O ITER (originalmente um acrônimo para International Thermonuclear Experimental Reactor, significando também "o caminho" em latim) é um projeto internacional de pesquisa e engenharia de fusão nuclear concebido para demonstrar a viabilidade científica e técnica da energia de fusão. As instalações encontram-se em construção nas imediações do centro de pesquisas de Cadarache, no sul da França. O complexo do reator está em obras desde 2013, com previsão de obter o primeiro plasma entre 2033 e 2034, momento em que se tornará o maior reator de fusão do mundo, dispondo de um volume de plasma cerca de seis vezes superior ao do JT-60SA japonês, anteriormente o maior tokamak em operação.
O objetivo de longo prazo das pesquisas em fusão é a geração de eletricidade; a finalidade formal do ITER, contudo, é a investigação científica e a demonstração tecnológica de um reator de fusão de grande porte, sem produção integrada de energia elétrica. As metas fundamentais do ITER abrangem: atingir um fator de ganho de energia de fusão (Q, a razão entre a potência térmica liberada e a potência térmica absorvida pelo plasma) de Q = 10 em regime transitório e Q = 5 em regime estacionário; desenvolver tecnologias operacionais de fusão, incluindo ímãs supercondutores, criogenia, sistemas de aquecimento, controle, diagnóstico e manipulação remota; estudar o comportamento do plasma em combustão; validar o funcionamento de mantos férteis para regeneração de trítio; e demonstrar os padrões de segurança intrínseca de uma usina termonuclear.
O ITER é financiado e operado por sete partes consorciadas: China, União Europeia (UE), Índia, Japão, Rússia, Coreia do Sul e Estados Unidos. No período imediatamente posterior ao Brexit, o Reino Unido continuou participando do ITER por meio do programa europeu Fusion for Energy (F4E) até setembro de 2023. A Suíça integrou o consórcio via Euratom e F4E até 2021, mantendo perspectivas de reingresso em 2026 após negociações diplomáticas posteriores com a União Europeia. O projeto mantém ainda acordos de cooperação técnica com a Austrália, o Canadá, o Cazaquistão e a Tailândia.
A edificação do complexo em solo francês teve início em 2013, e a montagem mecânica do reator iniciou-se em 2020. O orçamento inicial projetava valores próximos a 6 bilhões de euros, mas os custos agregados de construção e operação foram revistos para valores entre 18 e 22 bilhões de euros; estimativas externas independentes situam o custo consolidado entre 45 e 65 bilhões de dólares, números contestados pela administração do projeto. Independentemente do dispêndio final, o ITER já foi classificado como o experimento científico mais caro de todos os tempos, a obra de engenharia mais complexa da história humana e uma das mais ambiciosas colaborações multilaterais internacionais desde a construção da Estação Espacial Internacional (orçamento de 100 bilhões de euros ou 150 bilhões de dólares) e do Grande Colisor de Hádrons (orçamento de 7,5 bilhões de euros).
O sucessor planejado do reator, o projeto DEMO (conduzido pelo consórcio EUROfusion), deverá se constituir em uma das primeiras centrais termonucleares de fusão a fornecer energia elétrica à rede em ambiente pré-comercial.
A fusão nuclear visa reproduzir o processo que ocorre no interior das estrelas, onde o calor extremo no núcleo funde núcleos atômicos e libera imensas quantidades de energia sob a forma de calor e radiação luminosa. O domínio da energia de fusão em condições terrestres proporcionaria suprimento energético suficiente para atender à crescente demanda global de maneira sustentável e com impacto ambiental reduzido. Um único grama de mistura combustível de deutério-trítio gera 90.000 quilowatts-hora de energia em processos de fusão, o equivalente térmico à queima de 11 toneladas de carvão mineral.
A fusão nuclear baseia-se em princípios físicos distintos daqueles da energia nuclear tradicional. As usinas nucleares em operação dependem da fissão nuclear, processo no qual o núcleo de um átomo pesado é fragmentado para liberar energia. Em contrapartida, a fusão nuclear reúne múltiplos núcleos atômicos leves e utiliza calor e pressão extremos para fundi-los em um núcleo mais pesado, reação que igualmente libera energia em larga escala.
A fusão nuclear reúne diversas vantagens potenciais. O combustível é abundante na natureza ou pode ser produzido no próprio reator de fusão. Após testes preliminares com deutério puro, o ITER empregará uma mistura de deutério e trítio em virtude de seu elevado potencial energético e por ser a reação de fusão com menor barreira de ignição térmica para sustentação. O primeiro isótopo, o deutério, pode ser extraído diretamente da água do mar, constituindo um recurso praticamente inesgotável. O segundo isótopo, o trítio, ocorre apenas em quantidades vestigiais na natureza, com o suprimento global estimado (obtido principalmente como subproduto em reatores de fissão de água pesada CANDU) situando-se em apenas 20 quilogramas anuais, volume insuficiente para a operação contínua de usinas geradoras. O ITER testará módulos experimentais de manto fértil regenerador de trítio (breeding blanket), tecnologia concebida para permitir que futuros reatores comerciais gerem seu próprio trítio por transmutação de lítio, tornando-se autossuficientes. Ademais, os reatores de fusão não geram emissões de CO2 ou poluentes atmosféricos, são fisicamente imunes a acidentes por fusão descontrolada de núcleo (meltdown) e produzem rejeitos radioativos de meia-vida consideravelmente menor do que os gerados por reatores de fissão convencionais.
Em 21 de novembro de 2006, os sete parceiros fundadores do consórcio internacional firmaram o compromisso formal para financiar a construção do reator de fusão. O cronograma inicial estimava uma duração de 30 anos para o programa — sendo 10 anos dedicados à construção e 20 anos voltados à operação científica. O custo inicial previsto para o ITER situava-se em torno de 5 bilhões de euros. Contudo, atrasos logísticos, o encarecimento de matérias-primas e alterações estruturais no projeto executivo elevaram a estimativa oficial de orçamento para valores entre 18 bilhões e 20 bilhões de euros.
Inicialmente planejava-se que a obra levaria dez anos, prevendo a obtenção do primeiro plasma para 2020 e a operação plena de fusão para 2023. Em 2024, a Organização ITER divulgou um novo cronograma estabelecendo o início dos experimentos com plasma de deutério-deutério para 2035. A preparação do terreno foi conduzida nas imediações do complexo de Cadarache, no sul da França, e o presidente francês Emmanuel Macron oficializou a fase de montagem mecânica do reator em cerimônia realizada em 2020. Sob o cronograma revisado na época, as obras para viabilizar a primeira descarga de plasma de hidrogênio atingiram 70% de conclusão em meados de 2020.
Um dos objetivos primordiais do ITER consiste em alcançar um fator de ganho de fusão (fator Q) igual a 10. O patamar Q = 1 define o ponto de equilíbrio científico (breakeven). O maior rendimento atingido em reatores do tipo tokamak foi de Q = 0,67 no reator europeu Joint European Torus (JET). Por sua vez, o recorde global para reações de fusão nuclear em geral é de Q = 4,13, obtido em experimentos de fusão por confinamento inercial (FCI) conduzidos no National Ignition Facility (NIF) em abril de 2025.
Para usinas comerciais de energia de fusão, o fator de ganho de engenharia é o parâmetro crítico. Esse índice é definido como a razão entre a potência elétrica útil fornecida à rede e a potência elétrica consumida por todos os subsistemas internos do complexo (sistemas de aquecimento externo do tokamak, bobinas e eletroímãs, planta criogênica, diagnósticos e instrumentos de controle). Futuras instalações comerciais de produção energética serão dimensionadas visando o ponto de equilíbrio de engenharia (como planejado no projeto DEMO). Engenheiros nucleares estimam que um valor de Q próximo a 100 será necessário para tornar viáveis as usinas termonucleares comerciais.
O ITER não foi projetado para gerar eletricidade comercial. A conversão de energia térmica em energia elétrica constitui um processo de engenharia maduro (amplamente dominado em centrais termelétricas e nucleares existentes), e o reator não operará continuamente com potência máxima sustentada. A incorporação de sistemas de geração elétrica elevaria substancialmente os custos do complexo sem agregar valor aos experimentos científicos de física de plasma. A demonstração de geração líquida contínua de eletricidade caberá aos reatores subsequentes da classe DEMO.
Outro marco fundamental do projeto é atingir o estado de "plasma em combustão" (burning plasma). Trata-se de um regime operacional no qual mais de 50% da energia absorvida para o aquecimento do plasma decorre das próprias reações nucleares de fusão em seu interior, e não de fontes externas de injeção térmica. Nenhum dispositivo de fusão havia produzido um plasma em combustão até que o projeto concorrente NIF alcançou esse patamar em 8 de agosto de 2021 utilizando confinamento inercial por laser. Em patamares elevados de QDT, parcelas progressivamente maiores do aquecimento térmico do plasma passam a ser supridas pelas reações internas. Isso diminui a dependência de geradores externos em regimes de alto desempenho. Quanto maior a escala volumétrica de um tokamak, maior é a retenção da energia de fusão para autoaquecimento plasmático (e menor a necessidade de potência auxiliar), elevando o fator Q. É sob esse princípio dimensional que o reator do ITER foi concebido.
O reator de fusão termonuclear do ITER demandará mais de 300MW de potência elétrica para fazer com que o plasma absorva 50MW de potência térmica, gerando 500MW de calor bruto resultante da fusão durante pulsos com duração de 400 a 600 segundos. Isso representará uma ampliação de dez vezes na potência térmica do plasma (QDT ≥ 10), mensurada pela relação entre a potência injetada e o rendimento térmico de saída. O recorde registrado da razão entre a potência de fusão obtida no núcleo do tokamak e o aquecimento injetado nesse núcleo (Qcore) é de 1,3, alcançado no experimento JET e computado pelo código de modelagem TRANSP. Até 2022, o recorde de eficiência energética por fusão nuclear pertencia ao reator do National Ignition Facility, que registrou Qcore de 1,5 em dezembro de 2022. Para além do aquecimento específico do plasma, a demanda elétrica global consumida pelo reator e pelas instalações auxiliares oscilará entre 110MW e picos de 620MW em intervalos de 30 segundos durante a operação. Como se trata de uma instalação estritamente de pesquisa, a energia térmica residual gerada não será aproveitada em turbinas geradoras, sendo dissipada por torres de resfriamento para a atmosfera.
A cooperação internacional inicial voltada a um projeto de fusão termonuclear que serviu de alicerce para o ITER começou em 1978 com o Reator Tokamak Internacional (INTOR), programa que reunia quatro membros: a União Soviética, a Comunidade Europeia da Energia Atômica (Euratom), os Estados Unidos e o Japão. Contudo, o projeto INTOR estagnou até que Mikhail Gorbachev assumiu o cargo de Secretário-Geral do Partido Comunista da União Soviética em março de 1985. Gorbachev reavivou o interesse pela colaboração em fusão durante encontro bilateral com o presidente francês François Mitterrand em outubro de 1985, e a proposta avançou expressivamente em novembro daquele ano durante a Cúpula de Genebra, em tratativas com Ronald Reagan.
Os preparativos para a conferência Reagan-Gorbachev indicavam escassez de entendimentos substantivos para anúncio formal. Não obstante, a iniciativa do reator de fusão ganhava tração nos bastidores diplomáticos devido aos esforços conjuntos de dois físicos: o norte-americano Alvin Trivelpiece, então diretor do Escritório de Pesquisa Energética dos EUA, e o soviético Evgeny Velikhov, que viria a presidir o Instituto Kurchatov. Ambos defendiam a construção de um reator experimental conjunto. Na época, programas de confinamento magnético desenvolviam-se de maneira isolada no Japão, na Europa, na União Soviética e nos Estados Unidos, mas Trivelpiece e Velikhov argumentavam que a etapa seguinte excederia os orçamentos nacionais individuais, tornando a cooperação multilateral indispensável.
Michael Robert, diretor de programas internacionais da Divisão de Fusão do Departamento de Energia dos Estados Unidos, relatou que: "Em setembro de 1985, liderei uma delegação científica norte-americana a Moscou no contexto de nossas atividades bilaterais de fusão. Durante um almoço, Velikhov propôs trabalharmos em conjunto — URSS e EUA — na construção de um reator de fusão. Minha resposta imediata foi 'excelente ideia', mas ponderei que, da minha posição burocrática, não detinha canais diretos para submeter o tema à consideração presidencial."
A proposta configurou um marco de diplomacia científica, embora tenha enfrentado fortes resistências internas na burocracia governamental dos EUA. Setores de inteligência temiam a transferência de tecnologia sensível para os soviéticos. Havia também reservas simbólicas em virtude do tratamento imposto pelo regime soviético ao físico dissidente Andrei Sakharov. Sakharov, proeminente defensor do uso pacífico da energia atômica, formulara conjuntamente com Igor Tamm os princípios teóricos do tokamak. Contudo, seu ativismo pelos direitos humanos rendera-lhe o Prêmio Nobel da Paz de 1975 e o exílio interno na cidade de Gorki, contra o qual protestara mediante repetidas greves de fome. O Conselho de Segurança Nacional dos Estados Unidos reuniu-se sob a coordenação de William Flynn Martin e alcançou consenso favorável ao prosseguimento da iniciativa.
Martin, como secretário-executivo do Conselho de Segurança Nacional, integrou a delegação de Reagan em Genebra, onde pactuou os termos finais com Velikhov. As tratativas culminaram na histórica declaração conjunta de Reagan e Gorbachev, enfatizando: "a relevância potencial dos esforços voltados ao aproveitamento da fusão termonuclear controlada para finalidades pacíficas e, nesse contexto, o fomento ao mais amplo desenvolvimento praticável da cooperação internacional para obter essa fonte inesgotável de energia em benefício de toda a humanidade." O endosso representou uma virada histórica para a comunidade científica internacional, reforçado dias depois quando Reagan destacou o potencial da fusão em sessão conjunta perante o Congresso norte-americano.
O projeto cooperativo avançou formalmente na sequência. Em outubro de 1986, durante a Cúpula de Reykjavik, foi constituído o Comitê de Iniciativa Quadripartite (reunindo a Europa por meio da Euratom, o Japão, a União Soviética e os EUA) para orientar os trabalhos. Em março de 1987, o comitê reuniu-se na sede da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) em Viena. O encontro marcou o início dos estudos de viabilidade técnica do reator experimental e a abertura de negociações operacionais referentes ao enquadramento jurídico do uso estritamente pacífico da fusão, estrutura de governança, corpo funcional e localização geográfica do empreendimento. Foi nessa sessão em Viena que o projeto recebeu formalmente o nome de Reator Termonuclear Experimental Internacional (ITER), mantido como acrônimo em alusão ao termo latino iter, que significa "o caminho".
As fases de concepção e desenho de engenharia foram conduzidas sob os auspícios da AIEA. As metas técnicas fundamentais foram homologadas em 1992, e a etapa de Atividades de Projeto de Engenharia (EDA) encerrou-se em 1998. Um projeto técnico detalhado e revisado foi aprovado em julho de 2001, culminando em uma rodada de revisão geral conduzida entre novembro de 2006 e dezembro de 2007. As deliberações técnicas foram marcadas por intensos debates em torno do formato da seção transversal da câmara de confinamento (circular versus em formato de "D"), divergências que motivaram o afastamento temporário dos Estados Unidos do consórcio em 1998, retornando ao projeto em 2003.
No mesmo período, o consórcio internacional expandiu-se: a República Popular da China e a Coreia do Sul integraram-se ao empreendimento em 2003, e a Índia aderiu formalmente em 2005.
Travou-se acirrada disputa geopolítica pela escolha da sede física do reator, afunilando-se a concorrência entre duas propostas: Cadarache, na França, e Rokkasho, no Japão. Rússia, China e União Europeia manifestaram apoio à localidade francesa, ao passo que Estados Unidos, Coreia do Sul e Japão defenderam a candidatura japonesa. Em junho de 2005, anunciou-se oficialmente a seleção do sítio de Cadarache. O entendimento resultou de um compromisso entre a União Europeia e o governo japonês, assegurando ao Japão 20% do corpo técnico científico alocado na França, a direção-geral administrativa inaugural da organização e a destinação de 8% do orçamento de suprimentos para instalações de suporte sediadas no território nipônico.
Em 21 de novembro de 2006, em ato solene liderado pelo presidente francês Jacques Chirac no Palácio do Eliseu, os representantes dos sete membros firmaram o tratado internacional de construção do reator. As obras de terraplenagem tiveram início em março de 2007 e, após a ratificação parlamentar do tratado por todos os signatários, a Organização ITER foi instituída formalmente com personalidade jurídica própria em 24 de outubro de 2007.
Em 2016, a Austrália tornou-se a primeira parceira não membro a associar-se ao projeto por meio de acordo técnico com a Organização Australiana de Ciência e Tecnologia Nuclear (ANSTO), assegurando acesso aos dados científicos em contrapartida ao fornecimento de componentes especializados. Em 2017, o Cazaquistão celebrou convênio de colaboração por meio de seu Centro Nuclear Nacional. Em outubro de 2020, o Canadá firmou termo de cooperação técnica com foco específico na gestão e manipulação de trítio.
As operações de montagem mecânica do núcleo foram oficialmente inauguradas em julho de 2020 por Emmanuel Macron, na presença de chefes de Estado e representantes dos países parceiros.
Diretores-gerais
O ITER é gerido pelo Conselho ITER, órgão colegiado de governança integrado por delegados dos sete membros signatários, responsável pela formulação das diretrizes estratégicas e aprovação orçamentária.
O Conselho nomeia o diretor-geral executivo da instituição. Desde a sua criação, cinco nomes ocuparam o cargo:
2005–2010: Kaname Ikeda
2010–2015: Osamu Motojima
2015–2022: Bernard Bigot
2022: Eisuke Tada (interino)
2022–presente: Pietro Barabaschi
Bernard Bigot assumiu a liderança em 2015 com mandato para reestruturar os procedimentos decisórios e a gestão do cronograma. Em janeiro de 2019, teve seu mandato renovado por unanimidade para mais cinco anos. Bigot faleceu no exercício do cargo em 14 de maio de 2022, sendo substituído interinamente por seu vice, Eisuke Tada, até a conclusão da seleção de Pietro Barabaschi.
Objetivos
A missão do ITER é demonstrar a viabilidade científica e tecnológica da fusão nuclear como fonte energética de larga escala livre de emissões de carbono.
Suas metas específicas incluem:
Gerar temporariamente um plasma de fusão cuja potência térmica seja dez vezes superior à potência de aquecimento injetada (fator de ganho QDT = 10).
Manter um plasma em regime estacionário com fator QDT superior a 5 (QDT = 1 representa o ponto de equilíbrio científico).
Sustentar pulsos de fusão contínuos por períodos de até 8 minutos (480 a 600 segundos).
Desenvolver tecnologias operacionais para futuras usinas termonucleares — tais como ímãs supercondutores de alto campo magnético e sistemas de manipulação remota robotizada para manutenção sob radiação.
Validar protótipos de mantos férteis regeneradores de trítio.
Aprimorar a blindagem contra nêutrons e tecnologias de extração de calor (a maior parte da energia da reação D-T é liberada por nêutrons rápidos).
Investigar e manter o regime de plasma em combustão.
Os objetivos transcendem a fabricação do reator experimental, abrangendo a estruturação de competências industriais, cadeias de suprimentos de alta precisão e padronização técnica entre as indústrias nucleares dos países membros.
Cronograma e estado atual
Vista aérea das obras do complexo ITER em 2018.Edifício do reator em construção em 2018.Vista aérea do canteiro de obras do ITER em 2020.
Em abril de 2022, as obras civis para abrigar o primeiro plasma encontravam-se aproximadamente 85% concluídas. A meta inicial previa a primeira descarga para o final de 2025; contudo, revisões técnicas anunciadas em 2023 alteraram esse planejamento. Em julho de 2024, a direção-geral apresentou um novo cronograma fixando a corrente de plasma plena para 2034, o início dos testes com plasma de deutério-deutério para 2035 e a operação com mistura deutério-trítio para 2039.
As origens estruturais do programa remontam a 1978 com o Grupo de Trabalho do Reator Tokamak Internacional (INTOR), sob a chancela da AIEA, reunindo pesquisadores dos EUA, da Europa, do Japão e da União Soviética para mapear os gargalos teóricos e avaliar a viabilidade de um reator experimental de potência.
Em 1985, na Cúpula de Genebra, Gorbachev propôs a Reagan a construção conjunta de um reator baseado nos estudos do INTOR, deflagrando o projeto ITER em 1988.
Os trabalhos de solo começaram em 2007 e a edificação do complexo civil do tokamak teve início em 2013.
A montagem dos componentes mecânicos começou em 28 de julho de 2020. No planejamento revisto, o fechamento do criostato está agendado para 2033, o comissionamento integrado para 2033–2034 e o início das atividades de pesquisa para 2034. Quando operacional, o ITER comportará o maior volume de plasma em confinamento magnético do mundo (840 metros cúbicos), superando o JET por um fator de 8.
Em 2023, a Organização ITER optou formalmente pela substituição do material da primeira parede voltada para o plasma, abandonando o berílio em favor do tungstênio. A mudança alinhou o projeto ao consenso técnico de que os futuros reatores de demonstração utilizarão blindagens de tungstênio. Além disso, o berílio apresenta alta toxicidade e a poeira gerada por erosão suscita preocupações de segurança ocupacional nas intervenções de manutenção; simulações numéricas indicavam ainda risco de fusão localizada severa do berílio durante instabilidades de plasma, o que acarretaria avarias prematuras na câmara.
Em 3 de julho de 2024, o diretor-geral Pietro Barabaschi declarou que a produção do primeiro plasma ocorreria no mínimo a partir de 2033, e que o pleno acionamento magnético se daria a partir de 2036. O custo estimado de correções em peças com falhas de fabricação e ajustes de vedação foi orçado em cerca de 5 bilhões de euros.
Marcos do projeto
Data
Evento
1988
Lançamento formal do projeto ITER. Atividades de concepção técnica executadas entre 1988 e 1990.
1992
Atividades de desenvolvimento do projeto de engenharia executadas de 1992 a 1998.
2006
Aprovação da estimativa orçamentária de 10 bilhões de euros (12,8 bilhões de dólares), projetando o início das obras para 2008 e conclusão em uma década.
2007
Início das obras de preparação e terraplenagem do sítio de Cadarache.
2008
Liberação formal para preparação da área e traçado dos acessos viários para transporte pesado.
2009
Conclusão da preparação da plataforma territorial.
2010
Abertura das escavações profundas para o complexo do tokamak.
2013
Início da construção civil das estruturas de concreto do edifício do tokamak.
2015
Início da montagem física das fundações de apoio do tokamak; chegada dos primeiros componentes de grande porte ao canteiro de obras, com extensão do cronograma em ao menos seis anos.
2017
Conclusão do Salão de Montagem e preparação de guindastes pesados.
2018–2026
Montagem e integração:
Dezembro de 2018: conclusão da coroa de suporte de concreto.
Julho de 2019: montagem da base e do cilindro inferior do criostato.
Abril de 2020: conclusão do primeiro setor da câmara de vácuo na Coreia do Sul.
Maio de 2020: instalação da base do criostato no poço do reator e início da montagem mecânica estrutural.
Julho de 2020: inauguração formal da montagem do reator.
Outubro de 2020: início das operações de soldagem dos setores da câmara de vácuo.
Junho de 2026: conclusão da montagem da coluna do solenoide central.
Setembro de 2026: conclusão e expedição do último setor da câmara de vácuo.
2026–2033
Previsto: Montagem e integração mecânica
2033–2034
Previsto: Conclusão da montagem mecânica; início do comissionamento integrado.
Embora quase todos os isótopos estáveis mais leves na tabela periódica do que o ferro-56 e o níquel-62 — elementos dotados da maior energia de ligação nuclear por nucleon — sofram fusão com outros núcleos liberando energia, o deutério e o trítio são de longe a combinação mais atrativa para a geração de energia; eles requerem a menor energia de ativação (e, portanto, a menor temperatura térmica de deflagração) e produzem uma das maiores densidades de rendimento energético por unidade de massa.
Todas as protoestrelas e estrelas em sequência principal irradiam quantidades imensas de energia gerada por processos termonucleares de fusão. A fusão de deutério e trítio libera, por unidade de massa, cerca de três vezes mais energia do que a fissão do urânio-235 e milhões de vezes mais energia do que reações químicas convencionais, como a queima de carvão mineral. O objetivo de uma central de energia de fusão reside em aproveitar essa densidade térmica na conversão para eletricidade.
A barreira de ativação energética (que, na maioria dos experimentos termonucleares, traduz-se na temperatura mínima necessária para iniciar as colisões atômicas) é extremamente elevada porque os prótons de ambos os núcleos se repelem mutuamente com grande intensidade, compartilhando a mesma carga elementar positiva. Como aproximação heurística de modelagem, os núcleos precisam alcançar uma aproximação recíproca inferior a 100 fentômetros (10−13m), distância crítica na qual a probabilidade de ocorrência de tunelamento quântico através da barreira eletrostática de Coulomb se eleva expressivamente; nesse ponto, a força nuclear forte e a repulsão eletrostática equilibram-se, viabilizando a coalescência dos núcleos em um elemento mais pesado. No reator do ITER, essa distância de aproximação subatômica torna-se factível pela combinação de confinamento magnético e temperaturas ultraelevadas. O complexo emprega subsistemas criogênicos, como criobombas de vácuo, para resfriar os eletroímãs a temperaturas próximas ao zero absoluto. Essas temperaturas fornecem aos núcleos a energia cinética necessária para vencer a barreira de potencial (conforme a distribuição de Maxwell-Boltzmann). Para o par deutério-trítio, a taxa ótima de colisões de fusão ocorre em patamares térmicos superiores a 108 kelvin. No interior do ITER, o plasma será aquecido a aproximadamente 150 milhões de kelvin (cerca de dez vezes a temperatura reinante no núcleo do Sol) por meio de aquecimento ôhmico (indução de correntes elétricas axiais através da coluna de gás). Sistemas de aquecimento auxiliar são associados, recorrendo à injeção de feixes neutros (cujas partículas atravessam as linhas de indução magnética sem deflexão líquida de trajetória, evitando perturbações eletromagnéticas graves) e a fontes de radiofrequência (RF) ou micro-ondas em frequências ciclotrônicas.
Sob condições de agitação térmica dessa ordem de grandeza, as partículas adquirem expressiva energia cinética e velocidades de translação extremas. Na ausência de isolamento mecânico e magnético eficiente, os íons escapariam instantaneamente das zonas reativas, dissipando energia e resfriando o plasma abaixo do limiar de sustentação da queima nuclear líquida. Um reator funcional exige a contenção estável das partículas em um volume espacial delimitado e por um tempo de confinamento suficientemente longo para assegurar que uma fração considerável do gás seja convertida em reações de fusão. No ITER e na maior parte dos conceitos baseados em fusão por confinamento magnético, o plasma é contido mediante a geometria de campos magnéticos toroidais e poloidais entrelaçados. Uma partícula eletricamente carregada em trânsito por um campo magnético experimenta uma força transversal à sua velocidade (força de Lorentz), que gera aceleração centrípeta contínua e a obriga a descrever trajetórias helicoidais em torno das linhas de fluxo magnético. O tokamak do ITER utilizará quatro conjuntos funcionais de ímãs para conformar e estabilizar o plasma: uma coluna de solenoide central, bobinas de campo poloidal dispostas na periferia externa do envoltório, 18 bobinas toroidais em forma de "D" e bobinas de correção de perturbação de campo.
Uma câmara de contenção primária rígida faz-se necessária tanto para blindar os enrolamentos supercondutores e os diagnósticos periféricos contra a radiação térmica e partículas ionizantes, quanto para manter o nível de vácuo exigido para a estabilização do meio plasmático. A parede da câmara é submetida a um bombardeamento contínuo de elétrons, íons, fótons energéticos, partículas alfa e nêutrons rápidos, elementos que degradam progressivamente a rede cristalina das ligas estruturais. Os materiais expostos precisam suportar esse estresse radioativo e térmico acumulado para assegurar a sustentabilidade econômica de uma usina comercial. Ensaios de qualificação de fadiga desses materiais são executados tanto nas bancadas experimentais do ITER quanto nas instalações de irradiação acelerada da IFMIF (Instalação Internacional de Irradiação de Materiais de Fusão).
Com o início das reações de fusão, nêutrons de alta energia cinética escapam isotropicamente do núcleo do plasma, cruzando as linhas de indução magnética sem sofrer desvio de trajetória em virtude de sua neutralidade elétrica (ver fluxo de nêutrons). Como os nêutrons carregam aproximadamente 80% da energia útil gerada em cada reação D-T (14,1MeV de um balanço total de 17,6MeV), eles constituem a fonte primária de potência de saída do ITER. As partículas alfa (núcleos de hélio-4 carregados com 3,5MeV), por sua vez, permanecem aprisionadas pelo campo magnético, cedendo sua energia cinética às partículas mais frias do plasma mediante colisões e sustentando o regime de autoaquecimento (plasma em combustão).
A face interior da câmara de vácuo será revestida por 440 módulos de manto protetor (blanket) projetados para desacelerar e absorver o fluxo nêutronico, resguardando a integridade das paredes de aço inoxidável e das bobinas supercondutoras de campo toroidal. Em etapas posteriores de testes, módulos experimentais adicionais serão acoplados para ensaiar a regeneração de trítio combustível a partir de esferas cerâmicas contendo lítio, segundo as equações nucleares:
1 0n + 6 3Li → 3 1T + 4 2He
1 0n + 7 3Li → 3 1T + 4 2He + 1 0n
nas quais o nêutron incidente é proveniente das próprias reações D-T de fusão do plasma.
O calor retido nos módulos de manto pela desaceleração dos nêutrons rápidos é transferido para os circuitos de refrigeração de água primária. Em uma usina termelétrica comercial, esse vapor térmico acionaria conjuntos de turbogeradores elétricos acoplados à rede; no reator experimental do ITER, a geração de eletricidade em escala de rede não compõe o escopo científico de testes, de modo que toda a energia térmica produzida será dissipada para a atmosfera por meio de bacias e torres de resfriamento evaporativo.
Projeto técnico
Esquema do tokamak ITER e dos sistemas integrados da instalação
Câmara de vácuo
Corte transversal de parte do vaso de reação de fusão planejado para o ITER.
A câmara de vácuo é o componente central da máquina do ITER: um invólucro de aço inoxidável de parede dupla no qual o plasma é confinado por meio de campos magnéticos.
A câmara de vácuo do ITER será duas vezes maior e 16 vezes mais pesada do que qualquer vaso de fusão previamente fabricado: cada um dos nove setores em formato de toro pesará aproximadamente 450 toneladas. Quando integradas todas as estruturas de blindagem e aberturas de acesso (portas), a massa total atingirá 5.116 toneladas. Seu diâmetro externo medirá 19,4m e o interno 6,5m. Uma vez montada, a estrutura completa terá 11,3m de altura.
A função primária da câmara de vácuo é fornecer um ambiente hermeticamente selado para a contenção do plasma. Seus subsistemas principais compreendem o vaso principal, as estruturas das aberturas (ports) e o sistema de sustentação mecânica. O vaso principal consiste em uma estrutura de parede dupla dotada de nervuras de reforço poloidais e toroidais entre cascas de 60mm de espessura. Essas nervuras também formam os canais de circulação para a água de resfriamento. O vão entre as paredes duplas será preenchido com placas de blindagem confeccionadas em aço inoxidável. As superfícies internas da câmara atuarão como interface de acoplamento dos módulos que integram o manto fértil (breeder blanket). Esses módulos fornecerão blindagem contra os nêutrons de alta energia gerados pelas reações de fusão e alguns serão empregados em ensaios de regeneração de trítio.
A câmara de vácuo possui 44 aberturas conhecidas como portas de acesso — 18 superiores, 17 equatoriais e 9 inferiores —, que serão utilizadas para operações robotizadas de manipulação remota, sistemas de diagnóstico, injeção de feixes de partículas neutras e bombeamento de vácuo. A manipulação remota faz-se obrigatória devido à elevada radioatividade residual no interior do reator após o desligamento, decorrente do bombardeamento contínuo de nêutrons durante as descargas de plasma.
O esgotamento por sistemas de vácuo será executado antes da ignição das reações para estabelecer o ambiente de baixíssima densidade requerido, correspondente a cerca de um milionésimo da densidade do ar atmosférico.
Manto fértil
O ITER empregará combustível composto pela mistura deutério-trítio. Embora o deutério seja abundante nos oceanos, o trítio é extremamente escasso por ser um isótopo radioativo com meia-vida de apenas 12,3 anos, estimando-se uma reserva de apenas 3,5kg de trítio natural na Terra. Em virtude desse suprimento diminuto de trítio, um componente fundamental em validação no ITER é o manto fértil (breeding blanket). Posicionado nas portas da câmara de vácuo, o componente destina-se a testar a reprodução de trítio por meio de reações nucleares induzidas pelos nêutrons que escapam do plasma. O lítio-6 gera trítio mediante reações (n,t) com nêutrons moderados, enquanto o lítio-7 reage com nêutrons de maior energia cinética por reações (n,nt).
Os conceitos sob avaliação para o manto fértil abrangem os métodos chumbo-lítio refrigerado a hélio (HCLL), leito de esferas refrigerado a hélio (HCPB) e chumbo-lítio refrigerado a água (WCLL). Seis modelos experimentais distintos de mantos de regeneração, denominados Módulos de Manto de Teste (TBM, do inglês Test Blanket Modules), serão testados no ITER, compartilhando um invólucro prismático padronizado. Entre os materiais sólidos utilizados como esferas no método HCPB destacam-se o metatitanato de lítio (Li₂TiO₃) e o ortossilicato de lítio (Li₄SiO₄). Os requisitos exigidos para esses materiais compreendem eficiência na taxa de geração e extração de trítio, estabilidade mecânica sob bombardeamento nêutronico e baixos índices de ativação radioativa de longo prazo.
Sistema magnético
O projeto do ITER fundamenta-se na fusão por confinamento magnético, método que utiliza campos magnéticos intensos para confinar o combustível termonuclear na forma de plasma. O arranjo de eletroímãs montado no tokamak constituirá o maior sistema de ímãs supercondutores já concebido. O conjunto emprega quatro classes funcionais de ímãs para assegurar a estabilidade e o isolamento do plasma: um solenoide central, bobinas de campo poloidal, bobinas de campo toroidal e bobinas de correção. A coluna do solenoide central terá 18 metros de altura, 4,3 metros de largura e massa de 1.000 toneladas. O solenoide utilizará cabos supercondutores de nióbio-estanho (Nb₃Sn) dimensionados para conduzir correntes elétricas de 45kA e gerar um campo magnético de pico superior a 13teslas.
As 18 bobinas de campo toroidal também empregarão nióbio-estanho. Constituem os mais potentes eletroímãs supercondutores construídos, com intensidade de campo de pico nominal de 11,8 teslas e energia magnética armazenada de 41gigajoules. Os demais ímãs submetidos a campos magnéticos menos intensos (as bobinas de campo poloidal e as bobinas de correção) utilizarão ligas supercondutoras de nióbio-titânio (NbTi).
Aquecimento adicional
Para que ocorram as reações termonucleares de fusão, os íons do plasma devem atingir temperaturas da ordem de 150 milhões de °C. Atingir patamares térmicos dessa magnitude impõe a combinação de diferentes técnicas de aquecimento complementar. No interior do próprio vaso, a variação de fluxo magnético induz correntes elétricas que aquecem o gás por efeito Joule (aquecimento ôhmico), método insuficiente para atingir a ignição plena. O ITER contará com três sistemas de aquecimento externo:
Dois injetores de feixes de partículas neutras (HNB) de um milhão de volts, cada um injetando cerca de 16,5MW de potência no plasma em combustão, com previsão de instalação de uma terceira unidade. Esses injetores produzem íons negativos de deutério acelerados eletrostaticamente através de cinco grades sucessivas até alcançarem a energia cinética de 1MV; em seguida, os íons são neutralizados antes da injeção, podendo operar continuamente por até 3.600 segundos. O protótipo desses injetores é validado na Instalação de Testes de Feixes Neutros (NBTF), instalada em Pádua, Itália. Um injetor menor de partículas neutras será utilizado exclusivamente para diagnósticos espectroscópicos, mensurando o acúmulo de cinzas de hélio no núcleo do tokamak.
Um sistema de aquecimento por ressonância cíclotron iônica (ICRH), projetado para injetar 20MW de energia eletromagnética de alta frequência através de antenas sintonizadas na mesma frequência de rotação ciclotrônica dos íons do plasma.
Um sistema de aquecimento por ressonância cíclotron eletrônica (ECRH), que aquece os elétrons do plasma por meio de feixes concentrados de micro-ondas gerados por fontes de rádio de alta potência (girotrons).
Criostato
O criostato do ITER é uma câmara de aço inoxidável de 3.850 toneladas que encapsula a câmara de vácuo e os ímãs supercondutores, criando um ambiente de vácuo térmico ultra-resfriado. Sua espessura estrutural (variando entre 50 e 250mm) foi calculada para resistir às tensões mecânicas geradas pelo diferencial de pressão atmosférica exercido sobre um volume interno fechado de 8.500 metros cúbicos. Em 9 de junho de 2020, o conglomerado de engenharia indiano Larsen & Toubro concluiu o fornecimento e o posicionamento da base do criostato no poço do reator. O criostato é o maior módulo estrutural do edifício do tokamak, repousando sobre uma laje de fundação dotada de isoladores elastoméricos contra abalos sísmicos.
Divertor
O divertor é um subsistema instalado na base da câmara de vácuo encarregado de recolher e extrair as cinzas do plasma e impurezas geradas pelas reações de fusão enquanto o reator opera em regime contínuo. No ITER, o divertor remove o calor residual acumulado na periferia e protege as paredes circundantes contra danos térmicos, reduzindo a contaminação do plasma central.
Frequentemente comparado a um monumental cinzeiro térmico, o divertor do ITER é confeccionado prioritariamente em tungstênio. Os alvos do divertor — elementos diretamente expostos às cargas do plasma periférico — utilizam blocos de tungstênio devido ao seu ponto de fusão elevado (3.422°C), baixa taxa de pulverização catódica (sputtering) e retenção insignificante de trítio. A subestrutura dos cassetes incorpora ligas de cobre de alta condutividade térmica para dissipação de calor e aço inoxidável para sustentação mecânica.
O divertor é formado por 54 cassetes modulares idênticos. Cada cassete possui massa próxima a oito toneladas e dimensões de 0,8m × 2,3m × 3,5m. A engenharia e a manufatura dos módulos são coordenadas pela agência europeia Fusion for Energy.
Durante as descargas de plasma pleno, os módulos do divertor enfrentam densidades de potência térmica de até 20 megawatts por metro quadrado, carga cerca de quatro vezes superior à experimentada pela blindagem de espaçonaves durante a reentrada na atmosfera terrestre.
Os ensaios térmicos destrutivos e de fluxo de calor são conduzidos na Instalação de Testes de Divertor do ITER (IDTF), construída no Instituto Efremov em São Petersburgo, Rússia, como parte da partilha industrial de suprimentos do projeto.
Sistemas de resfriamento
O complexo do ITER utilizará circuitos integrados de resfriamento para gerenciar as imensas cargas térmicas geradas pelas operações do tokamak. A maior parte do calor será recolhida por um circuito fechado de água primário, resfriado por um circuito secundário através de trocadores de calor instalados na contenção secundária do edifício do reator. O circuito secundário é atendido por uma infraestrutura externa que compreende torres de resfriamento, uma adutora de 5km captando água do Canal de Provence e bacias de decantação nas quais os efluentes térmicos são resfriados e monitorados quanto a contaminação química e traços de trítio antes do descarte nas águas do rio Durance. O sistema foi dimensionado para dissipar uma potência média contínua de 450MW durante a atividade do tokamak.
Paralelamente, uma planta criogênica de nitrogênio líquido fornecerá 1.300kW de refrigeração a 80K (−193,15°C), enquanto uma planta de hélio líquido proverá 75kW de refrigeração extrema a 4,5K (−268,65°C) para manter o estado supercondutor das bobinas magnéticas. A infraestrutura de hélio líquido foi projetada, fabricada e comissionada pela multinacional francesa Air Liquide.
Localização
Localização de Cadarache na França.
O processo de seleção da sede para o ITER foi prolongado e complexo. O Japão propôs um local em Rokkasho. Duas localidades europeias foram consideradas: o sítio de Cadarache, na França, e o sítio de Vandellòs, na Espanha. Contudo, o Conselho de Competitividade Europeu oficializou Cadarache como a candidatura de consenso da Europa em novembro de 2003. Adicionalmente, o Canadá anunciou uma proposta para alocar o projeto em Clarington em maio de 2001, retirando sua candidatura em 2003.
A partir desse momento, a disputa concentrou-se entre a França e o Japão. Em 3 de maio de 2005, a União Europeia e o Japão acordaram um procedimento diplomático para resolver o impasse até julho. Na conferência ministerial realizada em Moscou em 28 de junho de 2005, os países participantes concordaram por consenso em construir o ITER em Cadarache, concedendo ao Japão um estatuto de parceria privilegiada que incluiu a prerrogativa de indicar o primeiro diretor-geral do projeto, além de compensações financeiras para a instalação de centros tecnológicos complementares em território japonês.
A Fusion for Energy (F4E), a agência da UE encarregada de gerir a contribuição europeia ao empreendimento, está sediada em Barcelona, Espanha. A agência constitui a Empresa Comum Europeia para o ITER e o Desenvolvimento da Energia de Fusão. Segundo o sítio oficial da instituição:
A F4E é responsável por fornecer a contribuição da Europa ao ITER, a maior parceria científica do mundo, cujo propósito é demonstrar a viabilidade da fusão como fonte energética sustentável. [...] A F4E também apoia iniciativas de pesquisa e desenvolvimento de fusão [...]
A Instalação de Testes de Feixes Neutros do ITER (NBTF), concebida para aperfeiçoar e validar os protótipos de injetores de feixes neutros de alta energia, está situada em Pádua, Itália. Trata-se da única instalação técnica do programa ITER localizada fora do complexo principal de Cadarache.
A maior parte dos edifícios do complexo do ITER é revestida por painéis metálicos com acabamento alternado em aço inoxidável reflexivo e metal laqueado em cinza escuro. O padrão arquitetônico foi adotado tanto por critérios estéticos — integrando os edifícios de grande porte à paisagem natural circundante — quanto para otimizar o isolamento térmico das instalações operacionais.
Como consequência do Brexit, o Reino Unido retirou-se formalmente da Euratom em 31 de janeiro de 2020. Contudo, sob os termos do Acordo de Comércio e Cooperação entre a União Europeia e o Reino Unido, o país permaneceu inicialmente como membro do ITER como parte da Fusion for Energy (F4E) após o término do período de transição em 31 de dezembro de 2020. Não obstante, em 2023 o Reino Unido descontinuou sua participação na Fusion for Energy e, em 2024, decidiu não buscar adesão independente ao ITER fora do consórcio europeu.
Em março de 2009, a Suíça — país associado à Euratom desde 1979 — ratificou sua adesão à Fusion for Energy como membro terceiro associado.
Em 2016, a Organização ITER anunciou uma parceria com a Austrália voltada para "cooperação técnica em áreas de benefício e interesse mútuo", sem outorgar ao país o estatuto de membro pleno. No ano seguinte, o ITER firmou um Acordo de Cooperação com o Cazaquistão.
A Tailândia também assumiu papel formal após a assinatura de um convênio de cooperação com o Instituto de Tecnologia Nuclear da Tailândia (TINT) em 2018. O protocolo prevê a realização de cursos e conferências técnicas para estudantes e pesquisadores tailandeses, aproximando a infraestrutura científica do país ao projeto.
O Canadá figurou inicialmente como membro pleno, mas retirou-se do programa devido à ausência de dotação orçamentária do governo federal, o que levou à revogação de sua proposta para sediar o complexo em 2003. O país reintegrou-se ao projeto em 2020 por meio de um acordo de cooperação técnica centrado na tecnologia de manipulação e fornecimento de trítio.
As atividades do consórcio são fiscalizadas pelo Conselho ITER, instância diretiva suprema com autoridade para nomear o corpo diretivo sênior, emendar regulamentos, deliberar sobre diretrizes orçamentárias e aprovar a adesão de novos Estados e organizações.
Cazaquistão (por meio do Centro Nuclear Nacional da República do Cazaquistão [NNC-RK] em 2017)
Tailândia (por meio do Instituto de Tecnologia Nuclear da Tailândia [TINT] em 2018)
Agências domésticas
Cada participante do projeto ITER — União Europeia, China, Índia, Japão, Coreia do Sul, Rússia e Estados Unidos — estruturou uma agência doméstica própria para operacionalizar suas contribuições financeiras e responsabilidades de aquisição e fornecimento em espécie (in-kind). Essas agências contam com corpo funcional próprio, orçamento independente e gerenciam diretamente todos os contratos industriais e subcontratações com seus respectivos parques industriais.
ITER União Europeia
O Acordo ITER foi celebrado pela Euratom em representação da União Europeia. A Fusion for Energy (F4E) foi constituída em 2007 como agência doméstica da UE, mantendo sua sede administrativa em Barcelona, Espanha, e filiais operacionais em Cadarache (França), Garching (Alemanha) e Rokkasho (Japão). A F4E responde pela contratação, engenharia e fabricação de componentes críticos, incluindo múltiplos setores da câmara de vácuo, o divertor e parte expressiva do conjunto de ímãs supercondutores.
ITER China
A participação chinesa no ITER é administrada pelo Programa Internacional de Energia de Fusão Nuclear da China (CNDA). A agência chinesa responde pela fabricação e fornecimento de subsistemas como as bobinas de correção magnética, estruturas de suporte mecânico dos ímãs, painéis da primeira parede e módulos de blindagem do manto. A China conduz paralelamente experimentos de suporte em seus tokamaks nacionais, destacando-se o HL-2M em Chengdu e o EAST (HT-7U) em Hefei, cujos dados empíricos subsidiam a modelagem física do ITER.
ITER Índia
O ITER-Índia é um programa especial coordenado pelo Instituto de Pesquisa de Plasma (IPR), situado na cidade de Ahmedabad, no estado de Guzerate. As entregas industriais indianas ao complexo compreendem a fabricação integral da estrutura do criostato, as linhas criogênicas de distribuição de fluidos, módulos de blindagem interna do vaso, trocadores de calor e os subsistemas primários e secundários de água de resfriamento.
ITER Japão
Os Institutos Nacionais de Ciência e Tecnologia Quântica e Radiológica (QST), sediados em Chiba, atuam como a agência doméstica designada pelo governo japonês para o empreendimento. A agência japonesa colabora com a Organização ITER no desenvolvimento e na manufatura de componentes como os módulos de manipulação remota robotizada do manto, bobinas do solenoide central, sistemas de diagnóstico de alta resolução e transmissores do sistema de aquecimento por injeção de feixes neutros.
ITER Coreia
O ITER Coreia foi estabelecido em 2007 sob a alçada do Instituto Nacional de Pesquisa em Fusão (atual KFE), com sede em Daejeon. Entre os itens técnicos sob responsabilidade de fornecimento da Coreia do Sul destacam-se a fabricação de quatro setores da câmara de vácuo, blocos de blindagem do manto, escudos térmicos criogênicos e os sistemas de armazenamento, purificação e entrega de trítio.
ITER Rússia
A Federação Russa ocupa papel central na partilha industrial e técnica do projeto. A contribuição russa concentra-se na manufatura e entrega de maquinários de alta tecnologia e sistemas estruturais nucleares sob a liderança da corporação estatal Rosatom. As obrigações industriais do país incluíram o fornecimento de 22 quilômetros de condutores baseados em 90 toneladas de filamentos supercondutores de nióbio-estanho (Nb₃Sn) para as bobinas de campo toroidal, além de 11km de condutores baseados em 40 toneladas de filamentos supercondutores de nióbio-titânio (NbTi) para as bobinas de campo poloidal da máquina, remessa concluída no final de 2022. A indústria russa também responde pela fabricação de 179 dos painéis da Primeira Parede expostos às maiores densidades de carga térmica (até 5 MW/m²), compostos por placas de berílio soldadas a blocos de bronze CuCrZr sobre base de aço, pesando cada unidade cerca de 1.000kg e medindo até 2m de largura por 1,4m de altura. A Rússia também sedia os ensaios de qualificação de fluxo térmico em componentes que enfrentam o plasma. Em virtude de sua condição de participante fundadora, a Rússia detém acesso irrestrito a toda a documentação de engenharia e dados de projeto do reator.
ITER Estados Unidos
O US ITER integra a estrutura do Departamento de Energia dos Estados Unidos e é coordenado operacionalmente pelo Laboratório Nacional de Oak Ridge (ORNL), no Tennessee. O braço norte-americano supervisiona tanto o projeto de engenharia quanto a fabricação de componentes alocados ao país, abrangendo contribuições aos circuitos de água de resfriamento do tokamak, instrumentação diagnóstica, linhas de transmissão eletromagnética para aquecimento por ressonância ciclotrônica de íons e elétrons, as bobinas magnéticas toroidais e o solenoide central, além dos injetores de pastilhas de combustível criogênico. Em 2022, a comunidade científica de fusão dos Estados Unidos estabeleceu o plano de trabalho para o Programa de Pesquisa US ITER, englobando áreas-chave como interação plasma-parede, diagnósticos avançados e ciência nuclear de fusão.
Financiamento
Em 2006, o Acordo ITER foi firmado com base em um custo estimado de 5,9 bilhões de euros ao longo de um período de dez anos. Em 2008, em decorrência de uma revisão geral de projeto, a estimativa foi reajustada para aproximadamente 19 bilhões de euros. Em 2016, projetava-se que o custo total de construção e comissionamento do experimento superaria 22 bilhões de euros, representando um aumento de 4,6 bilhões de euros sobre a projeção de 2010 e de 9,6 bilhões de euros em relação à estimativa de 2009.
Na conferência ministerial de junho de 2005 em Moscou, os membros participantes da cooperação acordaram a seguinte partilha nas contribuições orçamentárias para a etapa de construção: 45,4% aportados pela parte anfitriã, a União Europeia, e o restante rateado entre os parceiros não anfitriões à razão de 9,1% cada para China, Índia, Japão, Coreia do Sul, Federação Russa e Estados Unidos. Durante as etapas de operação científica e desativação (decommissioning), a Euratom contribuirá com 34% dos custos consolidados; Japão e Estados Unidos arcarão com 13% cada; e China, Índia, Coreia do Sul e Rússia contribuirão com 10% cada.
Noventa por cento das contribuições são entregues em espécie (in-kind) utilizando a unidade contábil interna do projeto, as Unidades de Conta do ITER (IUAs, do inglês ITER Units of Account). Embora a contribuição financeira direta do Japão como membro não anfitrião corresponda a um onze avos (1/11) do total, a União Europeia concedeu ao país um estatuto privilegiado pelo qual o Japão fornece dois onze avos (2/11) do corpo de pesquisadores em Cadarache e recebe dois onze avos dos contratos de construção industrial, enquanto as quotas de pessoal e de componentes industriais da UE foram reduzidas de cinco onze avos (5/11) para quatro onze avos (4/11).
A participação orçamentária dos Estados Unidos no ITER tem sido objeto de frequentes debates legislativos. O Departamento de Energia dos Estados Unidos (USDOE) estimou os custos consolidados de construção até 2025 — incluindo as remessas em espécie — em 65 bilhões de dólares, número contestado pela Organização ITER. Após ter reduzido os repasses em 2017, o governo norte-americano dobrou sua dotação orçamentária anual para 122 milhões de dólares em contribuições em espécie no exercício de 2018. Estima-se que a contribuição consolidada dos EUA em 2020 totalizou 247 milhões de dólares, integrando o programa Fusion Energy Sciences do USDOE. Em plano estratégico aprovado em janeiro de 2021 para balizar os esforços científicos de fusão, o USDOE orientou o Comitê Consultivo de Ciências de Energia de Fusão a estruturar seu planejamento sob a premissa de continuidade do financiamento ao ITER por uma janela decenal.
O respaldo financeiro da União Europeia também experimentou oscilações ao longo do cronograma. Em dezembro de 2010, o Parlamento Europeu rejeitou uma proposta dos Estados-membros que visava realocar 1,4 bilhão de euros do orçamento comunitário para cobrir o déficit nas obras civis do reator previstas para o biênio 2012–2013. O encerramento do exercício de 2010 impôs a repactuação das contas, obrigando a Comissão Europeia a submeter uma nova proposta de resolução orçamentária em 2011. Ao término das negociações, o aporte europeu para o período de 2014 a 2020 foi fixado em 2,9 bilhões de euros. Em fevereiro de 2021, o Conselho Europeu aprovou a destinação de 5,61 bilhões de euros para a continuidade do financiamento do ITER no quadro financeiro plurianual de 2021 a 2027.
Fabricação
A construção do tokamak do ITER tem sido comparada à montagem de "um gigantesco quebra-cabeça tridimensional", dado que os componentes são fabricados em diferentes regiões do mundo e posteriormente transportados por via marítima e terrestre até a França para a integração final. Esse arranjo de engenharia descentralizada decorre do próprio Acordo ITER, que estabeleceu que as contribuições dos países membros deveriam ser majoritariamente em espécie (in-kind), fornecendo equipamentos e componentes manufaturados em substituição a aportes financeiros diretos. O modelo foi concebido para estimular as indústrias nacionais e disseminar conhecimento tecnológico de ponta em fusão nuclear nos países participantes; pelas diretrizes gerais, 90% das contribuições são compostas por materiais ou componentes industriais e 10% por recursos financeiros para despesas correntes.
Como resultado, mais de 2.800 contratos de projeto de engenharia e fabricação foram celebrados desde o início do programa. De acordo com estimativas apresentadas em 2017 pela então ministra de Pesquisa, Ensino Superior e Inovação da França, Frédérique Vidal, cerca de 500 empresas industriais estavam diretamente envolvidas nas obras do ITER; paralelamente, o ex-diretor-geral Bernard Bigot assinalou que mais de 7 bilhões de euros em contratos haviam sido concedidos a fornecedores de primeiro nível apenas no continente europeu desde 2007.
A supervisão técnica da montagem das instalações do tokamak foi adjudicada por meio de um contrato de 174 milhões de euros ao consórcio Momentum, uma joint venture formada pela britânica Amec Foster Wheeler, pela francesa Assystem e pela sul-coreana Kepco. Uma das maiores licitações do projeto, orçada em 530 milhões de euros para sistemas de ventilação, ar-condicionado (HVAC) e infraestruturas mecânicas e elétricas, foi concedida a um consórcio europeu formado pela francesa Engie e pela alemã Exyte. Outro contrato expressivo de montagem eletromecânica do tokamak, no valor de 200 milhões de euros, foi atribuído ao consórcio europeu Dynamic, integrado pelas empresas italianas Ansaldo Energia e SIMIC, em conjunto com a francesa Engie. O grupo industrial de logística francês Daher recebeu mais de 100 milhões de euros em contratos operacionais para o transporte multimodal de cargas indivisíveis e peças extrapesadas partindo dos centros de manufatura internacionais até o canteiro em Cadarache.
Nos Estados Unidos, o programa US ITER concedeu 1,3 bilhão de dólares em contratos a fornecedores industriais norte-americanos desde o início das atividades, estimando-se outros 800 milhões de dólares em encomendas futuras. Entre os principais contratos norte-americanos destaca-se a seleção da General Atomics para o projeto e a manufatura dos módulos do solenoide central supercondutor.
Em 2019, um consórcio chinês liderado pela China Nuclear Power Engineering Corporation assinou o contrato de montagem mecânica da ilha do reator, o maior contrato de energia nuclear já firmado por uma empresa chinesa em solo europeu.
A Rússia responde pela fabricação dos sistemas eletromagnéticos poloidais e sistemas de injeção a vácuo, trabalhos executados nas instalações dos estaleiros Sredne-Nevsky Shipyard em São Petersburgo.
Na Índia, o contrato para construção do criostato — uma das estruturas primordiais do complexo — foi confiado à Larsen & Toubro, que também assumiu o fornecimento de trocadores dos sistemas de água de resfriamento. A empresa InoxCVA, do grupo INOX, recebeu a responsabilidade pelo fornecimento das linhas e tubulações criogênicas do complexo.
No Japão, os conglomerados industriais Toshiba Energy Systems & Solutions e Mitsubishi Heavy Industries foram contratados para fabricar as bobinas de campo toroidal. A manufatura de quatro dos setores da câmara de vácuo foi atribuída à sul-coreana Hyundai Heavy Industries.
Em 2023, a direção do projeto reconheceu desvios nos prazos de fabricação e montagem que inviabilizaram a obtenção do plasma em 2025, buscando resguardar a meta de operações de fusão plena para meados da década de 2030. Uma reprogramação detalhada foi apresentada em julho de 2024, situando a meta do primeiro plasma para a metade dos anos 2030 e o início da queima do combustível deutério-trítio para 2039.
Críticas
O projeto ITER tem sido alvo de contestações em diversos âmbitos, incluindo seus potenciais impactos ambientais, sua efetividade como resposta imediata às mudanças climáticas, o desenho de engenharia do tokamak e a forma como os objetivos do experimento foram formulados e comunicados ao público.
Quando a França foi confirmada como sede do complexo em 2005, diversos setores e lideranças ambientalistas europeias manifestaram oposição ao empreendimento. O político ecologista francês Noël Mamère argumentou, à época, que o financiamento do reator drenaria recursos urgentes da mitigação do aquecimento global: "Não se trata de uma boa notícia para a luta contra o efeito estufa, pois alocaremos dez bilhões de euros em um projeto com prazo de maturação de 30 a 50 anos sem termos a certeza absoluta de sua eficácia prática". Em contrapartida, outras entidades ecológicas, como a Associação dos Ecologistas pela Energia Nuclear (AEPN), defenderam a iniciativa como elemento estrutural e indispensável no portfólio de descarbonização de longo prazo.
No campo científico da física de fusão, pesquisadores dedicados a arranjos alternativos ao tokamak — como o físico independente Eric Lerner — sustentam que outras abordagens de fusão poderiam ser viabilizadas a uma fração do orçamento do ITER, oferecendo caminhos potencialmente mais ágeis e econômicos. Outros críticos, como Daniel Jassby, argumentam que os proponentes do ITER relutam em reconhecer os severos desafios técnicos e econômicos intrínsecos ao confinamento magnético em tokamaks de grande porte.
No tocante ao dimensionamento mecânico, análises de dados empíricos de bancos de testes de tokamaks consolidadas em 2013 indicaram que as cargas térmicas incidentes sobre o divertor poderiam atingir valores cinco vezes superiores aos projetados inicialmente. Como as solicitações térmicas previstas já operavam próximas aos limites dos materiais, as conclusões impuseram a reavaliação dos protótipos e novas rodadas de ensaios estruturais.
Outro obstáculo destacado por analistas diz respeito à disponibilidade internacional de trítio para o ITER e futuros programas de fusão deutério-trítio (D-T). O complexo consumirá parcela expressiva dos estoques mundiais existentes do isótopo, enquanto os métodos atuais de extração e separação não são suficientes para suprir as demandas operacionais do ciclo de combustível de futuros reatores de demonstração. Segundo estudo publicado em 2020 sobre o balanço de massa do trítio, "o desenvolvimento bem-sucedido do ciclo de combustível D-T para o DEMO e futuros reatores comerciais exigirá um programa intensivo de pesquisa e desenvolvimento em domínios críticos da física de plasma e de tecnologias de fusão".
Respostas às críticas
Defensores do projeto argumentam que boa parte das contestações decorre de concepções equivocadas, em especial quanto a alegações de riscos catastróficos inerentes. As especificações de segurança estipulam que o volume de rejeito radioativo produzido é ordens de magnitude inferior ao de centrais nucleares convencionais, sem a geração de resíduos de meia-vida ultra-longa, sendo fisicamente impossível a ocorrência de reações descontroladas em cadeia (fusão do núcleo). Qualquer instabilidade ou contato direto do plasma contra as paredes internas contamina a câmara com impurezas, resfriando o gás instantaneamente e interrompendo as reações. Além disso, a massa de combustível contida no vaso de vácuo durante a operação é mínima (cerca de meio grama de mistura de deutério e trítio), suficiente para manter a combustão por períodos de minutos a no máximo uma hora, em contraste com reatores de fissão que operam com toneladas de combustível acondicionadas por vários anos contínuos. Ademais, a instalação contará com plantas dedicadas de destritiação, dimensionadas para reciclar trítio em volumes e vazões consideravelmente superiores aos de qualquer instalação nuclear anterior sob um inventário de segurança de aproximadamente 2kg.
Em caso de acidente estrutural severo ou dano deliberado, a liberação de dispersão radioativa seria muito inferior à de usinas de fissão tradicionais. O processo termonuclear em tokamaks não tem utilidade militar para armamentos atômicos nem gera materiais físseis para proliferação (como plutônio ou urânio enriquecido). Seus apoiadores ressaltam que reatores comerciais de fusão fornecerão geração firme sob demanda, sem emissões atmosféricas de gases estufa (CO₂) ou precursores de chuva ácida (SO₂ ou NOₓ).
Pesquisadores japoneses vinculados ao programa de reatores de demonstração sustentam que usinas de fusão serão viáveis operacionalmente entre as décadas de 2030 e 2050, mantendo instalações em operação destinadas a explorar diferentes configurações de confinamento.
Apenas nos Estados Unidos, o faturamento comercial do setor elétrico supera 210 bilhões de dólares anuais. Na Ásia, a geração de eletricidade atraiu mais de 93 bilhões de dólares em investimentos privados entre 1990 e 1999. Proponentes do ITER salientam que o investimento atual em ciência de base deve ser avaliado sob a ótica dos retornos econômicos futuros, citando estudo de 2018 que concluiu que o compromisso da União Europeia com o ITER tende a apresentar retorno financeiro líquido positivo a médio e longo prazo. Além disso, o aporte anual inferior a 1 bilhão de dólares no consórcio não compete diretamente com investimentos globais em outras energias renováveis, os quais somaram 16,9 bilhões de dólares já em 2007.
Ressalta-se ainda que a única metodologia para qualificar ligas estruturais contra o bombardeamento intenso de nêutrons rápidos consiste em submetê-las experimentalmente a esse fluxo em escala real, premissa fundadora do ITER e da Instalação Internacional de Irradiação de Materiais de Fusão (IFMIF). Plasmas em estado de autoignição e queima contínua apresentam características termodinâmicas e dinâmicas de transporte muito distintas de plasmas aquecidos apenas por injeção externa. A elucidação dessas questões exige a operação de uma máquina na escala do ITER frente aos benefícios energéticos em jogo.
Ademais, a linha mestra em torno dos tokamaks alcançou maturidade que viabiliza o penúltimo estágio empírico antes da geração comercial integrada. Avanços no controle e estabilização da geometria magnética do plasma permitiram ganhos substanciais de confinamento térmico e pressão, reduzindo os custos projetados de eletricidade em reatores de demonstração a patamares competitivos com usinas nucleares avançadas de água leve. O desenvolvimento de ligas de baixa ativação e a evolução de materiais funcionais sustentam o perfil ambientalmente benigno da tecnologia. Fontes alternativas como energia solar, eólica e hidrelétrica demandam elevada ocupação territorial de superfície para entrega equivalente, ao passo que centrais de fusão na escala do DEMO (2.000MW) condensarão densidades energéticas por área que rivalizam com as maiores termonucleares existentes.
A segurança radiológica do projeto segue a regulamentação nuclear da França e as diretrizes da União Europeia. Em 2011, a Autoridade de Segurança Nuclear da França (ASN) emitiu parecer favorável, submetendo o licenciamento a consultas públicas transparentes. Relatórios de impacto aprovados pela ASN indicam que, na hipótese do pior cenário de vazamento de confinamento, a dose de radiação ambiental resultante não ultrapassará 1/1.000 da radiação natural de fundo, dispensando planos de evacuação populacional nas áreas vizinhas. O complexo foi projetado para resistir a eventos extremos, como inundações seculares do rio Durance e terremotos com tempo de retorno de 10.000 anos, repousando o edifício do tokamak sobre cerca de 500 pilares com isoladores sísmicos a quase 300 metros acima do nível do mar.
Entre 2008 e 2017, a execução do projeto gerou mais de 34.000 empregos-ano na economia europeia. Projeções para o intervalo de 2018 a 2030 estimam a geração adicional de 74.000 empregos-ano e 15,9 bilhões de euros em valor agregado bruto.
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↑Outros megaprojetos notáveis incluem o programa de caças F-35 (1,5 trilhão de dólares), o Projeto Manhattan (30,6 bilhões de dólares), o Programa Apollo (156 bilhões de dólares) e o Telescópio Espacial James Webb (9,8 bilhões de dólares).
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