ITER je međunarodni projekt u koji su uključeni Kina, Indija, Japan, Rusija, Južna Koreja, Sjedinjene Američke Države i Europska Unija. Cilj je projekta napraviti uređaj za kontinuiranu fuziju deuterija i tricija koji će imati deset puta veću snagu od one koja se ulaže (Q faktor je jednak 10). ITER će biti prvi istraživački fuzijski nuklearni reaktor i nije predviđen za proizvodnju električne energije. Svrha projekta ITER je sticanje znanja potrebnih za projektiranje uređaja sljedeće faze a to je demonstracijska fuzijska nuklearna elektrana.
ITER se bazira na magnetskom ograničenju plazme i koristi koncept tokamak uređaja. Geometrijski, plazma je ograničena u vakuumskoj komori toroidalnog oblika. Gorivo čini smjesa deuterija i tricija koja se zagrijava na temperature više od 150 milijuna K čineći tako plazmu. Da bi se plazma ograničila moraju se koristiti jaka magnetska polja, a ona se dobivaju pomoću supravodljivih zavojnica koje okružuju posudu i struje kroz plazmu. U fuzijskom ITER reaktoru dolazi do sljedeće fuzijske reakcije deuterija i tricija kojom se stvaraju alfa zrake (jezgre He⁴) energije 3,5 MeV-a i neutroni energije 14,1 MeV-a:

H² + H → He⁴ + n
ITER je lociran u Cadarachu-u u Francuskoj a gradnja je započela 2008. godine. Predviđene su sljedeće faze ITER projekta:
2010. Početak zemljanih iskopavanja za tokamak kompleks,
2013. Početak izgradnje tokamaka
2014. Dostava prvih proizvedenih komponenata
2015. Početak montaže tokamaka
2019. Završetak montaže tokamaka, početak puštanja u pogon,
2020. Prva plazma
2027. Početak rada korištenjem deuterij-tricij reakcije

Magneti

Magnetski sistem ITER-a sadržava 18 toroidalnih zavojnica, 6 poloidalnih zavojnica, centralni solenoid i set korekcijskih zavojnica koji magnetski ograničavaju i kontroliraju plazmu unutar vakuumske posude. Dodatne zavojnice trebaju zbog sprečavanja bijega iz rubnih dijelova plazme.

Zbog velikih jakosti struja koje prolaze kroz zavojnice koriste se supravodljivi magneti napravljeni od legure niobija i kositra (Nb₃Sn). Međutim, da bi vodič bio supravodljiv (električni otpor je zanemariv), mora se održavati na vrlo niskim temperaturama što se postiže hlađenjem tekućim helijem na 4 K.
Toroidalne zavojnice stvaraju manetsko polje oko torusa čija je primarna uloga ograničavanje plazme. Maksimalna jakost magnetskog polja koje stvaraju toroidalne zavojnice iznosi 11,8 T, a ukupna magnetska energija iznosi 41 GJ. Masa toroidalnih zavojnica je 6540 t, pa su one, nakon vakuumske komore, najteže komponente ITER-a.
Poloidalne zavojnice služe za održavanje oblika i stabilnosti plazme. Polje stvaraju magneti i struja kroz plazmu. Poloidalni sistem zavojnica sastoji se od 6 horizontalnih zavojnica postavljenih izvan toroidalne magnetske strukture. Zbog njihove veličine, namatanje pet od šest poloidalnih zavojnica obavit će se u ITER zgradi u Cadarache-u.
Glavna struja u plazmi inducira se promjenom struje u centralnom solenoidu koji u biti djeluje kao transformator i čini okosnicu magnetskog sistema. Centralni solenoid je napravljen od šest nezavisnih supravodljivih zavojnica od Nb-Sn legure.

Vakuumska komora

Vakuumska komora je toroidalni hermetički zatvoren čelični kontejner unutar kriostata. U njoj se odvijaju fuzijske reakcije, a sama komora djeluje i kao sigurnosna barijera. Čestice palzme spiralno se gibaju unutar vakuumske komore. Veličina vakuumske komore određena je volumenom plazme, a veća komora znači i više proizvedene energije. Vakuumska komora ITER-a ima unutarnji promjer 6 m, a vanjski promjer joj je nešto veći od 19 m. Visina komore je 11 m, a masa iznosi preko 5000 t. Vakuumska komora ITER-a dvostruko je veća od druge po veličini tokamak vakuumske komore.

Vakuumska komora imat će dvostruke čelične stijenke s prolazima između njih zbog strujanja rashladne vode. Na unutarnjoj stijenci postavit će se štitovi (pokrovni moduli) zbog toka brzih neutrona nastalih fuzijskom reakcijom. 44 otvora na vakuumskoj komori napravljena su zbog daljinskog upravljanja, sistema za diagnosticiranje, zagrijavanje i vakuumskog sistema.

Štit(omotač)

Unutarnji štit postavlja se za zaštitu komore i supravodičkih magneta od topline i toka brzih neutrona nastalih u fuzijskoj reakciji. Neutroni se usporavaju unutar štita gdje se njihova kinetička energija pretvara u toplinsku energiju koja se predaje rashladnom sredstvu. U fuzijskoj elektrani ta energija će se upotrebljavati za proizvodnju električne energije. Štit je modularne izvedbe; sastoji se od 440 pojedinačnih segmenata dimenzija 1×1.5 m i mase 4,6 t. Svaki štit ima odvojivu prednju stranu (do plazme) koja sprečava toplinsko opterećenje, a drugi dio služi kao neutronski štit.

Štitovi koji će se koristiti u ITER-u tehnički su jedni od najzahtjevnijih komponenata ITER-a jer zajedno s divertorom imaju doticaj s plazmom. Prednji štit bit će napravljen od berilija, a ostatak od bakra visoke čvrstoće i nehrđajućeg čelika.

Divertor

Funkcija divertora je izdvajanje topline i helija, koji nastaju u reakcije fuzije, te ostalih nečistoća u plazmi. U biti divertor djeluje kao veliki ispušni sistem. Sastoji se od dva glavna dijela: potporne strukture od nerhđajućeg čelika i prema plazmi okrenutih komponenata.

Divertor se nalazi na donjem dijelu vakuumske komore, a napravljen je od 54 daljinski izmjenjive kazete od kojih svaka ima tri komponente okrenute prema plazmi: dvije okomite i jedna u obliku kupole (donji dio divertora). Komore su postavljene na presjecištima silnica magnetskih polja gdje čestice visokoenergijske plazme pogađaju komponente. Njihova se kinetička energija pretvara u toplinu, a vrlo intenzivan toplinski tok zahtijeva aktivno vodeno hlađenje. Izbor materijala za divertor je vrlo težak jer malo materijala može izdržati temperature do 3000 °C u predviđenom radnom vijeku ITER-a od 20 godina.

Prvobitno se predviđa upotreba CFC (carbon fibre-reinforced composite) materijala zbog visoke termičke vodljivosti, a kasnije bi slijedio divertor s volframom.

Dijagnostika

ITER posjeduje vrlo opsežan sistem za dijagnostiku zbog omogućavanja mjerenja potrebnih za kontrolu, procjenu i optimizaciju radnih svojstava plazme te boljeg razumijevanja fizike plazme. To uključuje mjerenje temperature i gustoće plazme, koncentracije nečistoća i vremenskog ograničenja plazme.

Sistem se sastoji od približno 50 pojedinačnih mjernih podsistema koji koriste niz suvremenih modernih dijagnostičkih tehnika plazme, uključujući lasere, X-zrake, neutronske kamere, monitore za nečistoće, spektrometre za čestice, detektore slabog elektromagnetskog zračenja, uređaje za analizu tlaka i plina, te optička vlakna.

Uređaji će raditi u izuzetno nepovoljnim uvjetima unutar vakuumske komore te će morati imati visoku točnost i preciznost unatoč nizu pojava s kojima se još nisu suočili.

Kriostat

Kriostat je velika oplata od nehrđajućeg čelika koja okružuje vakuumsku posudu i supravodičke magnete. U osnovi, to je cilindrična konstrukcija ojačana s horizontalnim i vertikalnim rebrima. Visina kriostata je 29,3 m, a u najširem dijelu ima 28,6 m.

Kriostat ima više otvora od kojih su neki promjera većeg od 4 m. Otvori omogućavaju rashladnim sistemima i dijagnostici pristup u vakuumsku komoru, a također omogućavaju i napajanje magneta, pomoćno zagrijavanje te uklanjanje dijelova omotača i divertora. Kriostat je okružen slojem betona koji služi kao biološki štit. Debljina biološkog štita iznad kriostata je 2 m.

Vanjski sistemi za zagrijavanje plazme

Temperatura unutar ITER tokamaka mora biti oko 150 milijuna K (10 puta viša od temperature u središtu Sunca) zbog omogućavanja reakcije fuzije. Plazma se mora kontrolirano i kontinuirano održavati na visokoj temperaturi zbog izdvajanja energije. U ITER tokamaku tri su vanjska izvora za zagrijavanja plazme, ukupne snage 50 MW, dovoljna da plazmu dovedu na temperature potrebne za fuziju. Dva su izvora za zagrijavanje pomoću visokofrekventnih elektromagnetskih valova i jedan izvor za injektiranje neutralnog snopa.

Konačno, cilj istraživača je da se reakcijama fuzije oslobodi energije dovoljno za održavanje temperature plazme. U tom slučaju vanjsko zagrijavanje plazme može biti smanjeno ili čak isključeno.

Injektiranje neutralnog snopa

Injektirani snop visokoenergetskih neutralnih čestica tokom sudara predaje svoju energiju česticama plazme. Prije injektiranja atomi deuterija moraju biti ubrzani izvan tokamaka na brzine koje odgovaraju kinetičkoj energiji od 1 MeV. No, da bi električno polje ubrzalo česticu ona ne može biti električki neutralna. To znači da se atomu deuterija mora ukloniti elektron te se tako dobiva pozitivna čestica sastavljena od protona i neutrona – deuteron. Nakon ubrzanja deuteronu se prije injektiranja dodaje elektron zbog toga što magnetsko polje, a u ITER je ono vrlo jako, zakreće putanju naelektrizirane čestice. „Dodavanje“ elektrona obavlja se strujanjem ubrzanih deuterona kroz ćeliju s plinom gdje nakon uhvata elektrona postaju neutralni, ali ubrzani, atomi deuterija spremni za injektiranje u plazmu. Veći volumen plazme uvodi i nove zahtjeve na dosadašnje metode injektiranja – čestice sada moraju imati barem 3-4 puta veću brzinu nego prije jer moraju prodrijeti dovoljno duboko u plazmu, ali je teže neutralizirati brže pozitivne ione. To se pokušalo izbjeći ubrzavajući negativne ione. Negativni ioni lagano se neutraliziraju, ali su ostali problemi stvaranja i rukovanja negativnim ionima. Naime, dodatni elektron (višak negativnog naboja) vrlo je slabo vezan. Trenutno su odabrana dva injektora neutralnih snopova, a treći se upotrebljava za dijagnostiku.

Ionsko ciklotronsko rezonantno grijanje

Ionsko ciklotronsko zagrijavanje plazme koristi radio valove različitih valnih duljina za dodatno zagrijavanje plazme na sličan način kako mikrovalna pećnica pomoću mikrovalova prenosi toplinu hrani. U ionskom ciklotronskom rezonantnom zagrijavanju (Ion Cyclotron Resonance Heating) energija se prenosi ionima u plazmi pomoću elektromagnetskog zračenja frekvencije 40 – 55 MHz (radio valovi vrlo visoke frekvencije). Za ionsko zagrijavanje plazme potrebni su generator, prijenosne linije i antene. Generator proizvodi visokofrekventne radio valove koji se prijenosnim linjama dovode do antena unutar vakuumske komore.

Elektronsko ciklotronsko rezonantno grijanje

Elektronsko ciklotronsko rezonantno zagrijavanje plazme je način zagrijavanja elektrona u plazmi pomoću radio valova ekstremno visoke frekvencije od 170 GHz. Ta frekvencija odgovara rezonantnoj frekvenciji elektrona. Elektroni sudarima predaju energiju ionima. Sistem elektronskog ciklotronskog zagrijavanja također se koristi za zagrijavanje točno određenih (specifičnih) mjesta u plazmi. Na taj se način minimizira gomilanje nestabilnosti plazme koje dovode do njenog hlađenja.

Projekt ITER je tek prvi korak u pripremi fuzijske nuklearne elektrane. Stoga se već planira projekt DEMO kojim će se pokazati mogućnost proizvodnje značajne količine električne energije korištenjem fuzijskog nuklearnog reaktora. U okviru tog projekta izgradit će se demonstracijska fuzijska elektrana (Demonstration Power Plant, kratica DEMO) čime će fuzija konačno postati izvor električne energije. Predviđena termička snaga DEMO elektrane je između 2000 MW i 4000 MW što je po snazi slično kao kod modernih fisijskih nuklearnih elektrana. Konceptualni dizajn DEMO elektrane trebao bi biti završen do 2017. godine, a inženjerski dizajn do 2024. godine. Predviđa se da bi period izgradnje bio od 2024. do 2033. godine. DEMO elektrana započela bi radom 2033. godine, a priključenje na električnu mrežu očekuje se 2038. godine.

PROTO je projekt koji slijedi nakon projekta DEMO. PROTO projekt dio je dugoročne strategije Europske komisije u istraživanju fuzijske energije. Cilj je projekta izgradnja prototipne fuzijske nuklearne elektrane kojom će se pokazati mogućnost proizvodnje električne energije na komercijalnoj bazi. Očekuje se da će se korištenjem iskustava DEMO projekta i daljnjim potrebnim tehnološkim poboljšanjima projekt realizirati oko 2050. godine. Time bi PROTO postala prva komercijalna fuzijska nuklearna elektrana u svijetu.