Исследования на крупнейших токамаках (JET, TFTR, JT-60U, Tore-Supra, T-15, DIII-D и т.д.) позволили вплотную приблизиться к параметрам термоядерного реактора. Решающим шагом на этом пути стал проект международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, создаваемого с 1988 г. усилиями России, США, Японии и объединенной Европы. Впоследствии к этим основным участникам работы присоединились Казахстан и Канада, а в 2003 г. – Китай и Южная Корея.

Цели и задачи проекта ИТЭР

Основной целью создания ИТЭР является демонстрация научной и технической осуществимости термоядерной энергетики. Эта задача включает в себя: достижение 500 МВт термоядерной мощности при Q=10 при индуктивном поддержании тока в течение 400 с; возможность постоянного режима (≈ 3000 с) с Q ∼ 5 при безындуктивном поддержании тока; испытание применяемых технологий и компонент реактора; испытание модулей бланкета для наработки трития.

Основные параметры ITER

Полная термоядерная мощность, МВт	500 (700)
Отношение термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева, Q	≥ 10
Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м2	0,57 (0,8)
Время горения плазмы в индуктивном режиме работы, сек	≥ 400
Большой радиус плазмы, м	6,2
Малый радиус плазмы, м	2,0
Ток плазмы, МА	15 (17)
Вертикальная вытянутость плазмы - отношение вертикального размера к горизонтальному (верх/низ)	1,7 / 1,85
Треугольность плазмы (верх/низ)	0,33 / 0,49
Тороидальное магнитное поле на оси, Т	5,3
Объем плазмы, м3	837
Площадь поверхности плазмы, м2	678
Мощность дополнительного нагрева, МВт	73