IGNITOR

e

la Fusione Termonucleare Controllata


Ignitor è una macchina compatta ad alto campo magnetico, il primo e attualmente unico dispositivo a confinamento magnetico progettato per produrre un plasma in condizioni di accensione.

Un passo fondamentale nel cammino verso l’ottenimento di energia da fusione nucleare


  1. Introduzione

  2. La fusione termonucleare controllata − La fattibilità scientifica

  3. Il tokamak: grandi tokamak e tokamak compatti

  4. La scelta del combustibile

  5. Cenni sulla ricerca con i tokamak

  6. Ignitor

INTRODUZIONE

Gli inconvenienti che derivano dall’impiego delle sorgenti di energia disponibili al giorno d’oggi (petrolio, carbone, fonti rinnovabili, energia nucleare da fissione) sono ben noti. A seconda dei casi ci si trova a fare fronte a problemi di impatto ambientale, di esaurimento delle risorse naturali, di insufficienza a coprire il fabbisogno mondiale, di costi, di rischio di incidenti anche molto gravi. Problema questo assai rilevante nel caso dei reattori a fissione nucleare. Esiste tuttavia una fonte alternativa di energia − che purtroppo non è ancora una realtà − che sarà quasi totalmente esente dai suddetti inconvenienti. Si tratta dell’energia ricavata dalle reazioni di fusione nucleare.

Mentre nel caso della fissione l’energia viene prodotta in reazioni in cui si ha la scissione di elementi pesanti (uranio, plutonio, etc.) nel caso della fusione si ricava energia dall’unione di elementi leggeri (isotopi dell’idrogeno, elio3, etc.).

In entrambi i casi i prodotti di reazione hanno complessivamente una massa inferiore a quella delle particelle reagenti. La diminuzione di massa ∆m viene convertita in energia secondo la ben nota formula E=∆m×c2 (c=velocità della luce nel vuoto) e questa energia può venire utilizzata.

Le reazioni di fusione hanno luogo in un plasma, vale a dire un gas completamente ionizzato, cioè una miscela globalmente neutra di ioni positivi ed elettroni. Questo stato di un gas viene anche detto quarto stato della materia.

L’Universo visibile è costituito per circa il 99,9% da plasma. Sono plasmi ad esempio le nebulose, il gas interstellare, l’eliosfera, l’interno delle stelle, le stelle a raggi X, i quasar, e i galaxy cluster, i maggiori oggetti dell’universo, costituiti di plasmi ad alta temperatura. Sulla Terra invece il plasma è piuttosto raro. Plasmi naturali sono le fasce di Van Allen, le aurore boreali, i fulmini. Poi ci sono i plasmi prodotti dall’uomo. Citiamo a questo proposito i tubi di scarica, le torce a plasma, i televisori a plasma e, per l'appunto, i dispositivi per la fusione nucleare.

Le reazioni di fusione che hanno luogo nelle stelle hanno tempi caratteristici dell’ordine di miliardi di anni, e la potenza liberata per unità di massa è molto piccola. Se la potenza totale da esse liberata è enorme ciò è dovuto al fatto che anche la loro massa è enorme. Per produrre sulla Terra energia da fusione devono quindi essere prese in considerazione altre reazioni con tempi caratteristici molto più brevi [Reazioni di fusione nelle stelle e sulla terra]. Poiché comunque bisogna poter portare i nuclei interagenti ad energie elevatissime, in un primo tempo la cosa sembrò impossibile.

Tuttavia i progressi successivamente ottenuti nello sviluppo di energia nucleare da fissione hanno contribuito a riportare l’interesse sulla possibilità di ottenere energia da processi di fusione [Energia nucleare: fissione e fusione]. Nel 1942 Enrico Fermi realizzò a Chicago il primo reattore nucleare a fissione. Durante la seconda guerra mondiale i primi ordigni nucleari furono costruiti negli Stati Uniti dagli scienziati del progetto Manhattan sotto la minaccia della Germania di Hitler. Queste ricerche fornirono un contributo fondamentale allo sviluppo dell’energia nucleare. Il 16 luglio del 1945 venne realizzato negli USA il primo test nucleare (bomba A) nel deserto del Nuovo Messico e nel 1952, sotto la guida di Edward Teller, venne realizzata la prima esplosione termonucleare (bomba H). In essa veniva utilizzata l’energia prodotta da un’esplosione nucleare per innescare reazioni di fusione. Nel 1953 anche i russi realizzarono un’esplosione termonucleare.

Le prime ricerche sulla fusione furono quindi effettuate a scopo militare ed erano di conseguenza coperte da segreto. In ogni caso si trattava di realizzare la produzione di energia da fusione sotto forma esplosiva, cioè incontrollata. Ciò però fece sì che avessero inizio anche ricerche riguardanti la fusione termonucleare controllata, la maggior parte delle quali fu declassificata in occasione della seconda conferenza Atoms for Peace, tenuta a Ginevra nel 1958. Questo evento, che ebbe luogo molto prima della caduta della “cortina di ferro”, fu determinante nel dare inizio alla collaborazione internazionale sui problemi dell’ottenimento di energia da processi di fusione.


LA FUSIONE TERMONUCLEARE CONTROLLATA − LA FATTIBILITÀ SCIENTIFICA

Le reazioni di fusione che realisticamente vengono considerate ai fini pratici coinvolgono gli isotopi dell’idrogeno (il deuterio e il trizio) e l’elio3. Fra queste reazioni quella che ha più possibilità di essere innescata in un ipotetico reattore a fusione è la reazione deuterio-trizio che genera neutroni con una energia di circa 14 MeV e particelle α con una energia di circa  3,5 MeV. 

Per risolvere il problema della fusione termonucleare controllata si può quindi pensare di realizzare in un primo tempo un plasma di deuterio-trizio avente una densità di particelle n elevata (1013 cm−3) e una temperatura T sufficientemente alta (100-1000 milioni di gradi centigradi) per dare ai nuclei di deuterio e trizio l’energia necessaria per vincere la repulsione elettrostatica, e di confinarlo per un tempo τ sufficientemente lungo per dare modo alle reazioni di fusione di verificarsi. In un reattore i neutroni generati nelle reazioni deuterio-trizio sfuggendo dal plasma verrebbero catturati in un mantello posto attorno al plasma stesso, nel quale essi rigenererebbero il trizio per reazione con il litio contenuto nel mantello. Questa rigenerazione si rende necessaria perché il trizio, essendo radioattivo con un tempo di dimezzamento piuttosto breve (circa 12 anni), non esiste in natura in quantità significative. Il calore prodotto dai neutroni verrebbe prelevato e usato per produrre elettricità con un convenzionale ciclo termico. Le particelle α, elettricamente cariche, possono invece essere confinate all’interno del plasma e quindi cedergli la loro energia riscaldandolo ulteriormente. Se questa energia viene prodotta in quantità sufficiente, cioè se il numero delle reazioni è abbastanza elevato, è possibile superare le perdite di energia che il plasma subisce verso l’esterno. La situazione in cui la potenza di fusione prodotta uguaglia quella che si deve iniettare per riscaldare e confinare il plasma viene detta pareggio (breakeven). Naturalmente questa condizione va superata perché ciò che conta ai fini pratici è la produzione netta di energia. La situazione da raggiungere in definitiva è quella in cui la potenza fornita al plasma dalle particelle α (che è circa 1/5 della potenza totale di reazione) è sufficiente per compensare le perdite di energia. In queste condizioni di ignizione il plasma è in grado di autosostenersi. Per raggiungere questa situazione è necessario, come è logico e come sopra accennato, che la temperatura, la densità e il tempo di confinamento siano sufficientemente grandi o lo sia una qualche loro combinazione. Esiste a questo proposito il criterio di Lawson che, in base a considerazioni di bilancio energetico e tenendo conto delle perdite, stabilisce per il prodotto nτ un valore non inferiore a circa 1014 cm−3 s, ferma restando l’esigenza di una temperatura elevata.

Dimostrare la fattibilità scientifica della fusione termonucleare controllata significa riuscire a portare il plasma in condizioni di ignizione in una esperienza di laboratorio. È importante chiarire il significato di questa terminologia, valida per ogni nuova idea tecnologica, perché molto spesso essa viene usata in modo improprio. Solo dopo avere raggiunto questo fondamentale traguardo si potrebbe pensare al reattore prototipo e successivamente al reattore commerciale.

Da anni nelle macchine a fusione esistenti nel mondo si producono reazioni di fusione alle quali è ovviamente associata una produzione di energia. Però la fattibilità come pure il pareggio, non sono stati a tutt’oggi realizzati.

Chiaramente il plasma deve venire confinato in modo tale che non entri in contatto con le pareti del contenitore. Questo confinamento, che ha luogo spontaneamente nelle stelle a causa della rilevante forza di gravità connessa con le enormi masse in giuoco, può ottenersi in laboratorio con due diversi sistemi.

a) Confinamento inerziale − In questo sistema si comprime a densità elevatissima (maggiore di circa mille volte la densità di un liquido) una pallina di deuterio-trizio per mezzo di fasci laser o di particelle cariche. I tempi di compressione sono brevissimi per modo che il combustibile, vincolato dalla sua stessa inerzia, brucia prima di potersi disperdere. Il criterio di Lawson viene soddisfatto con densità di plasma maggiori di 1024 cm−3 e con tempi di confinamento minori di  10−10 s.

b)  Confinamento magnetico − Qui il plasma, essendo una miscela di particelle cariche, viene tenuto lontano dalle pareti del contenitore da opportuni campi magnetici. In questo caso si può avere, tipicamente, un tempo di confinamento di 1 s  con una densità dell’ordine di  1014 cm−3.

Uno dei problemi più difficili da risolvere in entrambi i tipi di confinamento è quello delle instabilità. Nel caso del confinamento magnetico si suole suddividere le instabilità in due diverse categorie: macroscopiche e microscopiche. Le instabilità macroscopiche si possono spiegare considerando il plasma come un fluido globalmente neutro e fortemente conduttore; e in questo quadro va studiato il suo comportamento sotto l’azione di forze di natura elettromagnetica. Queste instabilità consistono in movimenti globali e osservabili del plasma, che ne alterano la configurazione fino a portarlo in tempi brevissimi a contatto con le pareti del contenitore.

Meno gravi delle macroscopiche, le instabilità microscopiche sono dovute a piccoli scostamenti dalle condizioni di equilibrio termodinamico, i quali comportano il nascere e il crescere di onde interagenti con altre onde e con particelle. Il loro effetto dannoso è rappresentato da minuscole fughe intermittenti che determinano una graduale perdita di plasma attraverso le linee del campo magnetico. Proprio per la loro natura, le instabilità microscopiche non sono osservabili direttamente; esse vengono rivelate da perturbazioni nei segnali degli strumenti usati per osservare il plasma.


IL TOKAMAK − GRANDI TOKAMAK E TOKAMAK COMPATTI

Fra i vari dispositivi che sfruttano il confinamento magnetico del plasma, quello che finora è sembrato più promettente e che è stato maggiormente studiato è il tokamak del quale diamo quindi un brevissimo cenno. [Storia (scientifica e non
solo) della configurazione tokamak
, Storia della ricerca sulla fusione termonucleare controllata mediante confinamento magnetico]

Nella figura che segue ne viene data una rappresentazione schematica.



Il plasma contenuto in una opportuna camera da vuoto ha una configurazione toroidale che può essere a sezione circolare con raggio maggiore R0 e raggio minore a. Per migliorare alcune caratteristiche del tokamak però, in molti casi si fa in modo che la colonna di plasma abbia una sezione elongata con raggi minori  a  e  b.

Il trasformatore centrale induce la corrente Ip che riscalda il plasma e genera il campo magnetico Bp che naturalmente è diverso da zero solo per il tempo limitato in cui varia la corrente nel primario del trasformatore. Il magnete toroidale produce poi il campo magnetico toroidale BT. Le linee di forza del campo magnetico risultante hanno una configurazione elicoidale che è richiesta per ragioni di equilibrio e stabilità. In figura sono anche mostrate le bobine che producono un campo magnetico di controllo che serve per centrare il plasma nella camera di scarica.

Per ottenere le condizioni di ignizione nel plasma di un dispositivo tokamak si può pensare di seguire due diverse linee; linee che corrispondono a due diversi modi per ottenere valori elevati del prodotto  nτ.

Si può infatti cercare di realizzare tempi di confinamento lunghi con densità basse. Ciò richiede macchine di grandi dimensioni, intendendo per grandi dimensioni quelle di un tokamak avente un raggio maggiore di circa due metri, e conduce di conseguenza a tempi di costruzione e a costi molto elevati. Inoltre le incognite a cui si va incontro in termini di comportamento fisico del plasma e di probabilità di ignizione sono rilevanti.

La linea alternativa è quella di realizzare tempi di confinamento più brevi con densità elevate. In questo caso, le minori dimensioni del dispositivo rendono possibile l’applicazione di campi magnetici più alti. Si possono quindi sostenere maggiori densità della corrente che circola nel plasma, da cui la possibilità di ottenere più elevate densità di plasma. Vengono così prodotti “plasmi termonucleari”, nei quali il riscaldamento è dovuto essenzialmente alle particelle α. Nelle macchine più grandi ed a più bassa densità è necessario l’impiego di fonti esterne di riscaldamento (fasci di neutri, radiofrequenze, etc.); e questo fa sì che il plasma non sia effettivamente un plasma termonucleare. Si può fra l’altro vedere che valori elevati del campo magnetico e dimensioni compatte della macchina rendono possibile spingere la corrente di plasma a valori piuttosto elevati senza incorrere in instabilità.

È poi di grandissima importanza il fatto, verificato sperimentalmente, che in macchine ad elevata densità il grado di impurezza del plasma (cioè la percentuale di elementi pesanti in esso presenti) non è un problema serio. Poiché prevalentemente agli elementi pesanti sono collegate le perdite di energia per irraggiamento, una presenza apprezzabile di questi elementi può, da sola, pregiudicare il raggiungimento delle condizioni di ignizione.

Naturalmente la necessità di operare con campi magnetici e con correnti elevate comporta problemi tecnologici che divengono importanti qualora si abbia a che fare con un reattore anziché con una macchina sperimentale. D’altra parte è logico assumere come obiettivo prioritario la dimostrazione della fattibilità scientifica della fusione, nonché lo studio del comportamento, attualmente incognito, di un plasma ignìto, rimandando ad una fase successiva la trattazione dei problemi reattoristici. E in questa strategia è evidente il vantaggio delle macchine compatte.


LA SCELTA DEL COMBUSTIBILE

Torniamo ora per un momento ad esaminare il problema della scelta del combustibile da impiegare. Come si è detto, è ragionevole pensare di utilizzare la reazione deuterio-trizio, che è più facile da innescare rispetto ad altre reazioni coinvolgenti elementi leggeri (deuterio-elio3, protone-litio6, protone-boro11, etc.), solo in una fase sperimentale in una macchina progettata per l’ignizione. Ciò perché i neutroni da 14 MeV prodotti nelle reazioni deuterio-trizio, essendo neutri, sfuggono dal plasma e arrivano sulle strutture della macchina attivandole e dando così luogo a problemi di sicurezza ed ambientali. E quanti più neutroni si producono, e quanto più essi sono energetici, tanto meno pulita è l’energia che si produce.

   Si può pensare però di raggiungere temperature più grandi, cioè sufficienti a portare all’ignizione un plasma di deuterio-elio3. La reazione deuterio-elio3, oltre a non coinvolgere il trizio, non origina neutroni (se non quelli, in numero minore, generati in reazioni collaterali e secondarie) ma solo particelle α e protoni. Non ci sono quindi problemi connessi con l’attivazione dei materiali strutturali. Inoltre le particelle α e i protoni, essendo particelle cariche, potrebbero essere utilizzati direttamente per ottenere energia elettrica (conversione diretta) senza passare per un ciclo termico con la conseguente perdita di rendimento della macchina.

   In questo tipo di reattore non occorrerebbe più quindi circondare il plasma con un mantello e si otterrebbe così una riduzione notevole delle difficoltà tecnologiche. Inoltre, poiché il processo di conversione diretta richiede di convogliare le particelle cariche verso un qualche dispositivo apposito, il carico termico sulle pareti risulterebbe alleggerito.

   L’ignizione di un plasma di deuterio-elio3, potrebbe essere facilitata usando un plasma deuterio-trizio come innesco. Si tratterebbe cioè di sostituire il trizio con l’elio3 nel plasma ignìto deuterio-trizio. La difficoltà si trasferirebbe allora al fatto che l’elio3 è molto scarso in natura e bisogna produrlo partendo da altri elementi. Per esempio, lo si può ottenere dal decadimento del trizio presente nelle testate nucleari; e questo sarebbe sufficiente per sostenere un programma sperimentale. Per quanto riguarda il lungo termine, può essere interessante accennare al fatto che da tempo sono in corso in America, in particolare alla NASA, degli studi per il prelievo dell’elio3 dalla superficie lunare. Negli anni più recenti anche la Cina e l’India si sono impegnate in questo tipo di ricerche.


CENNI SULLA RICERCA CON I TOKAMAK

ll tokamak è stato ideato da Sakharov e Tamm nel 1951.  Nel 1968 Artsimovich, delI’Istituto Kurchatov di Mosca, nonché direttore del programma russo sulla fusione, durante la 4a Conferenza Internazionale sulla Fisica del Plasma e della Fusione Termonucleare Controllata a Novosibirsk, presentò i risultati raggiunti con il tokamak T-3, suscitando un grande interesse. Da allora moltissimi tokamak sono stati realizzati nel mondo e alcuni di essi hanno fornito risultati interessanti.

Nelle Tabelle che seguono vengono riportati alcuni dei più “importanti” tokamak realizzati; intendendo, si badi bene, per importanti non solo quelli che hanno fornito risultati significativi, ma anche quelli che, indipendentemente dal loro valore scientifico, hanno richiesto notevoli sforzi sia in termini lavorativi che economici.

Le tabelle sono due e riguardano i grandi e medi tokamak e i tokamak compatti ad alto campo magnetico. Per ognuno di essi vengono riportate le principali caratteristiche.


Tabella 1 − GRANDI E MEDI TOKAMAK A CAMPO MAGNETICO MODERATO


**La sperimentazione prevede vari valori per la b del plasma


Tabella 2 − TOKAMAK COMPATTI AD ALTO CAMPO MAGNETICO







Alla realizzazione del tokamak JET dei laboratori di Culham (vedi Tabella 1) avrebbe dovuto seguire quella della macchina NET (Next European Torus), il cui studio ebbe inizio nel 1978. Però essa fu accantonata per passare allo studio di INTOR (International Torus), a sua volta accantonato per passare al progetto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). Questo progetto, scaturito da un incontro tra Reagan e Gorbachev nel 1985, considerava la costruzione di una macchina gigantesca (raggio maggiore uguale a circa 6 metri) con costo dichiarato di 10 miliardi di dollari, ed era stata presentata dai proponenti come un dispositivo con spiccate caratteristiche reattoristiche ed inoltre capace di raggiungere l’ignizione. Nel 1998 venne però dimostrato che ciò sarebbe stato impedito dall’insorgere di instabilità. Gli studi successivi si sono allora spostati su un nuovo dispositivo chiamato ITER-FEAT, versione ridimensionata dell’originario ITER, che però non era concepito per l’ottenimento dell’ignizione.

Veniamo ora ai tempi più recenti. Nel giugno del 2005 venne annunciata la decisione di costruire ITER in Francia, nel centro nucleare di Cadarache. Questo ITER, avente un raggio maggiore di 6,2 metri e un raggio minore di 2,0 metri, una corrente di plasma di 15 MA e un campo magnetico toroidale di 5,3 T, con un riscaldamento ausiliario di circa 50 Mwatt dovrebbe, a detta dei progettisti, produrre una potenza di circa 500 Mwatt. Se con Q si indica il rapporto fra la potenza rilasciata e quella fornita dall’esterno, si ha allora  Q = 10  (per l’ignizione dovrebbe essere  Q = ∞)

Attualmente all’impresa concorrono 7 partner: Unione Europea (che si accolla più del 45% della spesa), Giappone, Cina, Russia, Corea del Sud, India (ultima ad entrare), USA. Gli USA si ritirarono nel 1998 durante la presidenza Clinton per rientrare con G.W. Bush nel 2008, poco prima della guerra in Iraq; ma di recente il Congresso americano ha azzerato il contributo previsto per il 2008. Il costo dell’impresa era stato stimato inizialmente a 5 miliardi di euro per la costruzione e altrettanto per la sua operazione per venti anni. Ma le variazioni di progetto e l’aumento dei costi dovuto all’inflazione fanno attualmente prevedere circa un raddoppio del costo di produzione.

Di ITER tuttavia non esiste a tutt’oggi un progetto definitivo.

Passiamo ora a considerare, in sequenza storica, i tokamak compatti ad alto campo magnetico. Come si vede dalla Tabella  2, il primo è stato ALCATOR A, progettato e realizzato dal prof. Bruno Coppi al MIT di Boston.

Il tokamak FT (Frascati Torus) costituisce il naturale passo successivo ad ALCATOR. Data la sua importanza, accenniamo brevemente alla sua storia.

Nell’estate del 1968, durante la Conferenza IAEA a Novosibirsk, Coppi e il professor Bruno Brunelli, allora Direttore dei Laboratori Gas Ionizzati Euratom-CNEN di Frascati, ebbero occasione di parlare della possibilità di avviare una linea di ricerca sui plasmi confinati magneticamente. Linea questa sulla quale a Frascati non esisteva ancora alcuna tradizione. Queste conversazioni continuarono successivamente e furono seguite da un seminario tenuto da Coppi all’Università di Roma riguardante le linee sperimentali più promettenti ai fini della produzione di plasmi capaci di bruciare per reazioni di fusione. Successivamente Coppi aderì alla proposta fattagli da Brunelli e dal professor Carlo Salvetti, allora vicepresidente del CNEN, di pensare ad un esperimento con plasmi toroidali da realizzare a Frascati. E fu proprio questo studio a condurre poi alla realizzazione di FT.

Nell’estate del ’70 purtroppo Brunelli abbandonò la direzione dei Laboratori Gas Ionizzati, che aveva fondato nel 1957 e diretto fin dall’inizio. Tuttavia, nell’estate del 1971 Coppi accettò l’invito di Salvetti a trascorrere un periodo di circa due mesi a Frascati; periodo alla fine del quale egli arrivò alla definizione di tutti i parametri essenziali della macchina.

FT è entrato in funzione nel 1977. Dal 1981 al 1983 ha ottenuto il record del più elevato valore del parametro di confinamento, cioè circa 4 x 1013 cm3 s con una temperatura ionica un po’ superiore a 1 keV.

Alla fine degli anni ’80 venne varato il progetto FTU (FT Upgrade) avente lo scopo di studiare il comportamento del plasma con sistemi a microonde. FTU è entrato in funzione nel 1990 ed è tuttora operante.


IGNITOR

Sempre nell’ambito delle macchine compatte ad alto campo magnetico, veniamo ora a parlare di Ignitor, che è l’argomento principale di questa pagina. Tutto ciò che è stato detto finora costituisce una necessaria premessa per fornire ai non addetti ai lavori oltre che alcune indispensabili nozioni di base, una descrizione del percorso logico e storico che ha condotto al progetto di Ignitor. Tuttavia in questo paragrafo ci si limita ad una descrizione molto sommaria perché, dato il suo grande interesse scientifico e pratico, Ignitor viene descritto più a fondo in una trattazione ad esso dedicata: Ignitor nel contesto della fusione termonucleare controllata

Come si deduce dal nome, Ignitor è concepito per produrre un plasma in condizioni di ignizione. Questo progetto è stato realizzato sotto la direzione scientifico-tecnica di Bruno Coppi. 

Ignitor è concepito per produrre plasmi ad alta densità. Attualmente esso è l’unico dispositivo, nell’ambito del confinamento magnetico, che si propone di raggiungere e studiare sperimentalmente le condizioni di ignizione in un plasma di deuterio-trizio con l’impiego di tecnologie oggi disponibili e sulla base delle attuali conoscenze di fisica del plasma. Un successo di questo esperimento equivarrebbe quindi alla dimostrazione della fattibilità scientifica della fusione termonucleare controllata.

I parametri principali di Ignitor sono:   R0 = 1,32 m,   a = 0,47 m,   b =  0,86 m,   Ip = 11 MA,   BT  =  13 T.

Attualmente , oltre alla realizzazione del progetto, sono stati costruiti in scala 1:1 i prototipi dei principali componenti.

Ovviamente il costo e i tempi di costruzione di Ignitor sono di gran lunga inferiori a quelli prevedibili per le grandi macchine.

Per la realizzazione di Ignitor si è aperta recentemente una ulteriore possibilità. Infatti nell’aprile del 2010 è stato firmato a Milano un accordo Italia-Russia in base al quale Ignitor dovrebbe essere costruito in stretta collaborazione con l’Istituto Kurchatov e messo in funzione nel sito di Troitsk nei pressi di Mosca. Il sito verrà reso accessibile a scienziati di tutte le nazioni.

Informazioni dettagliate sul Progetto Ignitor sono reperibili in un sito dedicato: http://ignitorproject.com/index.html

 

Ricerche sulla fusione termonucleare controllata

Aspetti di storia e attualità

a cura di
Luisa Bonolis e Franca Magistrelli

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Franca Magistrelli, “Ricordi Personali

in

Maestri e allievi nella fisica italiana del Novecento, Cap. X 

a cura di L. Bonolis (Pavia 2008)

IGNITOR

Diametro: 7 m

Altezza: 8 m

Peso: 770 t