ITER

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Mappa di localizzazione: Francia
ITER
Red pog.svg La posizione del complesso di ITER

ITER (in origine International Thermonuclear Experimental Reactor, in seguito usato nel significato originale latino, cammino) è un progetto internazionale che si propone di realizzare un reattore sperimentale a fusione nucleare in grado di produrre più energia di quanta ne consumi per l'innesco e il sostentamento della reazione di fusione. Nello specifico, ITER è un reattore deuterio-trizio in cui il confinamento del plasma è ottenuto in un campo magnetico all'interno di una macchina denominata Tokamak.

La sua costruzione è attualmente in corso a Cadarache, nel Sud della Francia ad opera di un consorzio internazionale composto da Unione europea, Russia, Cina, Giappone, Stati Uniti d'America, India e Corea del Sud. Il costo previsto per il progetto è di 15 miliardi di euro (aumentati nel 2009 a partire da una stima originale di 10 miliardi).

ITER è un reattore sperimentale, il cui scopo principale è il raggiungimento di una reazione di fusione stabile (500 MW prodotti per una durata di circa 60 minuti) validando e, se possibile, incrementando le attuali conoscenze sulla fisica del plasma. L'energia in eccesso ottenuta dalla reazione nucleare non sarà immessa sulla rete elettrica, né utilizzata per scopi commerciali. Nel corso della costruzione e dell'esercizio di ITER saranno integrate e collaudate molte delle soluzioni tecnologiche nel campo della criogenia, della superconduttività e delle tecniche di alto vuoto necessarie per il futuro prototipo di centrale elettrica a fusione, denominato DEMO.

Più di 40 differenti sistemi di monitoraggio saranno installati all'interno di ITER per ottenere il maggior numero possibile di informazioni sul comportamento del plasma alle condizioni operative previste per la fusione nucleare.[1].

Avanzamento dei lavori e stato attuale[modifica | modifica sorgente]

  • 2005: il 28 giugno è annunciata ufficialmente la scelta del sito di Cadarache (Francia) come luogo per la costruzione di ITER.
  • 2006: iniziano i lavori preparatori per i vari cantieri e l'adeguamento 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 all'estero e spedite via mare.
  • 2009: completamento della costruzione della vasta spianata (400m x 1000m) su cui sorgeranno l'impianto e i laboratori di ricerca.
  • 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.
  • 2012 (primavera): completamento dell'edificio 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 l'energia richiesta per alimentare l'impianto.
  • 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.
  • 2012 (ottobre): inizia il trasferimento del personale nei nuovi uffici della direzione. A regime l'edificio ospiterà circa 500 persone.
  • 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 dell'edificio del tokamak.
  • 2013 (estate): inizia la costruzione di una serie di strade interne e edifici accessori (uffici, mensa, infermeria) necessari a gestire il grosso dei lavoratori previsti sul cantiere durante il picco delle attività che si verificherà nel 2015.
  • 2013 (settembre): inizia la costruzione del laboratorio criogenico. È completata la rete sotterranea di drenaggio e di tunnel tecnici sotterranei scavata all'interno della spianata su cui sorgerà il tokamak. È effettuato un primo test su strada - dalla costa all'impianto - del trasporto eccezionale che sarà utilizzato per iniviare al cantiere i maggiori componenti di ITER assemblati all'estero.
  • 2013 (novembre): iniziano i lavori preparatori per l'ampliamento 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 (febbraio): sono completati gli edifici accessori (uffici, mensa, infermeria) necessari alle maestranze aggiuntive previste nel periodo di picco dei lavori di costruzione.
  • 2014 (aprile): è completata la costruzione del laboratorio criogenico.

L'edificio che conterrà il tokamak sarà costruito nel corso del 2014.[2].

Il picco di attività nella costruzione del reattore dovrebbe verificarsi nel 2015, con più di 2000 operai operativi contemporaneamente nei vari cantieri del complesso[3]

Secondo la tabella di marcia, il primo plasma dovrebbe essere generato entro la fine del 2020[4][5].

Specifiche Tecniche[modifica | modifica sorgente]

Modello dell'ITER. Notare le dimensioni del toroide paragonate a quelle del tecnico in tuta bianca in basso a destra

Il plasma sarà contenuto all'interno di una camera a vuoto di forma toroidale del volume di 1400 metri cubi nella quale sarà creato un alto vuoto iniziale a una pressione di circa 0.1 Pa.[6].

La miscela gassosa di deuterio-trizio che formerà il plasma sarà iniettata molto velocemente nella camera a vuoto tramite un sistema di pompaggio molto robusto (portata media di 200 Pa*m3/sec) e quindi trasformata in un plasma tramite ionizzazione indotta da un sistema elettrico. La massa di combustibile deuterio-trizio necessaria per il funzionamento di ITER è inferiore a 1 grammo[7].

La parete interna della camera a vuoto (prima parete), ossia quella che affronterà direttamente il plasma, sarà costruita in 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[8]. Le pareti devono trasmettere efficientemente il calore prodotto dal plasma al sistema di raffreddamento e devono catturare il maggior numero di neutroni provenienti dalle reazioni di fusione del plasma, per ridurre il più possibile il danneggiamento degli strati esterni del reattore dovuto all'attivazione neutronica.

L'insieme dei vari strati protettivi della camera a vuoto è denominato blanket (coperta).[9]. Il test degli strati protettivi - specialmente della prima parete in berillio - a condizioni di esercizio comparabili con quelle di ITER sarà effettuato utilizzando il reattore sperimentale JET, che attualmente è l'unico esistente al mondo a utilizzare una miscela di Deuterio-Trizio per la reazione di fusione[10].

Il campo magnetico all'interno del tokamak sarà prodotto da un solenoide centrale e da 24 bobine superconduttrici, 18 delle quali in lega di Niobio Stagno (NbSn3) disposte sul piano dell'anello del toroide (avvolgimenti toroidali) e 6 in lega di niobio titanio (NbTi) disposte sul piano a esso perpendicolare (avvolgimenti poloidali).[11] La costruzione degli avvolgimenti di ITER ha più che raddoppiato la produzione mondiale di lega superconduttrice al NbTi.

Per garantire la superconduttività, tutto il tokamak sarà inserito all'interno di una "camera fredda" (criostato) nella quale un circuito a elio liquido manterrà gli avvolgimenti alla temperatura di 4 K. La camera fredda richiederà la costruzione del più grande sistema di raffreddamento criogenico del mondo[12].

Il plasma all'interno del tokamak sarà riscaldato fino alla temperatura di fusione tramite l'iniezione nel plasma di atomi di idrogeno ad alta velocità che, tramite collisioni, trasferiranno la loro energia ai componenti del plasma. Due sistemi di riscaldamento aggiuntivi a radiofrequenza (40-55 MHz e 170 GHz) saranno inoltre utilizzati per riscaldare tramite risonanza rispettivamente gli ioni e gli elettroni del plasma.[13]

Nei punti di intersezione delle linee di campo magnetico prodotte dagli avvolgimenti è possibile che il plasma possa entrare in contatto con le pareti del tokamak. In questi punti saranno quindi disposti dei bersagli a elevata resistenza termica e magnetica che scaricheranno l'energia in eccesso verso un divertore esterno disposto sul fondo della camera del tokamak, dove il calore in eccesso sarà rimosso dal sistema di raffreddamento ad acqua.[14] Un robot a controllo remoto sarà in grado di rimuovere e sostituire le sezioni del divertore usurate durante l'esercizio del reattore. Sono previste 2-3 sostituzioni di tutti i componenti del divertore nel corso della vita operativa di ITER[15].

Il controllo delle instabilità (Edge Localized Modes - ELM - che generano concentrazioni localizzate di plasma ad alta energia con riduzione dell'efficienza del tokamak) sarà effettuato tramite iniezione di proiettili di deuterio-trizio congelati, sparati ad alta velocità (3600 km/h) all'interno delle regioni del plasma in cui un ELM sta per formarsi[16]. L'effetto dei proiettili è quello di modificare la densità del plasma e quindi dissipare gli ELM prima che possano diventare critici.

I dati tecnici del tokamak sono i seguenti:

  • Altezza edificio: 24 m
  • Larghezza edificio: 30 m
  • Raggio esterno del plasma: 6,2 m
  • Raggio interno del plasma: 2 m
  • Temperatura di plasma: 1,5 × 108 K
  • Potenza in ingresso: 620 MW
  • Potenza in uscita: 500-700 MW
  • Volume del plasma: 837 m³
  • Superficie del plasma: 678 m²
  • Massimo campo magnetico toroidale al raggio maggiore del plasma: 11,8 T
  • Durata dell'impulso di fusione: > 300 s
  • Rendimento: > 10

Il superamento della soglia del bilancio energetico della fusione (criterio di Lawson) è un obiettivo primario, finora mai raggiunto, propedeutico a un uso della fusione per la produzione di energia per uso civile. Grazie alle specifiche tecniche di cui sopra, si ritiene che ITER possa produrre energia in quantità almeno 10 volte superiore a quella necessaria per innescare e sostenere il processo di fusione.

In una fase iniziale, l'energia in sovrappiù prodotta dal plasma sarà asportata con uno shielding blanket (mantello protettivo) refrigerato ad acqua. Almeno fino al 2025 non è previsto l'inserimento nella macchina di un breeding blanket (mantello per la produzione di trizio). Il trizio necessario per il mantenimento della reazione di fusione (circa 240 g/giorno) dovrà essere approvvigionato da fonti esterne, probabilmente dai reattori canadesi CANDU, considerando che le altre possibili fonti sono sotto controllo militare.

Obiettivi della fisica[modifica | modifica sorgente]

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

  • dimostrare che è possibile produrre un plasma avente caratteristiche vicine a quelle richieste per la fusione e che è possibile mantenere questo plasma in condizioni stabili e controllate per tempi dell'ordine dei minuti;
  • dimostrare che le particelle alfa prodotte dalle reazioni di fusione sono in grado di riscaldare efficientemente la parte centrale del plasma stesso;
  • caratterizzare le regioni di formazione di instabilità, individuando quali energie e condizioni operative consentono di mantenere stabile il toro di plasma. Questa procedura costituisce la prassi per la messa in esercizio di ogni tokamak costruito finora, ma non è mai stata applicata a condizioni operative utili per applicazioni commerciali, come invece avverrà in ITER.[17].
  • verificare la fattibilità del sistema di riduzione delle instabilità tramite iniezione di piccoli proiettili di materia, o di getti di gas, all'interno del toro di plasma, così da disperdere l'energia accumulata durante l'instabilità prima che questa possa diventare critica.[18].
  • dimostrare l'efficacia del sistema di rimozione dal centro del plasma delle particelle alfa in eccesso: il sistema di rimozione è basato su una configurazione a X del campo magnetico che permette di dirottare le particelle cariche in uscita dal toro di plasma su specifici bersagli rimpiazzabili posti lungo le pareti della camera di confinamento. L'insieme dei bersagli viene denominato divertore. Il divertore è già utilizzato negli esperimenti tokamak esistenti, ma non è stato mai testato nelle condizioni di alti flussi termici che saranno tipiche di ITER. Nell'ottobre 2013 è stato stabilito che il divertore sarà composto da bersagli di tungsteno[19]
  • testare i sistemi di riscaldamento del plasma, in particolare le antenne a radiofrequenza e gli iniettori di atomi neutri; verificare l'interazione di questi metodi di riscaldamento con le particelle alfa prodotte dalla fusione.

Positività di ITER[modifica | modifica sorgente]

Numerosi sono gli aspetti positivi legati al programma ITER, fortemente connaturati al processo stesso di fusione nucleare:

  • ottima alternativa di fronte all'esaurimento ed all'insostenibilità ambientale delle fonti fossili (Petrolio, Carbone, Gas, etc);
  • il deuterio che interviene nelle reazioni di fusione abbonda in natura ed è reperibile negli oceani, fatto questo che potrebbe almeno in parte contrastare l'aumento di conflitti globali per l'accaparramento di fonti energetiche naturali;
  • elimina i problemi legati alla fissione nucleare in materia di sicurezza dell'impianto: il reattore può infatti funzionare solo se mantenuto sotto controllo, altrimenti si spegne immediatamente;
  • nessun rischio di proliferazione nucleare, in quanto il reattore per fusione, a differenza di alcuni tipi di reattori a fissione, non ha alcuna utilità nella produzione di combustibili a fini bellici;
  • la quota di energia prodotta in surplus rispetto alla soglia di bilancio energetico non comporta alcuna emissione di gas serra. Una quota di gas serra può essere tuttavia emessa per la produzione dell'energia necessaria all'innesco e al sostentamento della fusione, nel caso in cui questa energia provenga da fonti a cui è associata un'emissione di gas serra;
  • nessun trasporto di materiale contaminante: deuterio e litio (da cui si ricava il trizio) abbondano in natura.

Successori[modifica | modifica sorgente]

Come già indicato gli obiettivi dell'ITER sono la realizzazione di un reattore a fusione in grado di produrre più energia di quanta ne venga consumata 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 al progetto successivo, chiamato DEMO. DEMO sarà un progetto più grande e costoso di ITER dato che sarà necessario realizzare delle strutture sensibilmente più complesse per la produzione del trizio direttamente nell'impianto (blanket). Inoltre, le necessità di efficienza nella produzione di energia costringeranno all'uso di refrigeranti diversi dall'acqua utilizzata invece in ITER, richiedendo per questo tecnologie più avanzate e, quindi, più costose.

Note[modifica | modifica sorgente]

  1. ^ (EN) FAQs - Potenza prodotta da fusione nucleare (URL consultato il 09/01/2014)
  2. ^ (EN) Costruzione di ITER - Galleria di foto aggiornata periodicamente (URL consultato il 01/03/2014)
  3. ^ (EN) Iter Newsline (URL consultato il 01/03/2014)
  4. ^ (EN) Time schedule di ITER (URL consultato il 11/10/2012)
  5. ^ (EN) Tempistica di costruzione di ITER (URL consultato il 11/10/2012)
  6. ^ (EN) - Camera a vuoto (URL consultato il 12/06/2014)
  7. ^ (EN) - Ciclo del combustibile (URL consultato il 12/06/2014)
  8. ^ (EN) - Sistema di raffreddamento ad acqua (URL consultato il 12/06/2014)
  9. ^ (EN) - Blanket (URL consultato il 12/06/2014)
  10. ^ (EN) [1] (URL consultato il 30/06/2014)
  11. ^ (EN) - Magneti (URL consultato il 12/06/2014)
  12. ^ (EN) - Newsline assegnazione contratto per sistema criogenico ITER (URL consultato il 12/06/2014)
  13. ^ (EN) - Riscaldamento (URL consultato il 12/06/2014)
  14. ^ (EN) - Divertore (URL consultato il 12/06/2014)
  15. ^ (EN) - Sistema di controllo remoto del divertore (URL consultato il 12/06/2014)
  16. ^ (EN) - Iniettore di pellets deuterio-trizio (URL consultato il 12/06/2014)
  17. ^ (EN) ITER FAQs - Conseguenze delle instabilità (URL consultato il 09/01/2014)
  18. ^ (EN) ITER FAQs - Sistema di mitigazione delle instabilità (URL consultato il 09/01/2014)
  19. ^ (EN) ITER Newsline #286 (URL consultato il 24/10/2013)

Voci correlate[modifica | modifica sorgente]

Altri progetti[modifica | modifica sorgente]

Collegamenti esterni[modifica | modifica sorgente]