Просмотр кода страницы Международный экспериментальный термоядерный реактор

{{Карточка научной организации
| название      = Международный экспериментальный термоядерный реактор
| сокращение    = ИТЭР
| эмблема       = ITER Logo NoonYellow.svg
| междуназвание = {{lang-en|International Thermonuclear Experimental Reactor}}
| основан       = 2007
| расположение  = [[Сен-Поль-ле-Дюранс]], [[Прованс — Альпы — Лазурный Берег]], [[Франция]]
}}

'''ITER''' ('''ИТЭР'''; первое название — {{lang-en|International Thermonuclear Experimental Reactor}}, Международный экспериментальный термоядерный реактор; в настоящее время название отсылает к {{Lang-la|iter}} — путь) — проект международного экспериментального [[термоядерный реактор|термоядерного реактора]] типа [[токамак]]. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования [[Термоядерная реакция|термоядерной реакции синтеза]] и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

Проект разрабатывается с середины 1980-х годов, сооружение планировалось закончить в [[2016 год]]у. Строительство началось в [[2010 год]]у; летом [[2020 год]]а началась сборка реактора. Срок окончания постройки запланирован на [[2035 год]].

Сооружения ITER расположены на 180 [[га]] земли коммуны [[Сен-Поль-ле-Дюранс]] ([[Прованс-Альпы-Лазурный Берег]]), которая уже стала домом для французского ядерного научно-исследовательского центра СЕА ({{Lang-fr|Commissariat à l'énergie atomique}}, [[Комиссариат атомной энергетики]]).

== Страны-участники ==
{{ПозКарта|Франция
 |label   = ИТЭР
 |lat_deg = 43 |lat_min = 41
 |lon_deg = 5 |lon_min = 45
 |width   = 300
 |float   = right
}}

* {{Флагификация|Европейский союз}} ([[Государства — члены Европейского союза|страны-члены]] выступают как единый участник)
* {{Флагификация|Великобритания}} (с 2020 года как ассоциированный член [[Европейское сообщество по атомной энергии|Европейского сообщества по атомной энергии]], до 2020 как страна — участник Европейского союза)
* {{Флагификация|Швейцария}} (как член Европейского сообщества по атомной энергии)
* {{Флагификация|Индия}}
* {{Флагификация|КНР}}
* {{Флагификация|Республика Корея}}
* {{Флагификация|Канада}} (посредством участия [[Кабинет министров Канады|Кабинета министров Канады]] в поставках трития)
* {{Флагификация|Австралия}} (посредством финансирования и поставок металлопродукции)
* {{Флагификация|Российская Федерация}} (играет значительную роль в разработке сверхпроводящих магнитов, устройств нагрева плазмы, бланкеты и другое высокотехнологическое оборудование). Наибольшую роль в реализации российской доли обязанностей по проекту ИТЭР играют:<ref>{{Cite web |url=http://www.iterrf.ru/en/russia/participants/ |title=Russian Major Partisipants |accessdate=2013-03-26 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20121204195034/http://www.iterrf.ru/en/russia/participants/ |archivedate=2012-12-04 |deadlink=yes }}</ref>
** НИЦ «[[Курчатовский институт]]»,
** Государственная корпорация по атомной энергии «[[Росатом]]»,
** [[Научно-исследовательский институт им. Д. В. Ефремова|НИИЭФА им. Д. В. Ефремова]] («НИИЭФА»),
** [[НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля]],
** [[Институт прикладной физики РАН]],
** [[Троицкий Институт инновационных и термоядерных исследований|ТРИНИТИ]],
** [[Физико-технический институт им. А. Ф. Иоффе РАН|ФТИ им. А. Ф. Иоффе]],
** [[ВНИИНМ|ВНИИНМ им. академика А. А. Бочвара]],
** [[ВНИИКП]],
** управляющая компания «Наука и инновации»,
** [[Институт ядерной физики СО РАН|ИЯФ им.]] [[Будкер, Герш Ицкович|Г. И. Будкера]] СО РАН.
** [[НПО ГКМП]]<nowiki/>ю
* {{Флагификация|США}}
* {{Флагификация|Япония}}
* {{Флагификация|Таиланд}} (посредством финансирования и обмена информацией)
* {{Флагификация|Казахстан}}. Участие Казахстана в проекте ИТЭР представляют<ref>{{Cite web |url=https://online.zakon.kz/Document/?doc_id=1012020 |title=Распоряжение Премьер-министра Республики Казахстан от 22 июля 1998 г. № 143-р О мерах по развитию деятельности в рамках решения 6 сессии Совета ИТЭР |access-date=2020-07-06 |archive-date=2020-11-24 |archive-url=https://web.archive.org/web/20201124205833/https://online.zakon.kz/Document/?doc_id=1012020 |deadlink=no }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://ktm.nnc.kz/fileadmin/downloads/presentations/ktm_2003.pdf |title=Казахстанский материаловедческий токамак |accessdate=2013-06-30 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20150620115847/http://ktm.nnc.kz/fileadmin/downloads/presentations/ktm_2003.pdf |archivedate=2015-06-20 |deadlink=yes }}</ref>:
** [[Национальный ядерный центр Республики Казахстан]] (НЯЦ РК);
** Научно-исследовательский институт экспериментальной и теоретической физики [[Казахский национальный университет имени аль-Фараби|КазНУ им. аль-Фараби]];
** [[Институт ядерной физики НЯЦ РК|Институт Ядерной Физики]] (ИЯФ);
** [[Ульбинский металлургический завод]];
** [[КазНИПИЭнергопром]]<ref>{{Cite web |url=http://www.knep.kz/institut |title=АО «Институт „КазНИПИЭнергопром“» — Об институте |accessdate=2013-06-30 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20131007180014/http://knep.kz/institut |archivedate=2013-10-07 |deadlink=yes }}</ref>;
** [[Казэлектромаш]]. [[Файл:ITER-img 0237 detoure.jpg|thumb|Макет термоядерного реактора (сечение)]]

== История ==

=== Разработка и строительство ===
Проект начал разрабатываться в середине [[1980-е годы|1980-х годов]]. В 1992 году было подписано четырёхстороннее ([[ЕС]], [[Россия]], [[США]], [[Япония]]) межправительственное соглашение о разработке инженерного проекта ITER, который был завершён в 2001 году<ref>{{публикация|статья|автор=Kaname Ikeda|заглавие=ITER on the road to fusion energy|издание=Nucl. Fusion|год=2010|том=50|ссылка=http://citeseerx.ist.psu.edu/viewdoc/download?doi=10.1.1.480.9216&rep=rep1&type=pdf|язык=en|doi=10.1088/0029-5515/50/1/014002}}</ref>.

Проектирование реактора было полностью закончено, и в 2005 году выбрано место для его строительства — исследовательский центр [[Кадараш]] ({{lang-fr|Cadarache}}) на юге Франции, в 60 км от [[Марсель|Марселя]] — ({{coord|43|41.25|N|5|45.7|E|type:city_scale:50000}})<ref>{{публикация|1=статья|автор=Алексей Левин|заглавие=Мирный термояд: энергонадежды человечества|издание=[[Популярная механика]]|год=2005|номер=9(35)|ссылка=http://www.popmech.ru/science/5359-mirnyy-termoyad-energonadezhdy-chelovechestva/|страницы=76—82|язык=ru|архив дата=2014-07-14|архив=https://web.archive.org/web/20140714150359/http://www.popmech.ru/science/5359-mirnyy-termoyad-energonadezhdy-chelovechestva/}}</ref>.

Подготовка строительной площадки началась в январе 2007 года. В [[2010 год]]у началось строительство. Сооружения ITER расположены на 180 [[га]] земли коммуны [[Сен-Поль-ле-Дюранс]] ([[Прованс-Альпы-Лазурный Берег]], регион южной Франции).

28 июля 2020 года началась сборка реактора из компонентов<ref>{{Cite web|lang=en|url=https://www.eurekalert.org/pub_releases/2020-07/tca-soi072320.php|title=Start of ITER assembly paves way for fusion energy era|accessdate=2020-07-28|archive-date=2020-07-28|archive-url=https://web.archive.org/web/20200728131616/https://www.eurekalert.org/pub_releases/2020-07/tca-soi072320.php|deadlink=no}}</ref>.

Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в 5 млрд [[евро]], планировалось закончить в 2016 году. Однако в результате значительных технических трудностей и неопределённостей при проектировании и производстве компонентов, сроки неоднократно сдвигались:
* в июне 2009 года был согласован перенос даты пуска на 2018 год;
* в феврале 2010 года срок был сдвинут на 2019 год<ref>{{cite news|url=http://www.atominfo.ru/news/air9454.htm|title=Сроки пуска ITER передвинуты на 2019 год|date=2010-03-12|accessdate=2018-11-16|archivedate=2019-03-04|archiveurl=https://web.archive.org/web/20190304094956/http://www.atominfo.ru/news/air9454.htm}}</ref>;
* в ноябре 2015 года срок окончания постройки ITER сдвинули ещё на 6 лет (от ранее запланированного 2019) к 2025 году, а предполагаемая сумма расходов выросла до 19 млрд евро<ref name="автоссылка1">{{cite news|url=https://lenta.ru/news/2015/11/20/iter/|title=Запуск многомиллиардного международного термоядерного реактора отложен|date=2015-11-20|publisher=Lenta.ru|accessdate=2015-11-22|archivedate=2016-05-30|archiveurl=https://web.archive.org/web/20160530170810/https://lenta.ru/news/2015/11/20/iter/}}</ref>;
* в ноябре 2022 года объявлено о переносе даты получения первой плазмы на более поздний срок без его указания (по последнему плану — 2025 год). Причина — более медленные темпы монтажа по сравнению с плановыми<ref>{{cite web |title=Первую плазму на ИТЭР получат позднее запланированного 2025 года |url=https://www.atomic-energy.ru/news/2022/11/14/130267 |lang=ru |website=Атомная энергия 2.0 |editor=гл. ред. {{автор|Яковлев, Павел Александрович|П. А. Яковлев }} |publisher=[[Росатом]] |pages=С. 130267 |date=2022-11-14 |access-date=2022-11-15 |archive-date=2022-11-15 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221115133711/https://www.atomic-energy.ru/news/2022/11/14/130267 |deadlink=no }}</ref>.

== Конструкция ==
Наиболее важная часть ITER — сам [[токамак]] и все служебные помещения — расположены на площадке с размерами 1,0×0,4 км<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/130/site_plan_exploded_view.jpg |title=The layout of the ITER site. Image credit: ITER Organization/ Схема расположения зданий организации ITER |date=2009 |access-date=2015-01-20 |archive-date=2015-01-20 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150120183238/http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/130/site_plan_exploded_view.jpg |deadlink=no }}</ref>. Предполагалось, что строительство продлится до [[2017 год]]а<ref>Одиннадцатый корпус // [[Популярная механика]]. — 2017. — № 2. — С. 18—19.</ref>. Основная работа на этом этапе выполняется под руководством французского агентства ITER, а в сущности [[Комиссариат по атомной и альтернативным видам энергии|CEA]].

В целом токамак ITER будет представлять собой 60-метровое сооружение массой 23 000 т<ref>{{cite web|author=Пьер Ле Ир|title=Европа обеспокоена ростом стоимости термоядерного реактора ITER|url=http://www.inopressa.ru/article/29Jul2010/lemonde/eu.html|date=2010-07-29|publisher=InoPressa.ru (перевод статьи Le Monde)|language=ru|access-date=2010-07-29|archive-date=2014-12-23|archive-url=https://web.archive.org/web/20141223133522/http://www.inopressa.ru/article/29Jul2010/lemonde/eu.html|deadlink=no}}</ref><ref>{{cite news|last=Pierre Le Hir|title=L'Europe s'alarme de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER|url=http://www.lemonde.fr/planete/article/2010/07/28/l-europe-s-alarme-de-l-explosion-du-cout-du-reacteur-a-fusion-nucleaire-iter_1350332_3244.html|accessdate=2015-10-27|publisher=LE MONDE|date=2010-07-28|language=fr|archivedate=2015-01-02|archiveurl=https://web.archive.org/web/20150102064743/http://www.lemonde.fr/planete/article/2010/07/28/l-europe-s-alarme-de-l-explosion-du-cout-du-reacteur-a-fusion-nucleaire-iter_1350332_3244.html}}</ref>.

Высота (более 70 м) превзойдет высоту Спасской башни. Ученые рассчитывают получить объем плазмы в 40 м³. Таким образом, температура внутри реактора достигнет 150 млн °C. Для обеспечения необходимого объема плазмы магнитное поле в токамаке должно быть усилено до 200 тысяч раз сравнительно с земным полем. Громадные сверхпроводящие магниты будут охлаждаться до −269&nbsp;°C. Так, исследовательский центр «Кадараш» станет одновременно самым горячим и самым холодным местом во Вселенной<ref>{{Cite web|url=https://e-plus.media/technologies/zachem-lyudi-pytayutsya-sozdat-solncze-nanbspzemle-ili-chto-takoe-termoyadernaya-energetika/|title=Зачем люди пытаются создать Солнце на Земле, или что такое термоядерная энергетика|lang=ru|author=Глеб Сегеда|website=Энергия+|date=2022-10-24|access-date=2023-08-07|archive-date=2023-08-07|archive-url=https://web.archive.org/web/20230807133709/https://e-plus.media/technologies/zachem-lyudi-pytayutsya-sozdat-solncze-nanbspzemle-ili-chto-takoe-termoyadernaya-energetika/|deadlink=no}}</ref>.

=== Общая схема ===
{{wide image|ITER Tokamak and Plant Systems (2016) (41783636452).jpg|1200px|alt=Рисунок устройства токамака и вспомогательных систем установки}}

=== Токамак ===
{{основная статья|Токамак}}
Термин «токамак» — русскоязычный. Изначально [[Головин, Игорь Николаевич|И. Н. Головин]] предложил аббревиатуру «токамаг» — «''то''роидальная ''ка''мера с ''маг''нитами», однако [[Явлинский, Натан Аронович|Н. А. Явлинский]] подметил, что глухая согласная на конце слова будет звучать более выразительно и предложил аббревиатуру «токамак» — «''то''роидальная ''ка''мера с ''ма''гнитными ''к''атушками».

==== Магнитная система ====
Магнитная система токамака состоит из 48 элементов: 18 катушек тороидального поля, 6 катушек полоидального поля, центрального соленоида, состоящего из 6 секций, и наконец, 18 корректирующих катушек.

Индукция поля, создаваемого магнитной системой, достигает 13 [[Тесла (единица измерения)|Тл]]. Это чрезвычайно высокое значение. Для сравнения: это поле превосходит [[магнитное поле Земли]] в 200 000 раз. Для снижения потерь на электрическое сопротивление в катушках тороидального поля и центрального соленоида используется проводник из сплава [[Ниобий|ниобия]]-[[олово]] (Nb<sub>3</sub>Sn). Для катушек полоидального поля и корректирующих катушек используется ниобий-[[Титан (элемент)|титановый]] (NbTi) сплав. При температуре кипения [[жидкий гелий|жидкого гелия]] (примерно 4К, или −269 °С) эти сплавы находятся в [[сверхпроводимость|сверхпроводящем состоянии]].

'''Катушки тороидального поля''' ({{Lang-en|toroidal field}} — TF)<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/23/magnets_2.jpg |title=Архивированная копия |access-date=2014-07-02 |archive-date=2014-07-14 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140714162306/http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/23/magnets_2.jpg |deadlink=no }}</ref> расположены снаружи вакуумной камеры токамака, и внутри оболочки криостата. Они состоят из 18 идентичных элементов (D-образных катушек), расположенных вертикально вокруг торообразной вакуумной камеры. Они создают магнитное поле вокруг плазменного тора индукцией 11,8 Тл и запасают энергию 41 гигаджоулей. Каждая катушка весит около 300 т, имеет высоту 15 м и ширину 9 м. Общий вес катушек тороидального поля 6540 т. Катушки намотаны из сверхпроводящего кабеля, который состоит из прядей (стрендов), заключённых в оболочку из того же сплава. Кроме прядей внутри кабеля проходят каналы для циркуляции охладителя — жидкого гелия. Общая длина прядей, используемых для катушек TF, составляет более 80 км. Всего будет произведено 19 катушек (одна запасная). Из них 10 штук произведёт [[Европейский союз]], и 9 штук — [[Япония]]<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/newsline/-/1962 |title=Europe signs a final contract for toroidal field coils |access-date=2014-07-02 |archive-date=2014-07-10 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140710213230/http://www.iter.org/newsline/-/1962 |deadlink=no }}</ref>.

'''Катушки полоидального поля''' ({{Lang-en|poloidal field}} — PF)<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/24/magnets_3.jpg |title=Архивированная копия |access-date=2014-07-02 |archive-date=2014-07-14 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140714130932/http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/24/magnets_3.jpg |deadlink=no }}</ref> расположены поверх катушек TF. Находятся внутри оболочки криостата. Состоят из 6 катушек, расположенных горизонтально. Назначение этого поля — отдалить плазменный шнур от стенок камеры и сжать его (адиабатический нагрев). Благодаря своим размерам четыре из шести катушек PF (2, 3, 4, и 5) будут наматываться на территории ITER, в специально построенном для этого Здании полоидальных катушек. О масштабе этих изделий говорит такой факт: две самые большие катушки PF-3 и PF-4 имеют внешний диаметр 24 м, а масса каждой 400 т<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/media/7%20-%20technical/pf_overview.jpg |title=Poloidal field magnets |access-date=2016-04-11 |archive-date=2016-08-28 |archive-url=https://web.archive.org/web/20160828010042/http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/media/7%20-%20technical/pf_overview.jpg |deadlink=no }}</ref>. Меньшие катушки (обозначения в спецификации ITER PF-1 и PF-6) производятся в России и Китае соответственно, и доставляются морем. Производство катушки PF-6 поручено [[Китай|Китаю]]. Эта катушка уже полностью собрана, доставлена из Китая в ITER и прошла холодный тест. В апреле 2021 года она установлена в шахту реактора<ref>{{cite web |url=https://www.iter.org/newsline/-/3605 |title=«FIRST MAGNET IN PLACE» |date=2021-04-26 |access-date=2021-04-26 |archive-date=2021-04-26 |archive-url=https://web.archive.org/web/20210426193504/https://www.iter.org/newsline/-/3605 |deadlink=no }}</ref>. Катушка PF-1 производится в России, в [[Санкт-Петербург]]е, на Средне-Невском судостроительном заводе. Начало намотки катушки стартовало летом 2015 года<ref>{{cite web |url=http://www.i-mash.ru/news/nov_predpr/62879-predstavitel-mezhdunarodnojj-organizacii-itjer.html |title=«Представитель международной организации ИТЭР оценил состояние производства катушки PF1 на СНСЗ» |date=2015-02-13 |access-date=2015-02-15 |archive-date=2015-02-15 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150215102753/http://www.i-mash.ru/news/nov_predpr/62879-predstavitel-mezhdunarodnojj-organizacii-itjer.html |deadlink=no }}</ref>. В апреле 2021 года сайт ITER показал фото намоточного пакета PF-1, только что извлеченного из вакуумной камеры, где происходила пропитка пакета эпоксидной смолой. 1 ноября 2022 года полностью собранная катушка была отправлена морем из Санкт-Петербурга в [[Марсель]]<ref>{{Cite web |url=https://www.atomic-energy.ru/news/2022/11/01/129900 |title=Росатом торжественно отправил катушку полоидального поля PF1 для строящегося во Франции термоядерного реактора ИТЭР |access-date=2022-11-21 |archive-date=2022-11-21 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221121202918/https://www.atomic-energy.ru/news/2022/11/01/129900 |deadlink=no }}</ref>.

'''Центральный соленоид''' ({{Lang-en|central solenoid}}, CS) расположен в «дырке от бублика» — вдоль оси вакуумной камеры. Он представляет собой первичную обмотку трансформатора. Вторичной обмоткой трансформатора является плазменное кольцо, замкнутое в короткий виток. Ни один трансформатор не может работать на постоянном токе, поэтому напряжение в первичной обмотке будет расти от нуля до своего максимального значения. Ток, проходя по плазме, создает дополнительное магнитное поле, стремящееся ещё больше сжать виток (адиабатический нагрев) и одновременно нагревая его за счёт омического сопротивления (индукционный нагрев). Соленоид состоит из шести катушек, намотанных из специального кабеля из ниобий-оловянного сплава (Nb<sub>3</sub>Sn). Этот кабель рассчитан на ток до 46 кА. Кабель проектировался, чтобы выдержать без деформации значительный вес вышележащих слоёв. Каждая катушка похожа на стопку блинов. Стекло-полиамидная изоляция, пропитанная эпоксидной смолой, способна выдержать напряжение до 29 кВ. Длина кабеля, укладываемого в каждую катушку, составляет 910 м. За 20 лет службы токамака центральный соленоид совершит примерно 60 000 импульсов.

'''Корректирующие катушки''' расположены внутри вакуумной камеры, между стенкой камеры и бланкетом. Они служат для «сглаживания» пограничных локализованных мод ({{Lang-en|Edge Localized Modes}} — ELMs), способных вызвать «выпучивание» плазменного шнура. Такое «выпучивание» опасно множеством негативных последствий. Во-первых, плазма, касаясь стенок камеры, теряет энергию и охлаждается. Во-вторых, происходит испарение, а следовательно, повышенный износ материала «горячей стенки». В-третьих, испарившийся материал (в основном бериллий) загрязняет внутреннее пространство вакуумной камеры мельчайшей пылью. Эта пыль, попав в плазму, заставляет её дополнительно светиться, что ещё больше охлаждает шнур и вызывает ещё больший износ горячей стенки.

{| class="wikitable alternance centre"
 |+ Характеристики основных магнитов<ref>[http://www.hep.princeton.edu/mumu/target/Jewell/jewell_041511.pdf ''ITER conductor design and (we hope) nuclear heating''] {{Wayback|url=http://www.hep.princeton.edu/mumu/target/Jewell/jewell_041511.pdf |date=20160303181055 }}, ITER, {{date|18|septembre|2015}}.</ref>
 |-
 |
 ! Материал проводника
 ! Длина проводника, тыс. м
 ! Масса, т
 ! Номинальный ток, кА
 ! Магнитное поле, Т
 ! Накопленная энергия, ГДж
 ! Стоимость (прогноз на 2011 год), млн €
 |-
 ! Полоидальные катушки (PF)
 | NbTi
 | 65
 | 2163
 | 52
 | 6
 | 4
 | 122
 |-
 ! Тороидальные катушки (TF)
 | Nb<sub>3</sub>Sn
 | 88
 | 6540
 | 68
 | 11,8
 | 41
 | 323
 |-
 ! Центральный соленоид (CS)
 | Nb<sub>3</sub>Sn
 | 42
 | 974
 | 46
 | 13
 | 6,4
 | 135
 |}

==== Вакуумная камера ====
По форме [[вакуумная камера]] представляет собой [[Тор (поверхность)|тор]] («[[бублик]]»). На сайте ITER её называют {{Lang-en|doughnut}} — «[[пончик]]».

Вакуумная камера выполнена из нержавеющей стали. Её размеры: около 19 м в «большом диаметре», 11 м в высоту, и 6 м «малый диаметр» (диаметр «дырки от бублика»). Объём рабочей полости — 1400 м³. Масса этого компонента токамака — свыше 5000 т.

Стенки вакуумной камеры двойные. Между стенками расположена полость для циркуляции теплоносителя (дистиллированная вода). Внутренняя стенка защищена от теплового и нейтронного излучения бланкетом.

Для улавливания продуктов реакции в нижней части камеры установлен дивертор. Для демонтажа и монтажа элементов дивертора и бланкета, а также для диагностики и ремонта внутреннего оборудования разрабатывается дистанционный манипулятор.

Доступ к элементам бланкета, дивертора и другим системам, находящимся в «горячей полости», обеспечивают 44 окна (порта) в стенках вакуумной камеры: 18 верхних, 17 экваториальных и 9 нижних.

==== Бланкет ====
Бланкет ({{Lang-en|blanket}}) — весьма напряжённая в тепловом и радиационном плане система токамака (наряду с дивертором). Назначение бланкета — улавливать высокоэнергичные [[нейтрон]]ы, образующиеся при термоядерной реакции. В бланкете нейтроны замедляются, выделяя тепло, которое отводится системой охлаждения. «Горячая стенка» бланкета, за счёт охлаждения водой, не будет нагреваться выше 240 °С.

Для удобства технического обслуживания бланкет разделён на 440 элементов. Его общая площадь около 700 м². Каждый элемент представляет собой кассету, со съёмной передней стенкой из [[Бериллий|бериллия]] (толщиной от 8 до 10 мм) и медным корпусом, упрочненном нержавеющей сталью. Размеры каждой кассеты: 1×1,5 м. Её масса — до 4,6 т.

Общее количество бериллия, необходимое для изготовления бланкета, составляет около 12 т. Сам по себе металлический бериллий малотоксичен, но бериллиевая [[пыль]] при вдыхании способна вызвать ярко выраженную [[Аллергическая реакция|аллергическую реакцию]]. Длительное вдыхание бериллиевой пыли в малой концентрации способно вызвать [[бериллиоз]]. Кроме того, бериллиевая пыль обладает канцерогенным действием. При работе токамака ожидается постепенное испарение «горячей стенки» и, соответственно, образование мельчайшей бериллиевой пыли (которая должна улавливаться дивертором). На ITER, для предохранения контакта персонала с бериллиевой пылью, разрабатываются очень строгие меры безопасности<ref>[http://www.iter.org/newsline/-/2386 ''Handle with care''] {{Wayback|url=http://www.iter.org/newsline/-/2386 |date=20160314165407 }} // ITER, 14 марта 2016{{Ref-en}}</ref>.

Три кассеты бланкета модифицированы. Эти кассеты называют ''Test Blanket Modules'' (TBM). TBM содержат изотоп лития <math>{}^{6}_{3}\mbox{Li}</math>. При столкновении нейтронов с литием происходит реакция

: <math>{}^{1}_{0}\mbox{n} + {}^{6}_{3}\mbox{Li} \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{3}_{1}\mbox{H}</math>

Один из продуктов этой реакции — [[тритий]]. Таким образом, токамак ITER будет участвовать в эксперименте по «размножению» трития, хотя сам производить себе топливо не будет.

В результате этой реакции есть надежда получить тритий в количестве, бо́льшем, чем было израсходовано в реакции слияния. Этот эксперимент актуален для токамака следующего поколения [[DEMO]]. Этот токамак уже сам будет производить себе топливо.

==== Дивертор ====
[[Дивертор]] служит для извлечения из плазмы загрязнений, попадающих туда с «горячей стенки» бланкета. Применять диверторы на стеллараторах и токамаках начали в 1951 году по предложению [[Спитцер, Лайман|Лаймана Спитцера]]. По форме магнитного поля диверторы относятся к одному из трех типов: полоидальному, тороидальному и бандл-типу. Принцип действия всех типов диверторов одинаков. В токамаке ITER используется дивертор полоидального типа.

На «горячей стенке» всегда присутствуют загрязнения, которые прилипают к ней в результате [[Адсорбция|адсорбции]]. При нагреве эти загрязнения испаряются и попадают в плазму. Там они ионизируются и начинают интенсивно излучать. Возникают дополнительные радиационные потери (эти потери пропорциональны второй степени эффективного заряда плазмы). Тем самым плазменный шнур охлаждается, а горячая стенка перегревается.

Дивертор непрерывно «обдирает» с плазменного шнура внешний слой (где концентрация примесей наиболее высока). Для этого, с помощью небольшого магнитного поля, внешние слои шнура направляются на интенсивно охлаждаемую водой мишень. Здесь плазма охлаждается, нейтрализуется, превращается в газ, а затем откачивается из камеры. Таким образом, примеси не проникают в сердцевину шнура.

Кроме того, в токамаке ITER дивертор служит для осаждения и удержания бериллиевой пыли, образующейся при испарении «горячей стенки» бланкета. Поэтому его на сайте ITER ещё шутливо называют «ashtray» (пепельница). Если не удалять пыль из зоны горения, она попадёт в плазменный шнур, разогреется, и тоже начнёт излучать. Это вызовет в свою очередь, перегрев горячей стенки, её повышенный износ (испарение и радиационное распыление) и образование новых порций пыли. Дивертор ITER состоит из пяти мишеней с щелями между ними. Металлическая пыль скатывается с пологих поверхностей мишеней и попадает в щели. Оттуда ей очень трудно вновь попасть в плазменный шнур.

Дивертор выполнен из 54 кассет<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/7%20-%20Technical/18%20-%20Requested%20ISO%203%20cassettes%20assy.jpg |title="Рисунок, показывающий внешний вид одной кассеты дивертора. Видны две боковые мишени и одна центральная, в виде купола" |date= |access-date=2015-04-05 |archive-date=2015-04-10 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150410191949/http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/7%20-%20Technical/18%20-%20Requested%20ISO%203%20cassettes%20assy.jpg |deadlink=no }}</ref>, общим весом 700 т. Размер каждой кассеты 3,4×2,3×0,6 м. Корпус кассеты — высокопрочная нержавеющая сталь. По мере износа кассеты будут демонтироваться, и на их место устанавливаться другие. Мишени преобразуют кинетическую энергию частиц плазмы в тепло, поэтому нагреваются до 3000 °С и требуют интенсивного охлаждения водой.

Мало какой материал способен длительно (срок службы токамака 20 лет) выдерживать такой нагрев. На начальных стадиях проектирования токамака планировалось выполнить мишени из углеродного композита, армированного углеродным волокном ({{Lang-en|carbon fibre-reinforced carbon composite}} — CFC), однако теперь{{когда}} рассматривается вопрос изготовления этих деталей из вольфрама.

Система охлаждения дивертора будет работать в околокипящем режиме. Суть этого режима такова: теплоноситель (дистиллированная вода) начинает закипать, но ещё не кипит. Микроскопические пузырьки пара способствуют интенсивной конвекции, поэтому этот режим позволяет отводить от нагретых деталей наибольшее количество тепла. Однако есть и опасность — если теплоноситель всё-таки закипит, пузырьки пара увеличатся в размерах, резко снизив теплоотвод. Для контроля за состоянием теплоносителя на ITER установлены акустические датчики. По шуму, который создают пузырьки в трубопроводах, будет оцениваться режим, в котором находится теплоноситель. Теплоноситель, охлаждающий дивертор, будет находиться под давлением 4 МПа и иметь температуру на входе 70&nbsp;°C, а на выходе 120&nbsp;°C<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/newsline/-/2055 |title="Listening to bubbles to prevent trouble", "Слушаем пузырьки, чтобы предотвратить беду" |date=2014-12-12 |access-date=2014-12-14 |archive-date=2014-12-13 |archive-url=https://web.archive.org/web/20141213014835/http://www.iter.org/newsline/-/2055 |deadlink=no }}</ref>.

==== Системы нагрева плазмы ====
Для того, чтобы ядра трития вступили в реакцию слияния с ядрами дейтерия, они должны преодолеть взаимное [[Электростатика|электростатическое отталкивание]] — [[кулоновский барьер]]. В термоядерном реакторе ITER для этого тритий нагревается до очень высоких температур ~1,5·10<sup>8</sup> [[кельвин|К]], что приблизительно в десять раз больше, чем в ядре [[Солнце|Солнца]] (~1,6·10<sup>7</sup> К). При такой высокой температуре кинетическая энергия ядер становится достаточной, чтобы кулоновский барьер был преодолён и термоядерная реакция «зажглась». После зажигания термоядерной реакции предполагается, что можно будет выключить внешние нагреватели плазмы или снизить их мощность. Ожидается, что термоядерная реакция станет самоподдерживающейся.

Для разогрева плазмы токамак ITER использует три системы: два высокочастотных нагревателя (ECRH и ICRH) и инжектор нейтральных атомов. Кроме того, можно задействовать для нагрева плазмы еще и центральный соленоид. Поднимая напряжение в соленоиде от нуля до 30 кВ, можно индуцировать в короткозамкнутом плазменном витке электрический ток. За счет омического нагрева выделяется дополнительное тепло. Такой способ нагрева называется индукционным.

===== Система электронно-циклотронного нагрева (ECRH) =====
Система ECRH ({{Lang-en|Electron Cyclotron Resonance Heating}}) разогревает электроны плазменного шнура, а также используется для отвода тепла в определённых местах в плазме в качестве механизма минимизации нарастания определённых неустойчивостей, приводящих к охлаждению плазмы. Она выполняет роль «стартера» плазмы в начале выстрела, разогревая нейтральный газ, заполняющий вакуумную камеру. В качестве источников энергии применены [[гиротрон]]ы, каждый мощностью 1 МВт, рабочей частотой 170 ГГц и длительностью импульса более 500 с. Всего гиротронов 24. Они расположены в Здании радиочастотного нагрева и передают свою энергию по волноводам, длина которых составляет 160 м. Производством гиротронов заняты Япония, Россия, Европа и [[Индия]]. В конце февраля 2015 года Япония продемонстрировала первый произведённый гиротрон. Все гиротроны предполагалось поставить в ITER в начале 2018 года<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/newsline/-/2112 |title=«The plasma starter» |date=2015-02-19 |access-date=2015-02-19 |archive-date=2015-02-19 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150219185421/http://www.iter.org/newsline/-/2112 |deadlink=no }}</ref>. Для ввода энергии в вакуумную камеру служат окна из поликристаллического искусственного алмаза. Диаметр каждого алмазного диска 80 мм, а толщина 1,1 мм. Алмаз выбран потому, что прозрачен для СВЧ излучения, прочен, радиационно стоек и обладает теплопроводностью в пять раз выше, чем у меди. Последнее обстоятельство немаловажно: через окно будет проходить мощность до 500 МВт/м². Производством этих кристаллов занята лаборатория во [[Фрайбург-им-Брайсгау|Фрайбурге]]. Всего для ITER будет поставлено 60 алмазных окон<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/newsline/-/2204 |title=«A modern day Midas touch» |date=2015-06-13 |access-date=2015-06-15 |archive-date=2015-06-17 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150617003850/http://www.iter.org/newsline/-/2204 |deadlink=no }}</ref>.

===== Система ионно-циклотронного нагрева (ICRH) =====
Система ICRH ({{Lang-en|Ion Cyclotron Resonance Heating}}) разогревает ионы плазмы. Принцип этого нагрева такой же, как и бытовой [[Микроволновая печь|СВЧ-печи]]. Частицы плазмы под воздействием [[электромагнитное поле|электромагнитного поля]] высокой мощности с частотой от 40 до 55 [[Герц (единица измерения)|МГц]] начинают колебаться, получая дополнительную [[Кинетическая энергия|кинетическую энергию]] от поля. При столкновениях ионы передают энергию другим частицам плазмы. Система состоит из мощного радиочастотного генератора на [[тетрод]]ах (будет установлен в Здании радиочастотного нагрева плазмы), системы [[волновод]]ов для передачи энергии и излучающих антенн<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/7%20-%20Technical/antenna_cap.jpg |title=«Рисунок излучающей антенны ICRH» |date= |access-date=2015-04-05 |archive-date=2015-04-10 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150410172154/http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/7%20-%20Technical/antenna_cap.jpg |deadlink=no }}</ref>, расположенных внутри вакуумной камеры.

===== Инжектор нейтральных атомов =====
Инжектор «выстреливает» в плазменный шнур мощный пучок из атомов дейтерия, разогнанных до энергии 1 МэВ. Эти атомы, сталкиваясь с частицами плазмы, передают им свою кинетическую энергию и тем самым нагревают плазму. Поскольку разогнать в электрическом поле нейтральный атом невозможно, его нужно сперва ионизировать. Затем ион (по сути, ядро дейтерия) разгоняется в циклотроне до необходимой энергии. Теперь быстродвижущийся ион следует снова превратить в нейтральный атом. Если этого не сделать, ион будет отклонён магнитным полем токамака. Поэтому к разогнанному иону следует присоединить электрон. Для деионизации ион проходит через ячейки, наполненные газом. Здесь ион, захватывая электрон у молекул газа, рекомбинирует. Не успевшие рекомбинировать ядра дейтерия отклоняются магнитным полем на специальную мишень, где тормозятся, рекомбинируют и могут быть использованы вновь.

Требования к мощности «фабрики атомов» ITER настолько велики, что на этой машине впервые пришлось применить систему, которой не было на предшествующих [[токамак]]ах. Это система отрицательных ионов. На таких высоких скоростях положительный ион просто не успевает превратиться в нейтральный атом в газовых ячейках. Поэтому используются отрицательные ионы, которые захватывают электроны в специальном радиочастотном разряде в среде плазмы дейтерия, экстрагируются и разгоняются высоким положительным потенциалом (1 МВ по отношению к источнику ионов), затем нейтрализуются в газовой ячейке. Оставшиеся заряженными ионы отклоняются электростатическим полем в специальную охлаждаемую водой мишень. При потреблении примерно 55 МВт электроэнергии, каждый из двух планируемых на ITER инжекторов нейтральных атомов способен вводить в плазму до 16 МВт тепловой энергии.

==== Криостат ====
Криостат<ref>{{cite web |url=https://www.iter.org/mach/cryostat ITER — the way to new energy |title=«Cryostat» |date= |access-date=2014-03-18 |archive-date=2014-03-18 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140318180315/https://www.iter.org/mach/cryostat |deadlink=no }}</ref><ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/7%20-%20Technical/cryostat_small.jpg |title=«Рисунок, показывающий внешний вид криостата» |date= |access-date=2015-04-05 |archive-date=2015-04-10 |archive-url=https://web.archive.org/web/20150410181607/http://www.iter.org/doc/all/content/com/gallery/Media/7%20-%20Technical/cryostat_small.jpg |deadlink=no }}</ref> — самый большой компонент токамака. Это оболочка объёмом 16 000 м³ из нержавеющей стали, 29,3 м в высоту, 28,6 м в диаметре, массой 3850 т<ref>[http://www.iter.org/multilingual/rf/4/105 ''Держать в холоде''.] {{Wayback|url=http://www.iter.org/multilingual/rf/4/105 |date=20150605202715 }}{{Ref-en}}</ref>. Внутри криостата будут располагаться остальные элементы машины. Криостат, помимо механических функций (опора деталей токамака и их защита от повреждений) будет выполнять роль вакуумного «термоса», являясь барьером между внешней средой и внутренней полостью. Для этого на внутренних стенках криостата размещены тепловые экраны, охлаждаемые азотным контуром (80 К). Криостат имеет множество отверстий для доступа к вакуумной камере, трубопроводов системы охлаждения, фидеров питания магнитных систем, диагностики, дистанционного манипулятора, систем нагрева плазмы и других.

Криостат будет собираться в здании криостата площадью 5500 м², которое специально было построено для этой цели. Доставить сборку таких размеров целиком тяжело и дорого, поэтому было принято решение конструктивно разбить криостат на четыре крупных фрагмента (поддон, две цилиндрические обечайки и крышка). Каждый из этих фрагментов будет собираться из более мелких сегментов. Всего сегментов 54. Их производством занята [[Индия]]. Затем фрагменты, после сборки в Здании криостата, по очереди будут перемещены и установлены на место — в шахту реактора<ref>{{cite web|url=https://www.iter.org/of-interest/364|title=«Cryostat Workshop ready for equipment»|date=2014-09-19|access-date=2015-11-24|archive-date=2015-11-24|archive-url=https://web.archive.org/web/20151124194449/https://www.iter.org/of-interest/364|deadlink=no}}</ref>.

Для снижения влияния нейтронного излучения токамака на окружающую среду криостат будет окружён «одеялом» из специального бетона, которое называют «биозащита» ({{Lang-en|BioShield}}). Толщина биозащиты над криостатом составит 2 м.

Поддон криостата будет покоиться на выступах из особо плотного [[железобетон]]а (3,9 т/м³ вместо 2,5 у обычного бетона), сформированных на плите B2. Эти выступы на сайте ITER называют «короной» («crown»). Арматура элементов короны имеет очень сложный макет; для приготовления [[бетон]]а будет использован [[гравий]], добываемый в [[Лапландия|Лапландии]]<ref>[http://www.iter.org/newsline/-/2237#3710 ''400,000 tons of steel and concrete''.] {{Wayback|url=http://www.iter.org/newsline/-/2237#3710 |date=20160304074421 }}{{Ref-en}}</ref>. Для снижения напряжений, связанных с вибрациями токамака, и температурными изменениями размеров криостата, между поддоном криостата и «короной» будут расположены 18 шаровых подшипников, каждый размером 120×120×50 см.

=== Внешние системы токамака ===

==== Система управления CODAC ====
CODAC ({{Lang-en|Control, Data Access and Communication}} — управление, доступ к данным и связь) является основной системой управления при эксплуатации ИТЭР-токамака. Персонал CODAC представляет собой группу экспертов в различных областях автоматизации. В настоящий момент команда проводит консультации с ведущими институтами и привлечёнными компаниями в целях принятия наилучших технических решений для ИТЭР.

В составе CODAC:
* пять независимых серверов (каждый со своим устройством хранения данных);
* шесть независимых локальных сетей:
** PON ({{Lang-en|Plant Operation Network}} — Сеть управления токамаком и его системами);
** TCN ({{Lang-en|Time Communication Network}} — Сеть передачи времени);
** SDN ({{Lang-en|Synchronous Databus Network}} — Синхронная шина данных);
** DAN ({{Lang-en|Data Archive Network}} — Сеть архивирования данных);
** CIN ({{Lang-en|Central Interlock Network}} — Сеть централизованной блокировки);
** CSN ({{Lang-en|Central Safety Network}} — Сеть централизованной защиты);
* терминалы;
* контроллеры;
* датчики.

Организационно вся система управления делится на следующие подразделения:
* Центральный контроль и автоматизация, мониторинг и обработка данных (Central supervision and automation, monitoring and data handling). В составе этой системы три сервера, соединённых интерфейсом I&C с остальными подразделениями.
* Отображение данных и управление HMI ({{Lang-en|Human Maсhine Interface}}). Подразделение включает в себя терминалы и мнемосхемы, системы Центральной блокировки CIS ({{Lang-en|Central Interlock System}}) и Центральной защиты CFS ({{Lang-en|Central Safety System}}). Обе системы обладают собственными регистраторами параметров.
* Группа управления ITER ({{Lang-en|ITER Control Group}}). В составе два сервера:
** сервер обслуживания и приложений;
** шлюз доступа к каналам данных.
* Система токамака ({{Lang-en|Plant system}}) соединена интерфейсом I&C с остальными подразделениями. Система обеспечивает получение потока данных с токамака и осуществляет непосредственное управление исполнительными механизмами. Система состоит из трёх уровней:
** Контроллеры. Каждый контроллер соединён шиной со своим интерфейсом. Контроллеры «переводят» цифровые данные с шин интерфейсов на принятый язык протокола I&C.
** Интерфейсы (в большинстве своем аналого-цифровые преобразователи) преобразуют аналоговые данные с датчиков в цифровые данные. Некоторые интерфейсы преобразуют команды, полученные от контроллеров в команды для исполнительных механизмов.
** Датчики и исполнительные механизмы.

Протокол I&C ({{Lang-en|Local Instrumentation and Control}}) разработан специально для CODAC. В настоящее время разработчиками ITER издан справочник CODAC, который изучается персоналом.

==== Топливная система ====
[[Управляемый термоядерный синтез#Типы реакций|Топливом]] для токамака ITER служит смесь [[Изотопы водорода|изотопов водорода]] — [[Дейтерий|дейтерия]] и [[Тритий|трития]]. [[Критерий Лоусона]] для данного типа реакции <math>n\tau > 10^{20}</math> м<sup>−3</sup>·с.

В отличие от предшествующих токамаков, ITER конструктивно приспособлен именно под это топливо.

ITER, как и любой токамак, будет работать в импульсном режиме. В начале из вакуумной камеры откачивают весь воздух и содержащиеся в нём примеси. Включается магнитная система. Затем в камеру вводят топливо под низким давлением в газообразном состоянии, с помощью системы впрыска топлива. Затем дейтериево-тритиевая смесь нагревается, ионизируется и превращается в плазму.

Для ввода в плазменный шнур дополнительных количеств топлива используется ледяная пушка. Смесь дейтерия и трития замораживается и превращается в гранулы. Пушка выстреливает эти гранулы в плазменный шнур со скоростью до 1000 м/с. Ледяная пушка служит не только для контроля за плотностью топлива. Эта система предназначена для борьбы с локальными выпучиваниями плазменного шнура. Эти выпучивания называются пограничными локализованными модами ({{Lang-en|Edge Localized Modes}}, ELM).

В каждый текущий момент времени в вакуумной камере токамака будет находиться не более 1 г топлива.

Несгоревшее топливо, вместе с продуктом реакции гелием, деионизируется на диверторе и откачивается. Затем гелий отделяется от дейтерия и трития в системе разделения изотопов. Дейтерий и тритий вновь поступают в вакуумную камеру, образуя замкнутую «DT-петлю» в топливном цикле токамака<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/mach/fuelcycle |title=ITER — the way to new energy |access-date=2014-08-27 |archive-date=2014-09-24 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140924081723/http://www.iter.org/mach/fuelcycle |deadlink=no }}</ref>.

==== Вакуумная система ====
Вакуумная система ИТЭР выполняет задачи откачки продуктов термоядерной реакции и загрязнений из вакуумной камеры, теплоизоляции корректирующих катушек от бланкета и корпуса вакуумной камеры, а также вакуумирования вспомогательных элементов, нуждающихся в этом — линий передач микроволнового излучения, систем инжекции нейтральных атомов и т. п<ref>{{Cite web|url = http://tnenergy.livejournal.com/9492.html|title = Вакуумная система ИТЭР|author = tnenergy|work = |date = 2015-06-12|publisher = |access-date = 2015-06-19|archive-date = 2016-12-18|archive-url = https://web.archive.org/web/20161218025509/http://tnenergy.livejournal.com/9492.html|deadlink = no}}</ref>.

К системам и агрегатам вакуумной системы выдвинуты очень жёсткие требования. Они должны длительно и безотказно работать без возможности периодического технического обслуживания.

Вакуумная система должна обеспечить глубокий вакуум в вакуумной камере и внутри криостата, с объёмами, соответственно, 1400 и 8500 м³. Давление внутри вакуумной камеры не должно превышать 10<sup>−9</sup> нормального атмосферного давления. Ориентировочное время, за которое вакуумная система способна создать это давление, составляет до 48 часов.

'''Состав вакуумной системы'''. В комплект системы входит более четырёхсот вакуумных насосов, в том числе восемь главных криосорбционных насосов вакуумной камеры и криостата. Вакуумные насосы объединяются в цепочки, где каждый последующий получает газ на входе при большем давлении, чем предыдущий.

На первом этапе вакуумирования газ из полостей откачивается механическими, на втором этапе — [[криогенный насос|криогенными насосами]]<ref>Robert Arnoux, [https://www.iter.org/newsline/116/1681 Cold, cold world] {{Wayback|url=https://www.iter.org/newsline/116/1681 |date=20150528011552 }} / ITER Newsline #116, 29 Jan, 2010{{ref-en}}</ref>. Известно, что механические насосы не могут полностью откачать газ из какой-либо полости — длины свободного пробега молекул становятся сопоставимы с размерами полости. Вещество перестаёт вести себя, «как газ», и начинает вести себя «как вакуум». Поэтому, для дальнейшего удаления остающегося в полости вещества, и применяются криогенные насосы.

По принципу действия криогенный насос очень прост. Он представляет собой сосуд, в который налит [[жидкий гелий]]. Внешняя стенка сосуда является «холодной стенкой» криогенного насоса (на ней и расположен адсорбционный «кокосовый» фильтр). Молекулы газа, подлежащие удалению из вакуумируемой полости, соприкасаются с холодной стенкой насоса. При этом они «прилипают» к стенке и поглощаются адсорбционным фильтром. В результате работы криогенного насоса давление в откачиваемой полости становится ниже на несколько порядков, по сравнению с самым эффективным механическим насосом.

'''«Кокосовый фильтр»'''. Одна из функций вакуумной системы — удаление из зоны «горения» продукта реакции. Получающийся в результате термоядерной реакции гелий должен эффективно выводиться. Если этого не сделать, [[гелий]] начинает охлаждать плазму за счёт излучения (и нагревать при этом бланкет). Для адсорбции гелия применён [[активированный уголь]], получающийся из скорлупы [[Кокосовый орех|кокосовых орехов]]. Эксперименты показывают, что активированный уголь из скорлупы кокоса — один из самых эффективных поглотителей гелия.

==== Криогенная система ====
[[Криогенная система]] служит для охлаждения [[Проводник (электричество)|проводников]] [[магнитная система|магнитной системы]] токамака до сверхпроводящего состояния, обеспечения работы криогенных вакуумных насосов и поддержки некоторых систем диагностики.

Криогенная система состоит из двух контуров — азотного и гелиевого.

Азотный контур обеспечивает тепловую нагрузку 1300 кВт при температуре кипящего азота (80 К). У азотного контура основными нагрузками являются тепловые экраны криостата и гелиевый контур. Азотный контур отделён от гелиевого теплообменником и служит для отбора тепла у гелиевого теплоносителя.

Гелиевый контур состоит из трех идентичных подсистем. Гелиевый контур рассчитан на тепловую нагрузку 65 кВт. При этом потребляемая электрическая мощность холодильных машин гелиевого контура составит почти 16 МВт. Мощность гелиевого контура выбрана меньше, чем расчетное тепловыделение при горении плазмы. Ни один токамак не способен работать непрерывно — сама физика машины подразумевает череду следующих друг за другом импульсов, или как выражаются термоядерщики, «выстрелов». Гелиевый контур будет успевать восстанавливать температуру к началу следующего выстрела.

Криогенная система должна функционировать в условиях значительного тепловыделения (от «горячей стенки» токамака), сильных магнитных полей, глубокого вакуума и мощных нейтронных потоков. Запас гелия (25 т) хранится в жидком виде (при 4 К) и газообразном (при 80 К) в гелиевых танках. Для охлаждения [[Сверхпроводящий магнит|сверхпроводящих магнитов]] и питания крионасосов в состав системы входит множество криопереключателей, направляющих потоки гелия. Потребители гелия соединены с криопереключателями и холодильниками системой криолиний, общая длина которых в ITER составляет 3 км. Всего криосистема содержит в своей спецификации 4500 элементов.

==== Электропитание ====
ITER не будет производить электроэнергию. Вся тепловая энергия, полученная в токамаке, будет рассеиваться в окружающую среду. Однако «аппетит» к электропитанию у этой организации довольно значителен.

Постоянное потребление энергии системами токамака составит примерно 110 МВт. Примерно 80 % постоянной мощности будет потребляться криогенной системой и системой водяного охлаждения.

Такие системы, как инжектор нейтральных атомов, высокочастотные подогреватели ионов и электронов, а также центральный соленоид будут работать в импульсном режиме, обуславливая повышенное энергопотребление в момент зажигания плазмы. Во время зажигания плазмы возникает пик потребления до 620 МВт, на период около 30 секунд.

ITER подключается к французской промышленной сети напряжением 400 кВ. Для этого потребуется [[ЛЭП]] длиной около километра. Для внутренних нужд это напряжение будет понижено до двух значений: 22 и 66 кВ.

Внутренних сетей электропитания две.

Первая, SSEN ({{Lang-en|steady state electrical network}}), — электрическая сеть постоянной мощности. Она будет питать все потребители, не требующие пиковых «бросков» мощности. В её составе четыре трансформатора, весом каждый 90 т.

Вторая, PPEN ({{Lang-en|pulsed power electrical network}}), — электрическая сеть переменной мощности. Эта система будет питать те потребители, которые требуют огромной мощности в момент зажигания плазмы. Эти потребители — центральный соленоид, системы нагрева плазмы и система контроля и управления. Сеть PPEN питают три трансформатора, каждый весом 240 т.

В качестве резервной системы электропитания будут установлены два дизель-генератора<ref>[http://www.iter.org/mach/powersupply ''ITER — the way to new energy'' ] {{Wayback|url=http://www.iter.org/mach/powersupply |date=20140924091251 }}// ITER, 25 jul 2016{{Ref-en}}</ref>.

==== Водяная система охлаждения ====
Система охлаждения предназначена, прежде всего, для отвода избытка тепла от стенок бланкета и дивертора. По расчётам, токамак будет производить около 500 МВт тепла в среднем за один цикл, с пиком более 1100 МВт в момент зажигания термоядерной реакции. Поэтому стенки бланкета будут нагреваться до температуры около 240 °С, а вольфрамовый дивертор — до 2000 °С.

Кроме того, будут охлаждаться элементы некоторых вспомогательных систем, таких, как радиочастотный нагреватель, криогенная система, коммутаторы системы питания и др.

Водяная система охлаждения состоит из трёх контуров<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/12/cooling_1.jpg |title=Архивированная копия |access-date=2014-06-29 |archive-date=2014-09-04 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140904201818/http://www.iter.org//doc/www/content/com/Lists/WebsiteText/Attachments/12/cooling_1.jpg |deadlink=no }}</ref>:
* Первый контур (замкнутый) — теплоноситель поступает в водяные полости бланкета и дивертора. Оттуда он направляется в первый теплообменник, установленный в Здании токамака.
* Второй контур (замкнутый) — теплоноситель циркулирует между первым теплообменником и вторым, установленным «на улице», между Зданием токамака и градирней.
* Третий контур (разомкнутый) — теплоноситель циркулирует между вторым теплообменником и градирней, где охлаждается, падая в виде капель с большой высоты. Затем вода собирается в водяном бассейне, под градирней, объёмом 20 000 м³. Бассейн градирни — проточный.

Вода в бассейн градирни поступает с расходом 33 м³/с по 5-километровому водопроводу диаметром 1,6 м из канала де Прованс. Избыток воды из этого бассейна поступает в четыре контрольных бассейна (каждый объёмом 3000 м³). Вода в этих бассейнах будет контролироваться на [[Водородный показатель|уровень pH]], отсутствие [[Углеводороды|углеводородов]], [[Хлориды|хлоридов]], [[Сульфаты|сульфатов]] и трития, а также на избыточную температуру (не более 30 °С). Только та вода, которая отвечает всем критериям, установленным местными органами власти, будет сливаться в реку Дюранс<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/mach/CoolingWater |title=ITER — the way to new energy<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2014-06-29 |archive-date=2014-06-26 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140626110058/http://www.iter.org/mach/CoolingWater |deadlink=no }}</ref>.

==== Хранилище «горячих» отходов ====
Хотя продукт термоядерной реакции гелий не радиоактивен, тем не менее, быстрые нейтроны с течением времени «активируют» материалы, из которых сделаны бланкет и дивертор. Кроме того, на мишенях дивертора будет оседать загрязнённая тритием радиоактивная пыль из вольфрама и бериллия, возникающая из испарившихся с горячей стенки токамака материалов.

Хранилище горячих отходов ({{Lang-en|Hot Cell Facility}}) необходимо, чтобы предоставить необходимые условия для ремонта и восстановления, отбраковки, разделки, сортировки и упаковки компонентов, которые активизируются под воздействием нейтронов. Эти операции планируется осуществлять с помощью дистанционных методов.

Кроме того, в хранилище будет зона (герметично закрываемая камера) для извлечения из отходов дорогостоящего трития.

После упаковки активные материалы планируется некоторое время выдерживать в хранилище, а затем они будут передаваться французским службам радиационной безопасности, где подвергнутся дальнейшей утилизации<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/mach/hotcell |title=«Hot Cell Facility». Хранилище "горячих" отходов |date= |access-date=2014-09-07 |archive-date=2010-07-11 |archive-url=https://web.archive.org/web/20100711140649/http://www.iter.org/mach/hotcell |deadlink=no }}</ref>.

==== Дистанционный манипулятор ====
Эта система позволяет обслуживать, диагностировать и заменять в случае необходимости кассеты бланкета и дивертора. Доступ к внутренней полости вакуумной камеры (после запуска) станет весьма проблематичным — по причине [[наведенная радиоактивность|наведённой радиоактивности]].

После демонтажа заменяемая кассета помещается в специальную транспортную ёмкость. Эта ёмкость извлекается из токамака через шлюзовую камеру. Затем тара вместе с содержимым попадает в хранилище «горячих» отходов ({{Lang-en|Hot Cell Facility}}). Здесь кассета разбирается, ремонтируется и вновь может быть использована по назначению.

От производительности и надёжности дистанционного манипулятора зависит время простоя токамака. Предельная грузоподъёмность манипулятора 50 т<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/mach/remotehandling |title=«Remote Handling». Дистанционный манипулятор |date= |access-date=2014-09-07 |archive-date=2014-09-24 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140924100857/http://www.iter.org/mach/remotehandling |deadlink=no }}</ref>.

==== Система «размножения» трития ====
В токамаке ITER в качестве топлива будут использоваться два изотопа водорода: [[дейтерий]] и [[тритий]].

С получением дейтерия на [[Земля|Земле]] проблем нет. Его относительная концентрация по отношению к водороду в [[Морская вода|морской воде]] составляет (1,55÷1,56)·10<sup>−4</sup>.

Но с тритием ситуация иная. Период его полураспада чуть больше 12 лет, поэтому в свободном виде этого изотопа на нашей планете чрезвычайно мало (небольшое количество трития образуется в верхних слоях [[Атмосфера Земли|атмосферы Земли]] под действием [[Солнечный ветер|солнечного ветра]] и [[Космические лучи|космических лучей]]). В промышленных количествах тритий получают искусственно на энергетических [[Ядерный реактор|атомных реакторах]] деления, в реакции взаимодействия [[Литий-6|лития-6]] (атомная концентрация лития-6 в природном [[Литий|литии]] около 7,5 %) с образующимися при [[Деление ядра|делении ядер]] [[Уран (элемент)|урана]] нейтронами по реакции:

: <math>{}^{1}_{0}\mbox{n} + {}^{6}_{3}\mbox{Li} \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{3}_{1}\mbox{H}</math>

В сентябре 2014 года мировой запас трития составил около 20 кг, а потребление — около 7 кг/год.

Ожидается, что количество трития, получаемого из взаимодействия лития с потоком нейтронов, образующимся в плазме токамака ITER, превысит количество расходуемого в термоядерной реакции трития.

ITER не планирует производство трития для собственного потребления. Организация будет закупать для работы реактора топливо в течение всех 20 лет его функционирования. Однако, для следующего токамака, [[DEMO]], проблема воспроизводства топлива будет весьма актуальной. Поэтому на ITER будут производиться эксперименты с получением трития.

Для этих экспериментов часть кассет бланкета будет модифицирована. Эти кассеты называют «Test Blanket Modules» (TBM). В эти кассеты будут помещены соединения лития. Выделяющийся в результате реакции тритий будет откачиваться в транспортную ёмкость через трубы, для которых в вакуумной камере, оболочке криостата и биозащите предусмотрены специальные порты.

Разработчики не смогли однозначно выбрать какую-либо систему извлечения трития. Поэтому на ITER этих систем будет шесть. Все системы конструктивно расположены в здании Трития<ref>{{cite web |url=http://www.iter.org/mach/tritiumbreeding |title=«Воспроизводство трития» |date=2014-09-18 |access-date=2014-09-18 |archive-date=2014-09-24 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140924041804/http://www.iter.org/mach/tritiumbreeding |deadlink=no }}</ref>.

== Технические данные ==
ITER относится к термоядерным реакторам типа «[[токамак]]». В токамаках возможно осуществить несколько типов [[Управляемый термоядерный синтез|реакций слияния]]. Тип реакции зависит от вида применяемого топлива.

Токамак ITER с самого начала проектировался под DT-топливо.
Два [[атомное ядро|ядра]]: [[дейтерий|дейтерия]] и [[тритий|трития]] сливаются, с образованием ядра [[гелий|гелия]] ([[альфа-частица]]) и высокоэнергетического [[нейтрон]]а.
: <math>{}^{2}_{1}\mbox{H} + {}^{3}_{1}\mbox{H}  \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{1}_{0}\mbox{n} + 17.6 \mbox{ MeV} </math>

=== Проектные характеристики<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/ |title=Официальный международный сайт проекта ITER |access-date=2005-07-08 |archive-date=2013-12-09 |archive-url=https://web.archive.org/web/20131209040850/http://www.iter.org/%2f |deadlink=no }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://iterrf.ru/ |title=Официальный российский сайт проекта ИТЕР |access-date=2011-03-19 |archive-date=2011-09-12 |archive-url=https://web.archive.org/web/20110912071920/http://www.iterrf.ru/ |deadlink=no }}</ref> ===
[[Файл:ITER-img 0239.jpg|thumb|Макет секции реактора ITER. Масштаб 1:50]]

{| class="wikitable"
|Общий радиус конструкции || 10,7 м
|-
|Высота ||30 м
|-
|Большой радиус вакуумной камеры ||6,2 м
|-
|Малый радиус вакуумной камеры ||2,0 м
|-
|Объём плазмы ||837 м³
|-
|[[Магнитное поле]] ||5,3 [[Тесла (единица измерения)|Тл]]
|-
|Максимальная [[сила тока]] в плазменном шнуре ||15 [[Ампер|МА]]
|-
|Мощность внешнего нагрева плазмы ||73 [[Ватт|МВт]]
|-
|Средняя термоядерная мощность за один импульс||500 МВт
|-
|Пиковая термоядерная мощность в импульсе||1100 МВт
|-
|Коэффициент усиления мощности ||10
|-
|Средняя температура ||100 [[Кельвин|МК]]
|-
|Продолжительность импульса || > 400 [[секунда|c]]
|}

== Финансирование ==
Стоимость проекта первоначально оценивалась в 12 млрд $. Доли участников распределятся следующим образом:
* Китай, Индия, Республика Корея, Россия, США — каждая по 1/11 суммы;
* Япония — 2/11;
* Европейский союз в целом — 4/11.

В июле 2010 года из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость строительства реактора ITER была скорректирована и увеличилась до 15 млрд [[евро]]<ref>[http://www.lemonde.fr/cgi-bin/ACHATS/acheter.cgi?offre=ARCHIVES&type_item=ART_ARCH_30J&objet_id=1123306&clef=ARC-TRK-D_01 L’Europe s’alarme de l’explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER'', 13.05.2010.]{{Недоступная ссылка|date=сентября 2021 |bot=InternetArchiveBot }}</ref>. Таким образом, доля ЕС в проекте должна быть увеличена с 4,36 млрд евро до 5,45 млрд.

В ноябре 2015 года срок окончания постройки ITER сдвинули еще на 6 лет (от ранее запланированного 2019) — к 2025 году, а предполагаемая сумма расходов выросла до 19 млрд евро<ref name="автоссылка1" />.

Российская сторона за период 2013—2015 гг. вложит в проект 14,4 млрд [[Российский рубль|рублей]] (около 500 млн долл.): 5,6 миллиарда рублей в 2013 году, 4,8 млрд — в 2014 году и 3,99 млрд — в 2015 году<ref>{{cite web|url=http://www.ria.ru/science/20120918/753229043.html|title=РФ в 2013-2015 гг вложит в проект ИТЭР 14,4 млрд руб|date=2012-09-18|archiveurl=https://www.webcitation.org/6BSk83lwu?url=http://www.ria.ru/science/20120918/753229043.html|archivedate=2012-10-16|accessdate=2012-09-20|deadlink=no}}</ref>.

Финансирование стран происходит не перечислением денег, а путём поставок высокотехнологичного оборудования, производство которого поддерживается и развивается каждой страной (например, Россия поставляет сверхпроводящие магниты, устройства нагрева плазмы, бланкеты и другое высокотехнологическое оборудование)<ref>[https://tnenergy.livejournal.com/364.html Участие России в проекте ИТЭР, часть I.] {{Wayback|url=https://tnenergy.livejournal.com/364.html |date=20180305223307 }} // tnenergy.[[livejournal.com]]</ref>.

== Руководители проекта ==
* 2005—2010: Канамэ Икэда<ref>https://www.iter.org/proj/itermilestones#24 {{Wayback|url=https://www.iter.org/proj/itermilestones#24 |date=20200503174944 }} ''Signed!'' // ITER, 21 nov, 2006.{{Ref-en}}</ref><ref>https://www.iter.org/proj/itermilestones#31 {{Wayback|url=https://www.iter.org/proj/itermilestones#31 |date=20200503174944 }} ''1st ITER Council meeting'' // ITER, 27 nov, 2007.{{Ref-en}}</ref><ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/org/council |title=The ITER Council<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2011-07-30 |archive-date=2011-08-07 |archive-url=https://web.archive.org/web/20110807152359/http://www.iter.org/org/council |deadlink=no }}</ref>
* 2010-2015: Осаму Мотодзима<ref>{{Cite web |url=http://www.iter.org/org/team/dg/bio |title=Osamu Motojima, Director-General, ITER Organization<!-- Заголовок добавлен ботом --> |accessdate=2011-07-30 |archiveurl=https://web.archive.org/web/20111128034213/http://www.iter.org/org/team/dg/bio |archivedate=2011-11-28 |deadlink=yes }}</ref><ref>https://www.iter.org/proj/itermilestones#56 {{Wayback|url=https://www.iter.org/proj/itermilestones#56 |date=20200503174944 }} ''Osamu Motojima becomes DG'' // ITER, 27 jun, 2010.{{Ref-en}}</ref>
* 2015-2022: Бернар Биго<ref>https://www.iter.org/proj/itermilestones#99 {{Wayback|url=https://www.iter.org/proj/itermilestones#99 |date=20200503174944 }} ''New Director-General appointed'' // ITER, 5 mar, 2015.{{Ref-en}}</ref><ref>https://www.iter.org/proj/itermilestones#141 {{Wayback|url=https://www.iter.org/proj/itermilestones#141 |date=20200503174944 }} ''Director-General Bernard Bigot accepts a second term'' // ITER, 28 jan, 2019.{{Ref-en}}</ref>
* 2022: Эйсуке Тада<ref>{{Cite web |url=https://atomicexpert.com/he_was_a_great_friend_of_russia |title=«Он был большим другом России»<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2023-07-12 |archive-date=2023-07-12 |archive-url=https://web.archive.org/web/20230712113656/https://atomicexpert.com/he_was_a_great_friend_of_russia |deadlink=no }}</ref>
* 2022-{{н.в.}}: Пьетро Барабаски<ref>{{Cite web |url=https://www.iterrf.ru/index.php/sobytiya/novosti/2953-novym-generalnym-direktorom-mezhdunarodnoj-organizatsii-iter-vybran-petro-barabaski |title=Новым Генеральным директором Международной организации ИТЭР выбран Пьетро Барабаски<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2023-07-12 |archive-date=2023-07-12 |archive-url=https://web.archive.org/web/20230712113657/https://www.iterrf.ru/index.php/sobytiya/novosti/2953-novym-generalnym-direktorom-mezhdunarodnoj-organizatsii-iter-vybran-petro-barabaski |deadlink=no }}</ref>

== Интересные факты ==
* По словам чешского политика и активиста из «[[Гринпис]]» и [[Партия зелёных (Чехия)|чешской партии зелёных]] Яна Беранека, 1 кг [[Тритий|трития]] стоил в 2010 году порядка 30 млн $<ref>[http://news.bbc.co.uk/2/hi/science/nature/8547273.stm Is fusion power really viable?] {{Wayback|url=http://news.bbc.co.uk/2/hi/science/nature/8547273.stm |date=20150926062840 }} // [[BBC News]], 5 марта 2010 </ref>, для запуска ITER потребуется как минимум около 3 кг трития, для запуска электростанции [[DEMO]] понадобится 4—10 кг<ref name="lanl03">[https://fire.pppl.gov/fesac_dp_ts_willms.pdf Tritium Supply Considerations] {{Wayback|url=https://fire.pppl.gov/fesac_dp_ts_willms.pdf |date=20200609065703 }}, LANL, 2003. «ITER startup inventory estimated to be ~3 Kg»</ref>. Гипотетический ''тритиевый реактор'' потреблял бы 56 кг трития на производство 1 [[ГВт]]·год электроэнергии, тогда как мировые запасы трития на 2003 год составляли 18 кг<ref name="lanl03"/>. Мировая коммерческая потребность на 1995 год составляла ежегодно около 400 г, и ещё порядка 2 кг требовалось для поддержания [[Ядерный арсенал США|ядерного арсенала США]]<ref>{{cite web|url=https://ieer.org/resource/reports/tritium-environmental-health-budgetary-strategic-effects/|title=Tritium: The environmental, health, budgetary, and strategic effects of the Department of Energy’s decision to produce tritium|author=Hisham Zerriffi|date=1996|publisher=Institute for Energy and Environmental Research|lang=en|accessdate=2013-11-13|archive-date=2012-02-14|archive-url=https://web.archive.org/web/20120214121050/http://www.ieer.org/reports/tritium.html|deadlink=no}}</ref> (7 кг для мировых военных потребителей). Около 4 кг трития в год образуется на [[Атомная электростанция|АЭС]], но не извлекается<ref>[https://books.google.ru/books?id=YThIeCSxVZ4C&pg=PA15&lpg=PA15 International Control of Tritium for Nuclear Nonproliferation and Disarmament] {{Wayback|url=https://books.google.ru/books?id=YThIeCSxVZ4C&pg=PA15&lpg=PA15 |date=20190120043028 }}, CRC Press, 2004, page 15</ref>.
* Для стабильной долговременной работы в условиях интенсивного потока нейтронов и высоких температур разработан специальный вид [[Сталь|стали]]<ref>[https://lenta.ru/news/2008/10/27/itersteel/ Новая сталь позволит оптимизировать расходы на термоядерный реактор] {{Wayback|url=https://lenta.ru/news/2008/10/27/itersteel/ |date=20201130144403 }} // [[Lenta.ru]], 27 октября 2008</ref>. В американском сортаменте эта сталь носит марку 316LN, в российском — 03Х16Н15М3 по ГОСТ 5632-72<ref>[http://splav-kharkov.com/mat_start.php?name_id=741 ''Характеристика материала 03Х16Н15М3''] {{Wayback|url=http://splav-kharkov.com/mat_start.php?name_id=741 |date=20170202040500 }} // Марочник стали и сплавов</ref>.
* Одной из теоретических концепций, проверка которой предполагается на ITER, является то, что трития, образуемого в реакции деления ядер [[Литий|лития]] (реакция <math>{}^{1}_{0}\mbox{n} + {}^{6}_{3}\mbox{Li} \rightarrow {}^{4}_{2}\mbox{He} + {}^{3}_{1}\mbox{H}</math>) будет достаточно чтобы обеспечивать потребности самой установки, либо даже превысит эти потребности, что теоретически позволило бы обеспечивать тритием и новые установки. Литий, используемый для реакции, помещается в модифицированную кассету бланкета TBM (''Test Blanket Module'') токамака<ref>[http://elementy.ru/lib/430807 На пути к термоядерной энергетике] {{Wayback|url=http://elementy.ru/lib/430807 |date=20140921190213 }} // [[Элементы.ру]], 17 мая 2009</ref>.
* Для ITER [[Великие Луки|великолукский]] завод электротехнического оборудования «[[ЗЭТО]]», совместно с инженерами петербургского научно-исследовательского института электрофизической аппаратуры им. Ефремова («[[НИИЭФА]]»), разработали [[разъединитель]] внутренней установки на 12 кВ и 60 тысяч ампер<ref>[https://www.zeto.ru/presscenter/news_company/zeto-razrabotal-oborudovanie-dlya-pervoy-v-mire-termoyadernoy-ustanovki-iter «ЗЭТО» разработал оборудование для первой в мире термоядерной установки ITER] {{Wayback|url=https://www.zeto.ru/presscenter/news_company/zeto-razrabotal-oborudovanie-dlya-pervoy-v-mire-termoyadernoy-ustanovki-iter |date=20200921113821 }} // ЗАО «ЗЭТО», 2020-08-06</ref>.

== См. также ==
* [[National Ignition Facility]]
* [[Wendelstein 7-X]]
* [[Z-Машина]]
* электростанция [[DEMO]], планируется постройка после успешного ввода в строй ITER
* [[Термоядерный реактор Lockheed Martin]]
* Термоядерный реактор TAE Technologies (см. {{iw|TAE Technologies}})

== Примечания ==
{{примечания}}

== Ссылки ==
{{Навигация|Тема=ИТЭР}}
* [http://www.iter.org Официальный сайт проекта]{{ref-en}}
* ''Г. С. Воронов'' [http://padabum.com/x.php?id=5681 Штурм термоядерной крепости]. Библиотечка «Квант», 1985 г.
* ''К. Ллуэллин-Смит.'' [http://elementy.ru/lib/430807 На пути к термоядерной энергетике.] Материалы лекции, прочитанной [[17 мая]] [[2009 год]]а в [[ФИАН]]е.
* [http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ Укрощение плазмы] // «Вокруг Света».
* [https://old.elementy.ru/nauchno-populyarnaya_biblioteka/435804/ITER_zemnaya_zvezda ИТЭР — земная звезда]
* [http://www.itogi.ru/archive/2007/29/18958.html «С плазменным приветом» — статья в журнале «Итоги»], 2007 г.
* [http://www.sicpro.org/sicpro08/doc/0005.pdf {{статья|автор=Митришкин Ю.В., Докука В.Н., Хайрутдинов Р.Р., Кадурин А.В., Сушин И.С., Коростелев А.Я.|заглавие=Методология проектирования системы магнитного управления плазмой в термоядерном токамаке-реакторе|издание=Идентификация систем и задачи управления (SICPRO'08)|год=2008|страницы=1752—1795}}]
* Семенов И. [http://elementy.ru/video?pubid=431187 Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание?] Материалы лекции, прочитанной [[27 ноября]] [[2008 год]]а в ФИАНе.
* ''Бурхан Массалимов'' Термоядерный синтез — проект века // [[В мире науки]], № 2, 2014
* ''Виктор Фридман'' Мегапроект века — это только начало // [[В мире науки]], № 6, 2014

{{Внешние ссылки}}
{{Экспериментальные установки термоядерного синтеза}}

[[Категория:Международные научно-технические проекты]]
[[Категория:Токамаки]]
[[Категория:Центры ядерных исследований]]
[[Категория:Управляемый термоядерный синтез]]
[[Категория:Здания и сооружения, заложенные в 2010 году]]