, trasferiranno la loro energia ai componenti del plasma. Due sistemi aggiuntivi a radiofrequenza 40-55 MHz e 170 GHz saranno inoltre utilizzati per riscaldare tramite risonanza rispettivamente gli ioni e gli elettroni del plasma. Circa metà dellenergia richiesta sarà fornita dalliniezione di atomi di idrogeno e laltra metà dai sistemi a radiofrequenza.

Il consumo elettrico previsto dal tokamak durante le operazioni con il plasma è intorno ai 300 MW in corrente continua, a cui si aggiungono altri 100 MW in corrente alternata necessari ai sistemi di funzionamento ausiliari come limpianto criogenico, limpianto di raffreddamento a acqua e limpianto di miscelazione del trizio

In determinati punti di intersezione delle linee di campo magnetico prodotte dagli avvolgimenti è possibile che il plasma possa entrare in contatto con le pareti del tokamak. In corrispondenza di questi punti saranno quindi disposti sulla parete interna dei bersagli a elevata resistenza termica e magnetica che trasformeranno in calore lenergia in eccesso e la scaricheranno su un divertore esterno, composto da 54 blocchi di tungsteno da 10 tonnellate luno 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 lesercizio 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 dellefficienza del tokamak sarà effettuato tramite iniezione di proiettili di deuterio-neon congelati del diametro di 25 mm, sparati ad alta velocità 300 m/s allinterno delle regioni del plasma in cui un ELM sta per formarsi. Leffetto 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. Unulteriore alternativa è basata sulliniezione di gas - neon, argon, deuterio o elio - a alta velocità allinterno del plasma.

I dati tecnici del tokamak sono i seguenti:

  • Fattore di guadagno della fusione Parametro Q: 10
  • Raggio interno del plasma: 2 m
  • Larghezza edificio: 30 m
  • Superficie del plasma: 678 m²
  • Massa della camera del plasma: 8 000 ton
  • Massa del tokamak: 23 000 ton
  • Volume del plasma: 837 m³
  • Durata dellimpulso di fusione: > 300 s
  • Potenza in uscita: 500-700 MW
  • Massimo campo magnetico toroidale al raggio maggiore del plasma: 11.8 T
  • Potenza in ingresso: 620 MW
  • Altezza edificio: 24 m
  • Raggio esterno del plasma: 6.2 m
  • Temperatura di plasma: 1.5 × 10 8 K

In una fase iniziale, la potenza prodotta dal plasma sarà asportata con uno shielding blanket mantello protettivo refrigerato ad acqua.

Almeno fino al 2025 non è previsto linserimento 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.



                                     

3. Bilancio energetico della fusione in ITER

Con il termine di Fattore di guadagno della fusione Q si intende il rapporto tra la potenza prodotta dalle reazioni di fusione e la potenza termica introdotta nel tokamak per riscaldare il plasma fino alla temperatura di fusione.

Anche se a prima vista un valore di Q appena superiore a 1 appare sufficiente a produrre energia netta dalla fusione nucleare perché lenergia che ioni e elettroni dissipano per radiazione di frenamento allinterno del plasma è inferiore a quella generata dalla fusione dei nuclei; si devono tuttavia tenere in considerazione diverse perdite di energia dovute a altri fenomeni fisici e limitazioni ingegneristiche, che riducono fortemente lefficienza del processo di fusione. Di seguito sono discusse le principali limitazioni.

Dal punto di vista fisico si deve osservare che le reazioni di fusione non generano solo particelle alfa nuclei di elio carichi positivamente, che rimangono confinati nel tokamak e producono energia utile ma anche neutroni che, essendo elettricamente neutri, sfuggono al confinamento magnetico e trasportano fuori dal tokamak parte dellenergia prodotta. Lenergia dei neutroni va quindi sprecata sotto forma di calore trasmesso per collisione alle pareti del blanket. Per contrastare la perdita di energia da parte dei neutroni soddisfacimento del criterio di Lawson quando si tiene conto anche delle perdite di massa si deve quindi fornire più energia di quella richiesta per avere Q = 1. Se si considera un valore tipico di efficienza per questo processo emerge che si deve avere almeno Q = 3.

Dal punto di vista ingegneristico si deve considerare che la potenza termica fornita dallesterno per riscaldare il plasma è solo una frazione della potenza totale che lintero complesso di ITER assorbe dalla rete elettrica per consentire al tokamak di operare. La potenza elettrica viene utilizzata per garantire la superconduttività degli avvolgimenti del tokamak, lalto vuoto allinterno della camera, le condizioni criogeniche di temperatura, il funzionamento di tutti i sistemi ausiliari, ecc. Oltre ad assorbire energia tutti questi sistemi non sono ideali e hanno unefficienza decisamente inferiore a 1.

Nel caso di ITER, tenendo conto anche dellenergia necessaria a far funzionare i vari impianti ausiliari, il fattore di guadagno della fusione necessario ad avere una produzione netta di energia quando tutte le perdite sono comprese è Q = 10.

Da notare che, allo stato attuale della tecnologia fine 2017, il massimo valore di Q prodotto da ogni altra macchina sperimentale per la fusione nucleare non ha mai superato Q = 0.67, valore che è stato ottenuto dal reattore sperimentale tokamak JET.

Il fattore di guadagno che verrà realizzato con ITER rappresenta quindi il vero progresso nella tecnologia della fusione nucleare, ottenendo per la prima volta le cosiddette condizioni di burning plasma che sono alla base di un autentico sfruttamento dellenergia da fusione.

                                     

4. Avanzamento dei lavori

  • 2015 ottobre: è completata linstallazione dei quattro trasformatori dellimpianto per il servizio in regime stazionario.
  • 2006: iniziano i lavori preparatori per i vari cantieri e ladeguamento del collegamento con la costa; la sede stradale è ampliata e modificata così da consentire il passaggio dei carichi eccezionali rappresentati da varie parti del reattore assemblate allestero e spedite via mare.
  • 2018 dicembre: è completata la zona di scarico termico.
  • 2009: completamento della costruzione della vasta spianata 400m x 1 000m su cui sorgeranno limpianto e i laboratori di ricerca.
  • 2016 settembre: il magazzino di stoccaggio principale inizia a accogliere i primi componenti in attesa di installazione.
  • 2005: il 28 giugno viene annunciata, in via ufficiale, la scelta del sito di Cadarache Francia come luogo per la costruzione di ITER.
  • 2018 novembre: la fase di costruzione degli edifici di ITER ha raggiunto la soglia del 60% di completamento.
  • 2015 dicembre: iniziano i lavori di scavo per ledificio di riscaldamento a radiofrequenza.
  • 2013 settembre: inizia la costruzione del laboratorio criogenico. È completata la rete sotterranea di drenaggio e di tunnel tecnici sotterranei scavata allinterno della spianata su cui sorgerà il tokamak. È effettuato un primo test su strada - dalla costa allimpianto - del mezzo di trasporto eccezionale che sarà utilizzato per inviare al cantiere i componenti più grandi di ITER assemblati allestero.
  • 2016 aprile: sono costruite le colonne del livello B1 della camera del tokamak. La cima delle colonne coincide con il livello stradale, portando quindi a completamento la parte sotterranea del tokamak.
  • 2015 maggio: è installato il primo dei quattro trasformatori principali dellimpianto.
  • 2017 novembre: la fase di costruzione degli edifici di ITER ha raggiunto la soglia del 50% di completamento. Si stima un progresso nella costruzione dellimpianto pari allo 0.6 % in più ogni mese.
  • 2016 luglio: inizia la costruzione del complesso di passaggio, una camera adiacente alledificio di assemblaggio principale destinata a accogliere i vari componenti da assemblare e a operare come diaframma tra ledificio di assemblaggio e lesterno.
  • 2016 settembre: inizia la costruzione delledificio dellimpianto criogenico.
  • 2016 aprile: sono completate le fondamenta le strutture sotterranee gallerie tecniche delledificio dellimpianto criogenico.
  • 2015 ottobre: iniziano i lavori preparatori alla costruzione degli edifici che conterranno i giganteschi convertitori magnetici di ITER.
  • 2015 giugno: è completato il magazzino principale per lo stoccaggio dei componenti in attesa di installazione.
  • 2014 agosto: sono completate le fondamenta antisismiche della camera del tokamak.
  • 2013: il 17 gennaio il palazzo uffici della direzione è ufficialmente inaugurato.
  • 2013 primavera: posa delle fondamenta della camera di assemblaggio principale e del laboratorio criogenico, due strutture accessorie che faranno parte delledificio del tokamak.
  • 2012 primavera: completamento delledificio di assemblaggio dei magneti; nello stesso periodo sono completate e testate la sottostazione elettrica e il relativo allacciamento alla rete ad alta tensione francese, infrastrutture necessarie a fornire lenergia richiesta per alimentare limpianto.
  • 2014 aprile: è completata la costruzione del laboratorio criogenico.
  • 2016 febbraio: iniziano i lavori preparatori per le fondamenta del sistema di torri e bacino di raffreddamento.
  • 2017 maggio: completata la costruzione del primo dei 18 magneti superconduttori nello stabilimento della Asg Superconductors di La Spezia che ne ha in produzione un totale di 9, sito nei pressi della locale centrale termoelettrica, ed in collaborazione con lENEA e il Cnr.
  • 2016 agosto: è completato ledificio dei servizi, e iniziano i lavori di allestimento dei suoi impianti interni.
  • 2016 ottobre: è installato il primo dei tre grandi trasformatori per il servizio in regime impulsato.
  • 2012 estate: iniziano i lavori di scavo per la camera di assemblaggio principale adiacente alla camera del tokamak, mentre sono completate le fondamenta del tokamak e il palazzo uffici della direzione.
  • 2013 novembre: iniziano i lavori preparatori per lampliamento del palazzo uffici della direzione, così da raggiungere, a regime, una capacità di circa 800 persone.
  • 2013 dicembre: inizia la copertura delle fondamenta antisismiche della camera del tokamak.
  • 2014 ottobre: iniziano i lavori di costruzione della camera di assemblaggio principale.
  • 2019 novembre: è stato completato ledificio principale le opere civili.
  • 2019 giugno: è stata costruita la struttura della torre di raffreddamento che secondo la tabella di marcia verrà terminata entro il 2021.
  • 2013 estate: inizia la costruzione di una serie di strade interne e edifici accessori necessari a gestire il grosso dei lavoratori previsti sul cantiere durante il picco delle attività che si verificherà nel 2015.
  • 2010 agosto: iniziano i primi lavori di scavo per la costruzione degli edifici che ospiteranno il tokamak, la zona di assemblaggio dei magneti e la direzione.
  • 2015 aprile: iniziano i lavori di costruzione dello scudo biologico bioshield, una parete di cemento armato spessa 3 metri che circonderà il nucleo del tokamak e il criostato.
  • 2014 ottobre: è completato lampliamento del palazzo uffici della direzione.
  • 2014 febbraio: sono completati gli edifici accessori necessari alle maestranze aggiuntive previste nel periodo di picco dei lavori di costruzione.
  • 2015 ottobre: iniziano i lavori di scavo per ledificio dellimpianto criogenico.
  • 2016 settembre: sono completate le fondamenta del sistema di torri e bacino di raffreddamento.
  • 2015 autunno: iniziano i lavori di costruzione delledificio dei servizi, necessario alla distribuzione di diversi servizi industriali acqua di raffreddamento, ecc. alle altre strutture del complesso di ITER.
  • 2012 ottobre: inizia il trasferimento del personale nei nuovi uffici della direzione. A regime ledificio ospiterà circa 500 persone.
  • 2015 luglio: inizia lallestimento delledificio di assemblaggio dei magneti con due camere bianche e con i vari macchinari necessari alla costruzione degli avvolgimenti magnetici.
  • 2019 marzo: sono stati completati i due edifici dei convertitori magnetici e un edificio di controllo elettrico nei pressi della sottostazione che collega ITER alla rete nazionale francese

Nel corso del 2016 il numero di operai attivi contemporaneamente nei vari cantieri del complesso ha raggiunto le 1 000 unità. Si prevede che il numero di operai attivi raggiungerà un picco di 4 000 persone nel 2021/2022.

Il primo plasma dovrebbe essere generato entro il mese di dicembre del 2025.

                                     

5. Successori

Come già indicato gli obiettivi dellITER sono la realizzazione di un plasma di fusione in grado di produrre più potenza rispetto alla potenza richiesta per riscaldare il plasma e in grado di sostenere la fusione nucleare per un tempo superiore ai pochi secondi degli esperimenti analoghi.

ITER non è progettato per produrre energia elettrica sfruttabile da utenze esterne, un compito che è invece assegnato alla generazione successiva di reattori, collettivamente chiamati reattori DEMO. Concepito come un progetto singolo, nel corso degli anni il reattore DEMO si è moltiplicato in una serie di progetti differenti che verranno intrapresi dai singoli membri del Consorzio di ITER. Molti di essi prevedono la costruzione di rettori a fusione intermedi tra ITER e DEMO allo scopo di testare le componenti che verranno infine utilizzate per i reattori di tipo DEMO. Alla data di Marzo 2019 sono previsti almeno 6 progetti differenti; in tutti i casi non si prevede la messa in esercizio di un reattore di tipo DEMO prima del 2040-2050.

  • La Cina prevede di costruire nel decennio 2020 il China Fusion Engineering Test Reactor come passo intermedio prima di un vero reattore DEMO, da costruirsi non prima del decennio successivo.
  • LUnione Europea e il Giappone hanno firmato nel 2007 un accordo decennale per un Broader Approach alla fusione nucleare che ha portato alla costruzione di una serie di strutture accessorie utili allo studio del plasma di ITER tokamak JT-60SA, IFMIF e IFERC e probabilmente proseguirà nella progettazione e costruzione congiunta di almeno un reattore di tipo DEMO entro il 2050. Almeno per quanto riguarda il DEMO europeo larchitettura e il design riprenderanno in gran parte quelli di ITER, allo scopo di risparmiare sui tempi e sui costi di costruzione.
  • LIndia prevede di costruire un tokamak intermedio chiamato SST-2 in grado di produrre almeno 80 MW di potenza elettrica netta e testare tutte le componenti utili a un successivo reattore DEMO. La costruzione di SST-2 dovrebbe avvenire nel periodo 2027-2037, seguita subito dopo dalla costruzione di un reattore di tipo DEMO.
  • La Corea del Sud ha iniziato nel 2012 lo studio concettuale di un proprio reattore chiamato K-DEMO, da costruirsi nel periodo 2037-2050.
  • La Russia ha in progetto un impianto ibrido intermedio a fusione-fissione chiamato DEMO-FNS, da costruirsi già a partire dal 2023. In questo impianto i neutroni prodotti dalla reazione di fusione verranno utilizzati per larricchimento delluranio da utilizzare in un impianto a fissione tradizionale. La costruzione di un vero e proprio impianto di tipo DEMO è prevista entro il 2050.
  • Gli Stati Uniti stanno studiando un impianto intermedio chiamato Fusion Nuclear Science Facility FNSF da costruirsi intorno al 2030 e destinato a testare le componenti di un futuro impianto di tipo DEMO in questo seguendo la stessa strategia messa in campo dallIndia. La costruzione di un vero impianto di tipo DEMO è prevista dopo il 2050.

A prescindere dal tipo di progetto, un reattore di tipo DEMO sarà più grande e costoso di ITER dato che sarà necessario realizzare delle strutture sensibilmente più complesse per la produzione del trizio direttamente nellimpianto blanket. Inoltre, le necessità di efficienza nella produzione di energia costringeranno alluso di refrigeranti diversi dallacqua - utilizzata invece in ITER - richiedendo per questo tecnologie più avanzate e, quindi, più costose.