ITER

In nominaler Geometrie hat das Plasma einen großen Torusradius von 6,2 m, einen kleinen Radius von 2 m (das heißt, es erstreckt sich von 4,2 bis 8,2 m von der vertikalen Symmetrieachse), ist 6,7 m hoch und hat ein Volumen von 837 m³. Diese Angaben beziehen sich auf die Separatrix genannte Fläche des Magnetfeldes, außerhalb derer die Feldlinien geladene Teilchen nicht einschließen, sondern zum Divertor lenken.

Der Divertor befindet sich unten im Vakuumgefäß. Er ist in 54 schmale 10-Tonnen-Segmente unterteilt, die einzeln robotisch montiert und auch ausgetauscht werden. Sie bestehen aus einem Stahlkörper als Teil des Neutronenschirms und tragen je drei Oberflächenelemente aus wassergekühltem Wolfram, insgesamt 210 m².

Magnetfeldlinien aus dem Außenbereich des Torus treffen die fast vertikal orientierten Bereiche der Divertor-Oberfläche in flachem Winkel. Dort beträgt die Wärmestromdichte aus rekombinierenden Plasmateilchen kontinuierlich etwa 1 kW/cm², kurzfristig 2 kW/cm². Der flache Einfallswinkel verteilt nicht nur den Wärmestrom auf eine größere Oberfläche, sondern treibt entstehendes Neutralgas nach unten, zu den Cryopumpen.[9][10]

Die Stahlkörper des Divertors müssen großen Lorentzkräften standhalten, die auf elektrische Haloströme wirken, die aus dem Plasma über den Divertor zur Wand des Vakuumgefäßes fließen, wenn das Plasma ungeregelt zusammenbricht.[11][12]

Anders als der Divertor soll der überwiegende Teil der „Erste Wand“ genannten Oberfläche nur während des Anfahrens Kontakt zum Plasma haben, wird aber danach vor allem durch Strahlung sehr heiß. Teilchenbeschuss bei Plasmainstabilitäten bringt durch Sputtern Wandmaterial als Verunreinigung ins Plasma.

Lange war Beryllium als Beschichtung vorgesehen.[13] Vorteile gegenüber Wolfram sind die höhere Wärmeleitfähigkeit und die geringere Ordnungszahl von Z = 4, sodass Beryllium als Verunreinigung geringere Energieverluste durch Bremsstrahlung verursachen würde.[14] Wolfram (W) vom Divertor würde allerdings das Beryllium (Be) verunreinigen. Die intermetallische Phase Be₂₂W würde abplatzen.[15] Nun ist Wolfram auch für diese Oberfläche vorgesehen.[15][16]

Eine Kupferlegierung stellt den Wärmekontakt zu Kühlwasserkanälen her. Das Strukturmaterial der Paneele ist Stahl. Sie sitzen austauschbar auf den Blanket-Modulen.[13]

Das Blanket (engl. für Decke) bedeckt in Form von 440 austauschbaren Blöcken die Innenseite des Vakuumgefäßes und schützt es mit seinen 1530 t (überwiegend Stahl) vor den schnellen Neutronen aus der Fusionsreaktion. Der damit verbundene Wärmestrom ist weit größer als der von der Oberfläche und wird mit 1 t/s[17] Kühlwasser bei Temperaturen zwischen 70 und 240 °C abgeführt.

In den Blankets zukünftiger Fusionsreaktoren soll zudem Tritium erbrütet werden, indem die Neutronen in Beryllium oder Blei vermehrt werden und mit Lithium-6 zu Helium-4 und Tritium reagieren. Verschiedene Konstruktionen dafür sollen in einer späten Phase von ITER getestet werden. Diese Test-Blanket-Module werden gesonderte Kühlkreisläufe haben, mit Helium oder Wasser unter hohem Druck, um die Funktion auf einem hohen Temperaturniveau zu demonstrieren, wie es für eine Stromproduktion nötig wäre.[13]

Das Vakuumgefäß umgibt als Torus das Plasma mit D-förmigem Querschnitt von 6 m innerer Breite. Es schützt das Plasma gegen Verunreinigung von außen und stabilisiert es passiv durch seine elektrische Leitfähigkeit. Diese ist in Richtung des Plasmastroms geringer, um diesen von außen steuern zu können. Das Vakuumgefäß schützt auch die Umgebung vor Kontamination mit radioaktiven Nukliden (nicht nur Tritium) und verringert die Neutronenbelastung der supraleitenden Spulen (Erwärmung) und der Strukturmaterialien (Aktivierung). Dazu befinden sich im Kühlwasser zwischen seinen doppelten Stahlwänden etwa 50.000 Stahlteile von insgesamt fast 1700 Tonnen. Diese sind zudem teilweise ferromagnetisch, um die Welligkeit des Toroidalfeldes zu verringern. Schließlich hat das Vakuumgefäß noch die Aufgabe, Zerfallswärme aus den Blankets aufzunehmen, wenn deren Wasserkühlung ausfällt.

Zahlreiche rechteckige Öffnungen (Ports) erlauben den Zugang zum Inneren für die verschiedenen Heiz- und diagnostischen Einrichtungen, für Pumpen und Wartungsarbeiten. Sie sind in drei Reihen angeordnet, 18 oben, 17 in der Mitte, 9 unten. Drei Ports sind für die Montage von Brutblanket-Testmodulen vorgesehen. Die Ports sind mit Stutzen Port Stubs versehen, die von sogenannten Port Plugs (Stöpseln) möglichst neutronendicht verschlossen sind.[18] Diagnostische Instrumente z. B. sitzen teils vor, teils eingebettet in wassergekühlte Stahlteile, die das Volumen der Plugs ausmachen. Auf der rückwärtigen Seite sind die Plugs mit Flanschen vakuumdicht auf den Stutzen befestigt. Nach außen schließen sich Verlängerungen an, Port Extensions, die zur Kompensation von thermischer Ausdehnung mit elastischen Faltenbälgen vakuumdicht an Öffnungen in der umgebenden Wand, dem Kryostaten, angeschlossen sind. In ihnen herrscht Atmosphärendruck.

Das Vakuumgefäß hat einen Außendurchmesser (ohne Anbauten) von gut 19 m und eine Höhe von 11 m. Ohne Einbauten (Blankets, Divertoren), Anbauten (Plugs, Port Extensions) und Füllung (Abschirmteile, Wasser) hat es eine Masse von rund 4000 t. Insgesamt lastet es mit fast 9000 t auf einem ringförmigen Podest am Boden des Kryostaten. Die neben dem Gewicht größten mechanischen Belastungen entstehen durch Gasdruck im Kryostaten im Fall eines großen Helium-Lecks bzw. elektromagnetisch bei schneller Abnahme des Toroidalfeldes (der reguläre Aufbau des Feldes dauert dagegen zwei Stunden).[19]

Das toroidale Feld (TF) hat eine Flussdichte von 5,3 T im Zentrum des Plasmas, in einem Ring 6,2 m von der Mitte des Torus entfernt. Es wird von 18 TF-Spulen erzeugt, die das Vakuumgefäß im nominalen Abstand von 50 mm umgeben (für mechanische Toleranzen und dynamische Verformungen). Die maximale Feldstärke von 11,8 T tritt direkt an den Spulen auf. Das supraleitende Material Nb₃Sn, 23 t pro TF-Spule, ist bei der Arbeitstemperatur von 12 bis 13 K bis 13 T belastbar. Die Spule hat 134 Windungen; der Arbeitsstrom beträgt 69 kA, die Durchflutung also 9,1 MA. Das supraleitende Kabel enthält einen zentralen Kühlmittelkanal, einen Kupferanteil, der im Fall eines lokalen Quench den Strom übernimmt, ein äußeres Stahlrohr und eine Polyimid-Isolierung. Es ist in beidseitig genutete Tragprofile eingelegt und mit Epoxidharz vergossen, zusammen 110 t. Viel größer als das Eigengewicht sind jedoch die magnetischen Kräfte. Die Energie im Toroidalfeld beträgt 41 GJ und sinkt, wenn die TF-Spulen auseinanderweichen. Die entsprechende radiale Kraft beträgt pro TF-Spule 403 MN, die vierfache Gewichtskraft des Eiffelturms. Obere und untere Spulenhälfte streben mit 205 MN auseinander. Daher hat jede TF-Spule ein stabiles Gehäuse mit einem Stahlquerschnitt von über 0,5 m², und die 18 TF-Spulen werden untereinander mit Spannbändern verbunden. Die Belastung ist dynamisch in Fällen von Plasmainstabilitäten oder von Quenches. Die Konstruktion basiert auf der Forderung, dass die Toroidalfeldspulen zehn Quenches aushalten müssen, ohne unbrauchbar zu werden.[20] Je zwei TF-Spulen, 2×298 t, werden mit einem Sektor des Vakuumgefäßes vormontiert an ihren Platz gehievt.

Herstellung des zentralen Solenoids

Innen sind die TF-Spulen geradlinig und aneinander gepresst. Sie lassen einen zylindrischen Hohlraum für den zentralen Solenoid (CS). Dieser ist 18 m hoch und besteht aus sechs gleichen Modulen mit je 549 Windungen. Der maximale Strom beträgt 45 kA, die Feldstärke 13 T, die Feldenergie 7 GJ. Um das Feld des Solenoids schnell zu ändern, sind hohe Spannungen nötig. Seine Isolation ist auf 29 kV Durchschlagsfestigkeit getestet. Der Solenoid „ruht“ auf den inneren Füßen der TF-Spulen, seine oberen Module allerdings nicht „freiwillig“ – Spannelemente verhindern das Abheben. Der Solenoid wiegt samt Strukturelementen 954 t.

Die TF-Spulen haben außen Flansche, um ringförmige Spulen tragen zu können, die die ganze Anordnung wie Breitenkreise umfassen. Sie formen zusammen mit dem Solenoid die poloidale Komponente des Magnetfeldes (PF) und – parallele Ströme ziehen sich an – den Querschnitt des Plasmas. Es sind sechs große PF-Spulen mit 45 kA und 18 Korrekturspulen mit 16 kA. Anders als die TF-Spulen und der Solenoid sind die schwächeren PF- und Korrekturspulen aus NbTi, die Arbeitstemperatur beträgt 6 K. Die Korrekturspulen gleichen statisch Fertigungs- und Montagetoleranzen der großen Spulen aus und werden mit einer Grenzfrequenz der Regelung von 100 Hz gegen Plasmainstabilitäten eingesetzt. Höhere Frequenzen schirmt das Vakuumgefäß ab.

An der Innenwand des Vakuumgefäßes, noch hinter den Blanket-Modulen, sind Spulen befestigt, mit denen das Plasma hochfrequenter beeinflusst werden kann. Es handelt sich um eine obere und eine untere VS-Spule (Vertical Stability) parallel zu den PF-Spulen und um 27 ELM-Spulen[21], drei pro Sektor. Diese Spulen sind normalleitend und haben eine Gesamtmasse von 7 Tonnen.

Pellet-Injektoren von ITER

Pellets aus gefrorenen Gasen werden mit Gasdruck in das Plasma geschossen – ein Gasstrahl allein würde nicht weit kommen. ITER wird drei verschiedene Arten von Pellet-Injektoren einsetzen. Eine dient dem Nachfüllen von Brennstoff. Dazu werden mehrfach pro Sekunde Deuterium und Tritium abwechselnd oder als Gemisch in Form von kurzen Zylindern mit einigen Millimetern Durchmesser nah an das Zentrum des Plasmas geschossen.[22] Um schädlich große ELMs (Edge Localized Modes; Plasmainstabilitäten, die die Gefäßwand thermisch überlasten können) zu vermeiden, werden regelmäßig kleine ELMs ausgelöst, indem die Oberfläche des Plasmas mit sehr kleinen D₂-Pellets beschossen wird.[23] Große Neon-Pellets (20 bis 50 g) sind gegen thermisches Durchgehen und Runaway-Elektronen vorgesehen mit Reaktionszeiten von 20 bzw. 10 ms.[24]

Der Kryostat ist ein kesselförmiges Vakuumgefäß, das mit 29 m Durchmesser und Höhe auch die Spulen umschließt. Er wird in vier Teilen eingebaut. Die Bodenplatte ist mit 1250 t das schwerste Einzelteil überhaupt. Der Kryostat ist evakuiert, denn die heliumkalten Spulen müssten sonst einzeln isoliert werden, sowohl wegen der Wärmeleitung durch Konvektion als auch gegen die Kondensation von Gasen. Der luftdichte Abschluss nach außen ist zudem eine zweite Barriere gegen Austritt von Tritium. Der Kryostat hat zahlreiche große Öffnungen mit nach innen gerichteten Stutzen, die die Stutzen des Vakuumgefäßes umschließen.

Sechs der neun unteren Portale, auf Höhe des Divertors, führen zu großen, trommelförmigen Kryopumpen, die das gebildete Helium und andere Verunreinigungen aus dem Vakuumgefäß entfernen sollen. Dabei wird auch der weit überwiegende Teil des Deuteriums und Tritiums ungenutzt abgepumpt. Um bei dem niedrigen Druck und auf Heliumtemperaturniveau (s. u.) Helium binden zu können, befinden sich an der Innenwand der Kryopumpen hinter einem geschlitzten Wärmeschild mit Aktivkohle beschichtete Absorber. Nach 3000 s Betriebszeit müssen die Absorber regeneriert werden. Dazu haben die Pumpen eingangsseitig Tellerventile von 0,8 m Durchmesser und 0,5 m Hub. Jeweils zwei der sechs Pumpen werden geschlossen, erwärmt und ausgepumpt. Auf dem höheren Druckniveau wird das Gas zum Gebäude für das Tritium-Handling geleitet. Zwei baugleiche Kryopumpen evakuieren den Kryostaten. Auch bei der Neutralgasinjektion werden Kryopumpen eingesetzt.[25]

Die Supraleiter werden mit Helium gekühlt, mit hohem Druck und einer Eintrittstemperatur von 4,5 K. Dieser Zustand ist überkritisch – die Dichte ist etwas geringer, die Viskosität viel geringer als bei flüssigem Helium unter Normaldruck (Siedepunkt 4,15 K). Die supraleitenden Kabel für die TF-, CS- und PF-Spulen haben einen zentralen Kühlkanal mit einem Durchfluss von 8 g/s pro Spule. Auch das Strukturmaterial wird gekühlt, hier ist der Durchfluss einige Kilogramm pro Sekunde. Die abzuführende Wärmeleistung stammt während des Fusionsbetriebs von Neutronen (bei 500 MW Fusionsleistung etwa 14 kW), vorher und nachher von Wirbelströmen im Strukturmaterial (kurzzeitig viel mehr, im Mittel jedoch ebenfalls 10 bis 20 kW). Die Kryopumpen werden ebenfalls mit flüssigem Helium gekühlt. Die gesamte verfügbare Kühlleistung auf dem 4,5-K-Niveau beträgt 65 kW.

Mit gasförmigem Helium auf einem Temperaturniveau von 80 K werden Wärmeschilde gekühlt, die kältere Teile vor Wärmestrahlung schützen. Auf diesem Temperaturniveau stehen 1300 kW Kühlleistung zur Verfügung. Wärmeschilde bedecken insbesondere die Außenseite des Vakuumgefäßes und die Innenseite des Kryostaten. Sie haben eine Gesamtfläche von etwa 4000 m² und die aufgeschweißten Kühlleitungen eine Gesamtlänge von 23 km.[26]

Der Energiebedarf für die Kühlanlagen, einschließlich der Umwälzpumpen für die Wasserkühlkreisläufe, macht etwa 80 % der etwa 110 MW aus, die die gesamte Anlage während der Betriebsphasen permanent benötigt. Während der Plasmapulse steigt der Bedarf für bis zu 30 Sekunden auf bis zu 620 MW.[27] Die Leistung wird aus dem öffentlichen Netz bezogen. Zu diesem Zweck hat Frankreich zwei redundante 400-kV-Leitungen zum 125 km entfernten Netzknoten bei Avignon samt Schaltanlagen errichtet. Die Leistungstransformatoren stammen aus den USA und aus China. Der kurzfristige Regelbedarf von 300 bis 400 MW erfordert eine enge Kooperation mit dem Netzbetreiber RTE.[28]

In den ersten Jahren soll die Anlage mit einem Plasma aus normalem Wasserstoff und Helium ohne Fusionsreaktionen betrieben werden. Viele rein plasmaphysikalische Fragen lassen sich so erforschen, ohne die Kontamination des Gefäßinneren mit Tritium und die Aktivierung von Materialien in Kauf zu nehmen. Erst für den Nachweis des Netto-Energiegewinns und die Erprobung von Brutblanket-Modulen ist die Verwendung eines Deuterium-Tritium-Gemischs vorgesehen.

Die geladenen Teilchen bewegen sich wendelförmig um die magnetischen Feldlinien (Gyration). Diese sind aber bei den für die angestrebte Fusionsleistung nötigen Dichten nicht unveränderlich (Minimierung der Feldenergie bei gegebenem Fluss), sondern das Plasma wirkt mechanisch auf das Feld zurück. Plasmainstabilitäten treten auf, wenn sich viele Teilchen in ihrer Bewegung synchronisieren. Teilchen koppeln miteinander nicht nur über Schwingungen der Feldlinien, sondern auch elektrostatisch über Raumladungen. Für eine effektive Kopplung sorgen Resonanzen. Wegen der Nichtlinearität der Kopplungen müssen Frequenzen nicht (näherungsweise) gleich sein, sondern es reichen ganzzahlige Verhältnisse. Folgende Frequenzen spielen eine Rolle: die Gyrationsfrequenzen von Elektronen und Ionen und die Umlauffrequenzen von Elektronen, Ionen und von Plasmawellen um den kleinen und großen Torusumfang. Eine geschlossene Lösung ist nicht möglich, und die numerische Lösung ist ineffizient, da es sich um ein steifes Anfangswertproblem handelt. Es ist nicht nur der Frequenzbereich enorm groß, sondern auch die nötige räumliche Auflösung. Daher werden heuristische Vorschläge zur Stabilisierung des Plasmas in aufwändigen Experimenten realisiert und praktisch erprobt.

Eine Art von Plasmainstabilitäten, die im Betriebsbereich von Fusionsreaktoren nach dem Tokamak-Prinzip (H mode) enorm stören, sind Edge-Located Modes (ELMs). Dabei bilden sich in Bruchteilen von Millisekunden schleifenförmige Ausbuchtungen, entfernt ähnlich den Protuberanzen an der Sonnenoberfläche. Die zeit- und räumliche Konzentration (< 1 ms, < 1 m) eines Ausbruchs kann die Blanket-Oberfläche schmelzen lassen, und wiederholtes ELMen bedeutet für das Plasma enorme Verluste von magnetischer und thermischer Energie und von Partikeln. Verschiedene Ansätze sind in Erprobung, ELMs zu unterdrücken oder wenigstens in ihren Auswirkungen zu begrenzen (Betrieb im ELMing H mode).[29] Die meisten Methoden erfordern eine Beobachtung von Plasmaparametern mit hoher zeitlicher Auflösung und schnelle Reaktionen wie Stromänderungen in lokalen Spulen, Einstrahlung inkohärenter magnetischer Energie (Rauschleistung) im Frequenzbereich der Gyration der Ionen und Einschuss von Wasserstoff-Pellets.

Es soll eine etwa 10-fache Verstärkung der eingesetzten Heizleistung, also eine Fusionsleistung von etwa 500 MW_th erreicht werden. Damit ITER als erfolgreich gilt, muss dieser Zustand 400 Sekunden lang stabil bleiben. In einem anderen Betriebsmodus sind Brenndauern von bis zu einer Stunde vorgesehen bei einer Leistungsverstärkung von mindestens 5. Kurzzeitig und mit geringerer Heizleistung soll eine Leistungsverstärkung von über 30 erprobt werden, wie sie für kommerzielle Reaktoren vorgesehen ist.[30][31] Die Forschungen am ITER zur Brenndauer des Plasmas werden unter anderem am ASDEX Upgrade vorbereitet.[32]

Ehemaliges Logo

Bei Gesprächen mit den Präsidenten Frankreichs und der USA, François Mitterrand und Ronald Reagan, wurden 1985 aufgrund eines Vorschlages des sowjetischen Staatschefs Michail Gorbatschow eine Zusammenarbeit bei der Kernfusions-Forschung und der gemeinsame Bau eines Reaktors beschlossen.[40] Die Planungen begannen 1988 im deutschen Max-Planck-Institut für Plasmaphysik und führten 1990 zu einem ersten Entwurf des Versuchsreaktors. Bis 1998 wurde ein Entwurf (ITER I) mit den Eckdaten 8,1 m großem Torusradius und 1500 MW Fusionsleistung ausgearbeitet.[41]

Nachdem der ursprüngliche Entwurf in eine kleinere (500 MW), kostenreduzierte Version von ITER mit geringeren technischen Anforderungen gewandelt wurde, gaben die teilnehmenden Parteien am 28. Juni 2005 nach langen Verhandlungen den Startschuss für den Bau von ITER[41]. Der Beschluss umfasst den Bau eines Versuchsreaktors in Cadarache in Südfrankreich für insgesamt knapp 5 Milliarden Euro. Die Betriebskosten über die geplante Laufzeit des Reaktors von 20 Jahren würden ähnlich hoch sein. Am 21. November 2006 wurde in Paris der ITER-Vertrag von den sieben Partnern unter Teilnahme des damaligen französischen Staatspräsidenten Jacques Chirac unterzeichnet. Gleichzeitig fand die erste Sitzung des ITER Interim Council statt. Der Vertrag trat am 24. Oktober 2007 in Kraft, 30 Tage nachdem er vom letzten Vertragspartner China ratifiziert worden war.[42][43]

Jeder der sieben Partner richtet eine eigene nationale Organisation ein, welche die Aufgabe hat, die vertraglichen Verpflichtungen des jeweiligen Landes gegenüber ITER zu erfüllen. Für die Europäische Atomgemeinschaft fällt diese Aufgabe der neu gegründeten Agentur Fusion for Energy – The European Joint Undertaking for ITER and the Development for Fusion Energy mit Sitz in Barcelona zu.

Von deutscher Seite am Projekt beteiligt sind das Max-Planck-Institut für Plasmaphysik (IPP) in Garching bei München, das Institut für Plasmaphysik (IEK-4) am Forschungszentrum Jülich und verschiedene Institute des KIT. Weitere wissenschaftliche Zentren liegen in San Diego (USA) und Naka (Japan).

Das Aufsichtsgremium (IC, ITER-Council) hat seinen Sitz in Moskau.

Das zentrale Management (IO, ITER Organization) mit 500 direkten Angestellten und 350 externen Mitarbeitern residiert im nahe der Baustelle gelegenen Dorf Saint-Paul-lès-Durance.[44] Zusammen mit den nationalen Organisationen sind es 2000 Mitarbeiter.[45]

Alle zwei Jahre wird das Management einer externen Evaluation unterzogen.[46] Das Ergebnis der Evaluation des Managements durch Madia & Associates im Jahr 2013 fiel so vernichtend aus, dass die ITER-Organisation den Bericht unter Verschluss halten wollte.[47] The New Yorker hat die Executive Summary des Berichts veröffentlicht.[46] Die ITER-Organisation zeigt auf die Projektpartner: Das Management würde dadurch erschwert, dass jeder der sieben Projektpartner mit Rücksicht auf die heimische Industrie lieber Teile herstellt und liefert, als Geld zu überweisen. In zähen Verhandlungen würden Entwicklungs- und Fertigungsaufträge zerstückelt, mit dem Risiko, dass die Teile bei der Montage nicht zusammenpassen.[48]

Juni 2018: Die Tokamak-Grube ist mit einem temporären Dach geschlossen, sodass Installationen im Inneren ausgeführt werden können.[49]

Anfang 2007 begannen die Vorbereitungen für den Bau. 2009 war der Baugrund auf 42 Hektar plan. 2011 war die Baugrube für den Hauptkomplex ausgehoben (Seismic Pit, 130×90×17 m³) und der Rohbau des ersten Nebengebäudes, der über 250 m langen Poloidal Field Coils Winding Facility, fertiggestellt. Darin werden mit großer Verspätung[45][50] die fünf größten der ringförmigen Spulen für das poloidale Magnetfeld gewickelt.[51] Die Maschinen dafür wurden erst 2016 geliefert, montiert und mit einem Leiter aus Kupfer erprobt.[52] 2012 wurde im Seismic Pit das 1,5 m dicke Fundament gegossen. 2013 und 2014 wurde auf 2 m hohen, schwingungsdämpfenden Sockeln die 1,5 m dicke Bodenplatte gefertigt, die das Reaktorgebäude und die nördlich und südlich angrenzenden Gebäude für das Tritium-Handling bzw. die Plasmadiagnostik erdbebensicher tragen soll. Der Hochbau des 7-stöckigen Gebäudes dauerte gut fünf Jahre.[53][54] 2014 wurden das Kontroll- und Verwaltungszentrum bezogen und die temporäre Kryostat-Montagehalle errichtet,[55] in der seit 2016 die vier 30 m großen und 600 bis 1250 Tonnen schweren Teile des Kryostaten aus 54 von Indien gelieferten Einzelteilen zusammengesetzt werden, bis Juli 2019 zunächst der Boden und das untere Zylinderstück.[56] Erste TF-Spulen wurden im Mai 2016 in Italien und Februar 2017 in Japan gewickelt und getempert.[57][58] Ende Juni 2017 trafen aus Korea erste Teile eines von zwei Sector Sub-Assembly Tools (SSAT) ein.[59] Mit diesen je 22 m hohen und 800 Tonnen schweren Montagevorrichtungen werden in der Montagehalle neben der Tokamak-Grube die neun Sektoren des Vakuum-Gefäßes mit Wärmeschilden und je zwei Toroidalfeldspulen ausgerüstet.[60] Ende März 2020 wurde der Brückenkran zwischen Montagehalle und Tokamak-Grube einsatzbereit.[61] Damit konnte die Montage des Reaktors am 28. Juli 2020 beginnen, für die 4 ¹⁄₂ Jahre angesetzt waren.[62] Bis Mitte 2022 waren die beiden unteren Teile des Kryostaten, die Spulen PF6 und PF5 sowie vorübergehend[63] das Sektormodul #6 installiert.[64] 2023 wurden die Rohbauten für das Neutral-Beam-System[65] und die Tritium-Fabrik[66] fertig.

Der Zeitplan für die Konstruktion der Fertigungsanlagen und des Reaktors musste mehrfach revidiert werden. Ursprünglich sollte die Anlage 2016 den Betrieb aufnehmen. Kurze Zeit später ging man von 2019 aus. Anfang 2015 wurde der Franzose Bernard Bigot als Nachfolger des Japaners Osamu Motojima Generaldirektor von ITER. Bigot erklärte Ende 2015, dass ein erstes Plasma frühestens 2025 gezündet werden könne. Das DOE hielt 2028 für realistischer.

Im Juni 2016 legte Bigot einen detaillierten Plan vor, wie der frühere Termin gehalten werden könne, indem er das Ziel änderte: Die drei wesentlichen Heizsysteme sollen erst danach installiert werden, im Wechsel mit relativ kurzen Experimentierphasen mit leichtem Wasserstoff und Deuterium, um ab 2035 dann realistischer aber durch die Neutronenstrahlung auch schwieriger, mit einem Deuterium-Tritium-Mix zu experimentieren.[67][68][69][70]

Während der COVID-19-Pandemie wurde jedoch eine weitere Verzögerung von zweieinhalb Jahren offenbart,[71][2] die laut dem ehemaligen Sprecher der ITER-Organisation Michel Claessens ihre Ursache mehrere Jahre vor der Pandemie hatte.[72] Jede Verzögerung wird die Versorgung mit Tritium erschweren, das aus zurzeit noch laufenden schwerwassermoderierten Kernspaltungsreaktoren stammt, aber mit zwölf Jahren Halbwertszeit zerfällt.[73]

Im Jahr 2022 wurden bei drei der neun Sektoren der Vakuumkammer Maßabweichungen von bis zu zwei Zentimetern festgestellt, sowie verbreitet[74] Spannungsrisskorrosion an den Wärmeschild-Kühlleitungen, die über ihre gesamte Länge erneuert werden müssen.[26] Die Reparaturen an den Sektoren #6 und #7[75] haben im März 2024 „ernsthaft begonnen.“[76] Ein neuer Zeit- und Kostenplan soll zum Treffen des ITER Councils im Juni 2024 fertig werden.[77]

Nachdem ITER zunächst ab 2005 von dem japanischen Diplomaten und ehemaligen Botschafter Kaname Ikeda geleitet worden war, wurde 2010 dessen Landsmann Osamu Motojima, ein Physiker, sein Nachfolger als Generaldirektor. Er wurde von dem französischen Chemiker und Regierungsbeamten Bernard Bigot abgelöst, der am 5. März 2015 sein Amt antrat.[78] 2019 verlängerte der ITER-Aufsichtsrat Bigots Amtszeit um ein weiteres Mandat bis 2025. Bigot starb jedoch am 14. Mai 2022 im Amt. Seine Aufgaben übernahm zunächst geschäftsführend sein bisheriger Stellvertreter Eisuke Tada,[79] bevor im September 2022 Pietro Barabaschi zum neuen Generaldirektor ernannt wurde.[80]