La fusion thermonucléaire – Enjeux, principes, réalisations

06/10/2016
Auteurs : Jean Jacquinot
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2016-4:17371
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La fusion thermonucléaire – Enjeux, principes, réalisations

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34 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER Introduction Dès 1934, Lord Rutherford et son équipe [1] découvrait, grâce aux premiers accélérateurs de particules, la réaction de fusion de deux atomes d’hydrogène lourd (le deutérium composé d’un pro- ton et d’un neutron). L’accélérateur por- tait à 100 kV des atomes de deutérium qui venaient ensuite frapper une cible contenant du deutérium. Par la même occasion, deux nouveaux éléments produits par cette fusion étaient décou- verts : le tritium (hydrogène super lourd, un proton et deux neutrons) et l’hélium 3 (deux protons et un neutron) ; une ex- périence de rêve ! Bien que la réaction soit exothermique, Rutherford notait que l’énergie dépensée pour accélé- rer les deutérons était bien supérieure à celle produite par la fusion des deux atomes. La probabilité que la réaction ait lieu était faible. Cependant, quelques années plus tard, le monde réalisait que Dame Nature faisait beaucoup mieux les choses : le soleil et tous les astres visibles dans le ciel nocturne étaient de gigantesques réacteurs à fusion qui synthétisaient tous les atomes connus jusqu’au fer en fusionnant des atomes plus légers au cours d’une longue cas- cade avec comme point de départ la fusion des atomes d’hydrogène. Depuis ce temps, comme Prométhée, l’homme rêve de la réaliser sur terre. Le soleil, grâce, à sa gravité retient (le confinement est essentiel) l’hydrogène ainsi que les produits de fusion dont l’apport de chaleur permet à la réaction de s’entretenir. Cependant, la gravité est une force faible et le feu nucléaire ne peut s’allumer et se maintenir que si la dimension du système est de l’ordre du million de kilomètres. Sur terre, le principe du confinement doit être très différent ; il faut donc compter soit sur l’inertie après compression à très haute densité ce qui permet de créer la fusion pendant un instant très court, la bombe thermonucléaire adopte ce principe, soit sur la force électromagnétique qui per- met de confiner des particules dans des La fusion thermonucléaire Enjeux, principes, réalisations Par Jean Jacquinot1 Senior Adviser to the ITER Director-General The basic principles underlying the magnetic fusion energy production are discussed. The highest fusion probabili- ties are found in the deuterium/tritium reactions. Energy gains are obtained with plasmas of about 200 million o C with a pressure of circa 1 atmosphere and with an energy confinement time of a few seconds. Toroïdal magnetic confinement experiments, benefiting from an active international cooperation, have tested systems capable of confining such plasmas. The largest devices have produced significant amount of fusion power (16 MW in JET, the European experiment, and 10 MW in TFTR, Princeton, USA). A world-wide data base as well as theory and modelling show that plasma volumes need to exceed a critical size in order to be a net producer of energy. ITER will be the first experiment meeting this condition. It is dimensioned to produce 500 MW of D/T fusion with a gain of 10 in power amplification of the auxiliary heating power. ABSTRACT 1 L’auteur est seul responsable des faits énoncés et opinions émises dans cet article L’essentiel à retenir La fusion des atomes légers, en premier lieu celle des isotopes de l’hydro- gène, est la source d’énergie des étoiles. Pouvoir la contrôler sur terre de manière efficace fournirait à l’humanité une énergie quasi-inépuisable avec d’excellentes conditions de sûreté et de respect de l’environnement. La réac- tion de base est bien comprise sur le plan théorique et on sait la réaliser expérimentalement mais, jusqu’à présent, sans gain net d’énergie bien qu’une puissance significative (16MW) ait été démontrée sur la grande expérience européenne JET qui utilise le confinement magnétique dans une configura- tion toroïdale de type tokamak. La physique des plasmas, ce quatrième état que prend la matière élevée à très haute température, indique qu’un réacteur de fusion basé sur le principe du tokamak doit nécessairement être dimen- sionné au-delà d’une certaine taille critique. Ces dimensions ont été précisées par les résultats de nombreuses expériences de la communauté scientifique internationale qui collabore activement sur ce sujet depuis plusieurs décen- nies. ITER, sera la première réalisation capable de dépasser ce seuil. Elle pro- duira une puissance de 500 MW avec un gain de 10. Avec un volume plasma de 800 m3 confiné dans une configuration magnétique de type tokamak, elle est en cours de réalisation et fait l’objet de la plus grande collaboration scientifique mondiale REE N°4/2016 35 La fusion thermonucléaire pièges magnétiques de dimensions rai- sonnables et de fonctionner de manière contrôlée en régime continu. C’est sur cette dernière solution qu’est basé le principe d’ITER que nous décrivons ici. Sans aller dans les détails, nous don- nons les grandes lignes de la physique sous-jacente ainsi que les résultats ex- périmentaux qui ont permis de dimen- sionner ITER avec comme objectifs d’obtenir pour la première fois une puis- sance de fusion de 500 MW et un gain d’amplification de 10. Nous chercherons ensuite à dégager les principaux défis scientifiques et technologiques que doit affronter cette très grande expérience internationale. Les principales réactions de fusion nucléaires Dans le soleil, la réaction de fusion initiale est celle qui combine, à environ 14 millions de Kelvin, quatre noyaux d’hydrogène pour former un noyau d’hélium, deux positrons et deux neu- trinos. Sa section efficace est extrême- ment faible, heureusement d’ailleurs, car cela permet au soleil, grâce à une cinétique lente, de briller pendant environ 10 milliards d’années mais, avec une aussi faible réactivité, il est inenvisageable de l’utiliser sur terre. Heureusement, d’autres atomes et en particulier les deux isotopes lourds de l’hydrogène, le deutérium D et le tritium T, se prêtent à des réactions beaucoup plus probables : Les sections efficaces de ces réactions, < v>, moyennées sur une distribution maxwellienne de température T sont données sur la figure 1. La réaction D-T est de beaucoup la plus facile à mettre en œuvre : sa valeur maximum est nettement plus grande que celle de la réaction D-D et est atteinte à une tem- pérature bien plus faible. En pratique, même pour la réaction D-T, il faudra réaliser des températures supérieures à 100 millions de degrés (1 eV = 11 600 0 C). A ces températures, le mélange gazeux devient un plasma, un nouvel état ionisé de la matière où les électrons se séparent du noyau de l’atome. Nous verrons que les plasmas ont des propriétés physiques très particulières. Gains et nécessité du confinement Chaque réaction de fusion D-T produit une énergie considérable de 17,59 MeV : la fusion d’un seul gramme de mélange D-T est équivalent à brûler huit tonnes de pétrole. Cependant, la réaction de fusion nécessite de mainte- nir le mélange D-T à très haute tempéra- ture pendant que la puissance de fusion est produite. Mais des pertes d’énergie sont inévitables. Elles sont de diverses natures (transports de l’énergie, pertes de particules et rayonnement). Le bilan énergétique global du processus, en régime stationnaire, ne sera favorable que si les pertes d’énergie sont plus que compensées par la production d’énergie de fusion. Il est fondamental de minimiser ces pertes grâce à un bon confinement du plasma. On définit deux quantités qui permettent d’établir un tel bilan : Figure 1 : Sections efficaces des principales réactions de fusion au sein d’un plasma de température T – Source : [2]. 36 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER Le facteur Q = Pfusion /Pin où Pin est la puissance injectée pour maintenir la température du plasma et le temps de confinement de l’énergie : = W/ Pperte où W est l’énergie cinétique conte- nue par le plasma et Pperte est la puis- sance perdue. Les sections efficaces permettent de calculer la valeur du produit n (n densité de particules du plasma) nécessaire pour obtenir un gain Q (figure 2, [2]). Pour la réaction D-T, n passe par un minimum à 26 keV. L’ignition (Q = ) est obtenue pour n = 1,5.1020 m-3 .s, condition connue sous le nom du critère de Lawson. Pour les réactions D-D, on a tenu compte de l’énergie, non négligeable, de la fusion du tritium produit in-situ par la réaction D-D. La fusion D-D requiert un produit n 20 fois plus grand que la fusion D-T. Les pertes par rayonnement de freinage (bremsstrahlung) rendent inaccessible la région à haute densité. En pratique, compte tenu des contraintes de la phy- sique des tokamaks, on visera, pour la fusion D-T dans ITER, une densité de 1020 p.m-3 , une température de 10 keV et un confinement de l’énergie de 3 s. Les valeurs des deux premiers para- mètres ont été obtenues dans les ma- chines existantes mais le confinement de l’énergie s’est avéré plus difficile à atteindre. C’est pour relever ce défi qu’ITER a été conçu. Avantages et intérêts de la fusion Les combustibles de la fusion sont abondants et bien distribués sur la planète : le deutérium, l’un des deux combustibles de la fusion D-T est, sous forme d’eau lourde, abondant dans les océans (33 g de D2 par tonne d’eau). Le tritium, un élément radioactif à vie courte (12,3 ans), doit être fabriqué à partir du lithium. Le concept du réacteur à fusion est de faire réagir, in-situ, selon les réactions n + 6 Li T + 4 He (+ 4,78 MeV) Confinement impératif pour un gain d’énergie : le critère de Lawson Dès 1934 on a su réaliser la fusion d’atomes légers grâce aux premiers ac- célérateurs de particules. Ce fut une découverte fondamentale en physique atomique. Chaque réaction de fusion dégageait beaucoup d’énergie mais la pro- babilité (section efficace) de réaliser une fusion pour chaque collision d’atome étant très faible, le rendement énergétique global était totalement inadapté au besoin d’une source d’énergie. La solution pour augmenter le rendement est de confiner les atomes après avoir atteint la température requise pour les réactions de fusion de façon à permettre un grand nombre de collisions de particules avant que leur énergie ne soit perdue. On rentabilise ainsi l’énergie consentie pour chauffer les atomes. Le confinement est réalisé par un piège magnétique. Un gain net d’énergie est obtenu non seulement si la température requise est atteinte mais aussi si le produit de la densité des atomes par le temps de confi- nement de l’énergie dépasse un certain seuil. C’est le critère historiquement proposé par Lawson : n > 1,5.1020 m-3 .s. On utilise maintenant le triple produit n T qui inclut aussi la contrainte sur la température. Ce triple produit est équi- valent au produit P (pression x temps de confinement de l’énergie) qui utilise des unités familières. On voit sur la figure 9 que l’objectif est d’atteindre P = 10. En pratique, on dispose d’une certaine latitude dans le choix des paramètres ; on pourra par exemple fonctionner avec une pression de trois atmosphères et une énergie confinée pendant plus de trois secondes. ITER est la première expérience dimensionnée pour atteindre cet objectif. Figure 2 : Produit n pour les réactions D-T (courbes pleines) et D-D (courbes en pointillé) et pour différentes valeurs du gain Q – Source : [2]. REE N°4/2016 37 La fusion thermonucléaire n + 7 Li T + 4 He + n (- 2,47 MeV) les neutrons générés par la réaction D-T avec du lithium disposé autour du plas- ma dans des modules de couvertures (couvertures fertiles, figure 7), dont la fonction principale est de ralentir ces neutrons de grande énergie et ainsi de transférer la puissance de fusion à un fluide caloporteur. Il est prévu de rendre le réacteur surgénérateur en tritium en installant un multiplicateur de neutrons (Be ou Pb) dans les couvertures fertiles. Le lithium et le deutérium apparaissent donc com- me les combustibles de la fusion D-T. Le lithium est abondant dans la croûte terrestre et plus encore dans les océans bien qu’en dilution bien plus importante que le deutérium. Sur le plan de la sûreté, le réacteur, amplificateur à gain limité, ne peut pas s’emballer ; il ne comporte en son sein pas plus d’une minute de combustible. Il n’y a pas de combustibles usés à re- froidir ni de matières fissiles pouvant servir à la prolifération. Le réacteur com- porte cependant une grande quantité de tritium, élément radioactif qui exige des barrières de confinement. Elles con- stituent un élément structurel essentiel de la machine mais même en cas d’acci- dent ultime, il ne sera pas nécessaire de procéder à l’évacuation du public situé en dehors de l’enceinte de l’installation. D’importantes parties de la machine elle-même deviendront radioactives sous l’effet des neutrons issus de la réaction. Il s’agit là d’une radioactivité induite dont l’intensité dépendra beau- coup du choix des matériaux structurels mais, dans tous les cas, sa décroissance sera bien plus rapide que celle des pro- duits de fission (figure 3) d’un réacteur à fission. Les pièges magnétiques et l’instabilité des plasmas Le critère de Lawson, qui souligne le rôle fondamental du confinement, date de 1955 et rapidement ont fleuri plu- sieurs concepts permettant en théorie de piéger les particules ionisées dans un champ magnétique et de les isoler ainsi des parois. En effet, aux tempé- ratures requises par la fusion, les par- ticules du plasma sont toutes ionisées (ions et électrons) et leurs trajectoires s’enroulent autour des lignes de champ magnétique (figure 4) ; leurs excursions radiales sont ainsi réduites au rayon de Larmor, R = (2mT)1/2 /ZeB. R est de quatre millimètres pour des ions D de 10 keV et un champ magnétique de cinq teslas, ce qui procure un bon confi- nement radial. Pour éviter les fuites aux deux extrémités, on a proposé soit de renforcer le champ aux deux bouts pour réfléchir les particules (configuration en miroir magnétique) soit de refermer les lignes de champ en une configuration toroïdale (figure 4). On pouvait croire à l’époque de Lawson, que le temps de confinement se trouverait alors limité uniquement par la diffusion des particules à travers les lignes de champ magnétique résultant des collisions entre particules. Le calcul Figure 3 : Décroissance de la radiotoxicité après arrêt des réacteurs, fission ou fusion, de même puissance – Source : [4]. 38 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER donnait des valeurs acceptables de pour des dimensions de machines très modestes. C’était ignorer que les plas- mas confinés dans un champ magné- tique sont sujets à une physique, tout à fait nouvelle à cette époque, caracté- risée par l’importance des interactions collectives. Chaque particule ionisée du plasma est en interaction avec beau- coup d’autres (le libre parcours moyen est très grand) et de nombreuses ins- tabilités de nature collective peuvent se développer. Elles s’alimentent de l’éner- gie libre apparaissant dès qu’un plasma est confiné. On peut distinguer deux grandes classes d’instabilité : les micro- instabilités produisant des fluctuations à l’échelle du rayon de Larmor des parti- cules et les macro-instabilités qui pro- duisent des mouvements d’ensemble du plasma. Ces dernières, les plus dangereuses, sont en général fatales à l’intégrité du plasma. Les progrès de la physique des plas- mas sur plusieurs décennies ont permis de comprendre et de maîtriser les ins- tabilités macroscopiques dans plusieurs types de configuration magnétique de confinement. A titre d’exemple, offrir au plasma une courbure moyenne convexe des lignes de champ ou bien limiter le courant circulant dans le plasma des to- kamaks (voir plus loin) permet d’éliminer les instabilités majeures de type magné- tohydrodynamique. Les micro-instabili- tés sont aussi maintenant bien décrites par la théorie, mais il s’est avéré impos- sible de les éliminer complètement. Elles ont été fatales aux configurations à miroir créant des fuites longitudinales qu’il n’a pas été possible d’éviter et qui sont prohibitives. Dans les configura- tions toroïdales, elles conduisent à une turbulence complexe qui domine le processus de diffusion de la chaleur au travers des lignes de champ : c’est cette turbulence qui contrôle les dimensions des plasmas pour obtenir une valeur du gain Q. Le dimensionnement d’ITER prend bien sûr pleinement en compte ces effets. Les configurations toroïdales – Le tokamak La configuration toroïdale la plus simple est de révolution autour d’un axe vertical ; elle consiste à disposer Figure 4 : Confinement des particules dans un champ magnétique. REE N°4/2016 39 La fusion thermonucléaire des bobines régulièrement autour d’un tore (les bobines rouges de la figure 5). On crée ainsi un champ toroïdal dont les lignes de champ sont des cercles concentriques. Cependant la courbure de ces lignes crée une dérive verticale des particules qui sont très rapidement perdues sur les parois. Pour éviter cet effet, il est nécessaire d’ajouter un champ poloïdal pour forcer les lignes de champ à s’enrouler autour de l’axe ma- gnétique du plasma, formant ainsi des surfaces magnétiques fermées (figure 6). La dérive dans la partie supérieure est compensée par celle dans la par- tie inférieure. Ce champ poloïdal peut être créé soit entièrement par des bobi- nages extérieurs, on a alors affaire à un Stellarator, soit principalement par un courant toroïdal circulant dans le plasma lui-même, on a alors affaire à un ‘pinch’ toroïdal dont la plus célèbre variété est le tokamak (figure 5). On doit la configuration tokamak aux physiciens russes de l’institut Kurtchatov dans les années 60. C’est une confi- guration toroïdale axisymétrique dans laquelle le plasma est parcouru par un courant important. Un solénoïde placé au centre de la configuration (en orange sur la figure 6) est utilisé pour induire une variation de flux magnétique qui, par effet transformateur, induit un champ électrique dans la chambre à vide. Si on introduit au même moment de l’hydrogène dans la chambre on peut obtenir un claquage dans ce gaz, puis la formation d’un plasma et la génération du courant nécessaire à un bon confine- ment. On remarque aussi sur le schéma des figures 5 et 6 les grandes bobines concentriques à axe vertical (en vert sur le schéma de la figure 5) qui servent à ajuster la position et la forme du plasma à l’intérieur de la chambre. Le cycle d’opération d’un tokamak est donc constitué de plusieurs phases : chambre et établissement du champ Figure 5 : Schéma montrant les principaux éléments d’un tokamak. Son plasma (en jaune) est par- couru par un courant toroïdal dont le champ poloïdal est une contribution essentielle au confinement. Figure 6 : Section poloïdale d’ITER. Les surfaces magnétiques (en mauve) sont engendrées par la combinaison des champs toroïdaux et des champs poloïdaux créés d’une part par le courant plasma de 15 MA et d’autres par les différentes bobines concentriques à axe vertical (CS et PF). Les courants dans ces dernières sont programmées pour maintenir les ‘gaps’ g1 à g6 et la position de la séparatrice (en rouge) par rapport au divertor en partie basse – Source : Fig. 1.2.1-5 de [5]. 40 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER principal statique (bobines de champ toroïdal) ; - tialement complètement chargé, son courant s’inversera au cours du cycle) pour produire une variation de flux ma- gnétique et, simultanément, de l’hy- drogène est introduit dans la chambre à une pression adéquate pour qu’un claquage ait lieu. Un plasma se forme. La position et la forme du plasma sont ajustées en programmant le courant dans les bobines de champ poloïdal. En particulier une séparatrice magné- tique est formée, elle comporte une ligne (point X sur la section transver- sale, figure 6) où le champ poloïdal est nul. Elle sépare la zone de confinement où les surfaces magnétiques sont fer- mées de celle où elles sont ouvertes et où elles dirigent les écoulements au bord du plasma vers le divertor, situé en général dans la partie basse de la machine (figure 6), en y déposant une grande puissance par unité de surface. Le plasma qui diffuse vers les parois de la chambre y entraine les impure- tés ; il est neutralisé et évacué par pompage (le combustible pourra être recyclé). La température du plasma s’élève sous les actions combinées du chauffage ohmique résultant du courant plasma et des systèmes de chauffage auxiliaires (ondes haute fré- quence et/ou injection de neutres) ; la fusion est atteinte, le chauffage par l’énergie de l’hélium né de la réac- tion de fusion devient dominant et on peut réduire les chauffages auxi- liaires. Les neutrons issus de la réac- tion s’échappent librement du plasma. Ils sont ralentis dans des modules de couverture qui tapissent l’intérieur de la chambre à vide et leur énergie est récupérée dans le fluide caloporteur qui les refroidit ; plasma, il faut augmenter continu- ment le flux magnétique produit par le solénoïde central. On ne peut pas bien sûr le faire indéfiniment et il fau- dra soit arrêter la décharge lorsque que le courant limite du solénoïde est atteint, soit créer le courant plasma d’une autre manière. On pourra utiliser par exemple la génération de courant par des ondes progressives (e.g. les ondes hybrides utilisées dans l’expé- rience Tore Supra [3]). On peut aussi se placer dans un régime plasma qui engendre spontanément un fort cou- rant interne (courant de “bootstrap”). Le schéma d’un réacteur à fusion basé sur le principe du tokamak est don- né par la figure 7. Les couvertures qui tapissent la chambre à vide ralentissent les neutrons et produisent du tritium qui peut ensuite être réinjecté comme combustible. Elles sont parcourues par un caloporteur qui refroidit l’ensemble et alimente le générateur de vapeur actionnant la turbine électrogène. Le divertor situé dans la partie basse de la machine permet l’évacuation des cendres (l’hélium) et des impuretés. Le rendement énergétique global impose que le champ magnétique soit produit par des aimants supraconducteurs et que le gain physique Q défini précé- demment soit supérieur à 30. Figure 7 : Schéma d’un réacteur à fusion basé sur le principe du tokamak. REE N°4/2016 41 La fusion thermonucléaire Historique et état des recherches en fusion magnétique En 1958, à l’occasion de la seconde conférence de Genève ‘Atoms for peace’, les recherches sur la fusion ont été déclassifiées par l’ensemble des pays appartenant à l’AIEA. Les défis à relever pour réaliser le potentiel de cette nou- velle source d’énergie sont apparus bien plus difficiles que prévus initialement et exigeant une collaboration internationale intense. Effectivement, 1958 marque le début d’une collaboration totalement ouverte sur les recherches en fusion ma- gnétique qui s’est avérée extrêmement fructueuse. ITER se place naturellement dans le prolongement de cette collabo- ration. Cinquante ans plus tard, en 2008, la communauté scientifique a pu faire un bilan et examiner les orientations futures. Suivant le tableau de la référence [4], on peut, décennie par décennie, identifier les faits plus marquants : 1958-68 : Fondations de la physique des plasmas. Les découvertes sur les instabilités conduisent aux déboires des machines à miroir mais en 1968, les Russes obtiennent 1 keV sur le to- kamak T3 du Kurtchatov, résultat très en avance sur l’Occident (son plasma est macroscopiquement stable) ; 1969-78 : L’Occident se convertit au Tokamak. L’équipe française de Fontenay-aux-Roses construit le TFR, premier tokamak occidental à confirmer les résultats des Russes, à les améliorer de manière significative et à installer des moyens de chauffer le plasma ; 1979-88 : L’Europe construit le JET à Culham (UK), les Etats-Unis le TFTR et le Japon le JT 60. Ce sont des tokamaks de taille largement supérieure à celle de la génération précédente. Capables de courant plasma de plusieurs mil- lions d’ampères, ils peuvent confiner les atomes d’hélium de 3,56 MeV issus des réactions de fusion et approcher ainsi les conditions thermonucléaires. Les pre- miers résultats sont décevants. Le confi- nement se dégrade avec l’application du chauffage additionnel. Cependant, le Tokamak Asdex en Allemagne installe un divertor et découvre fortuitement le mode H, une bifurcation spontanée qui restaure un confinement acceptable. Le temps de confinement est doublé. Dans ce mode, une barrière de confi- nement s’établit au bord du plasma. Elle relaxe périodiquement par de brèves instabilités : les ELM (Edge Localised Modes), impulsions qui mettent à rude épreuve le divertor. Le Tore Supra est construit à Cadarache ; il démontre la possibilité de fonctionner avec des ai- mants supraconducteurs ouvrant la voie au fonctionnement en continu, en utili- sant la génération de courant par ondes et en développant les composants à haut flux activement refroidis ; 1989-2001 : Le JET et le TFTR pro- duisent de l’énergie de fusion avec un mélange D-T, respectivement 16 MW [6] et 10 MW. Le chauffage par l’hélium est observé pour la première fois. Il est en accord avec les prédictions bien que limité à 10 % du chauffage to- tal. Une base mondiale de données du confinement des tokamaks établit les lois d’échelle du confinement (figure 8) en utilisant une approche non dimen- sionnelle, type ‘essais en soufflerie’. Elles permettent de dimensionner une machine selon la performance voulue. Le produit nT (produit de Lawson mul- tiplié par la température) atteint pour la première fois la région du ‘breakeven’ (figure 9). Un groupe d’études interna- tional est créé sous l’égide de l’AIEA : l’ITER EDA (Engineering Design Ac- tivities) avec mission de définir une machine capable de faire la démonstra- tion de l’énergie de fusion (cf. l’article sur le projet ITER). Sa proposition est acceptée par les partenaires en 2001. Figure 8 : Loi d’échelle du confinement établie à partir d’une base de données de 13 tokamaks de différentes tailles et champs magnétiques. Elle prédit un temps de 4 s dans ITER. Les données ont été mises sous la forme non dimensionnelle des équations de transport du plasma. Source : JET Joint Undertaking. 42 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER 2001-temps présent : La construction d’ITER est lancée (2007) après de lon- gues négociations sur le choix du site. En parallèle, les machines existantes préparent son exploitation (utilisation du tungstène et mitigation des ELMs et des disruptions sur plusieurs machines européennes et américaines). Le Tore Supra fait des progrès dans l’opération en continu et porte la durée d’opération à six minutes. Sur le plan théorique [7], le transport de la chaleur peut mainte- nant être abordé à partir des premiers principes en utilisant la puissance de calcul de la nouvelle génération d’ordi- nateurs. Les résultats de l’approche non dimensionnelle sont confirmés. Défis sur la route du réacteur électrogène ITER a été dimensionné pour Q=10, une puissance fusion de 500 MW et une combustion initialement de 400 s. Son succès constituera la solution à de nombreux défis sur la route du réacteur à fusion. Sur le plan de la physique, on aura fait la démonstration de l’existence d’un plas- ma en « combustion thermonucléaire » où l’énergie apportée par l’hélium né de la réaction constitue le chauffage domi- nant du plasma. On aura ainsi établi les propriétés de stabilité de ces particules durant leur ralentissement depuis leur très haute énergie. Pour en arriver là, il aura fallu maitriser la tenue sous des flux intenses d’énergie des matériaux face au plasma, contrôler les ELM dont l’impact sur le divertor peut conduire à une éro- sion excessive et les disruptions, mou- vement incontrôlé brutal du plasma qui peut induire des efforts considérables sur les structures dans la chambre à vide. Sur le plan de la technologie, on aura démontré la possibilité de réalisation, à une échelle industrielle sans précédent, des indispensables grands aimants su- praconducteurs ainsi que leur fonction- nement dans un environnement hostile (rayonnement, champs fluctuants) et la maîtrise des autres technologies spéci- fiques de la fusion (ultra vide dans des volumes de très grandes dimensions, électrotechnique, systèmes de chauf- fage, etc.). Sur le plan de la sûreté, on aura aussi démontré les avantages de la fusion : impossibilité de l’emballement du processus et absence de déchets radioactifs à très longue durée de vie. La maîtrise du cycle d’utilisation du tritium et de la télémanipulation, déjà abordée avec succès sur le JET, devra atteindre un haut niveau de fiabilité et d’efficacité. Cependant les résultats d’ITER de- vront être complétés par le développe- ment de matériaux capables de résister à une dose plus importante de flux de neutrons de 14 MeV. Cet aspect fait par- tie de l’approche élargie des recherches sur la fusion menées par l’Europe et le Japon, qui inclut le programme IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility). En ce qui concerne la généra- tion de tritium in situ, ITER a prévu l’inté- gration dans la couverture de plusieurs petits modules tritigènes. Ils pourront dé- montrer la validité des concepts de base ; cependant, vu la taille de ces modules, la production de tritium sera très inférieure à la consommation. La démonstration de l’autosuffisance en tritium devra donc être faite dans une nouvelle étape. Celle-ci pourrait être constituée par une machine de démonstration. Pour être électrogène, cette machine devrait avoir un Q ~ 30 et disposer d’une couver- ture tritigène complète. Les différentes étapes de la fusion ont été schématisées sur la figure 10. La Chine étudie en ce moment la construction d’une machine autosuffisante en tritium d’une taille voi- sine de celle d’ITER. Conclusions Depuis plusieurs décennies, les re- cherches sur la fusion thermonucléaire Figure 9 : Progrès des performances vers le milieu des années 90. L’échelle de l’axe vertical qui est exprimée en atmosphère.secondes est équivalente au produit nT . En 1997, ces résultats seront confirmés avec un mélange DT par le JET. Une puissance de 16 MW sera produite. Source : JET Joint Undertaking. REE N°4/2016 43 La fusion thermonucléaire contrôlée par confinement magnétique ont bénéficié d’une collaboration interna- tionale très active ; des bases scientifiques et techniques solides sur la physique du confinement dans les tokamaks ont pu être établies. Les grandes expériences européenne, américaine et japonaise ont pu les confirmer et atteindre des perfor- mances proches du “breakeven” (Q ~ 1). Les dimensions d’un réacteur capable d’un gain supérieur à 1 doivent dépasser un seuil critique. C’est le cas d’ITER qui doit atteindre Q = 10 et entrer dans le nouveau domaine physique où l’énergie provenant des collisions de l’hélium, né de la réaction de fusion, avec les autres atomes du plasma constitue la princi- pale source de chauffage permettant d’entretenir le processus. La stabilité de la population d’hélium à haute énergie devra être confirmée ainsi que les lois de confinement du tokamak qui ont dû être extrapolées à partir d’une machine huit fois plus petite en volume (le JET). De nombreux défis devront aussi être rele- vés sur le plan de la technologie ; ils sont abordés dans l’article sur le projet ITER. Bibliographie [1] M. L. E. Oliphant, P. Harteck, and Lord Rutherford, Proceedings of the Royal Society, A, vol. 144, p. 692-703 (1934). [2] « La Fusion thermonucléaire Contrô- lée par Confinement Magnétique », Masson (1987) ; voir aussi : S. Cowley, “the quest for fusion power”, Nature Physics, vol. 12, May 2016, 384-386. [3] J. Jacquinot & al., “Recent develop- ments in steady-state physics and te- chnology of tokamaks in Cadarache”, Nuclear Fusion 43 (2003) 1583. [4] J. Jacquinot, “Fifty years in fusion and the way forward”, (2010) Nuclear Fusion 50 014001 [5] “ITER Technical Basis”, ITER-EDA- DS24, IAEA (2002) [6] M. Keilhacker & al., “High fusion performance from deuterium-tritium plasmas in JET”, Nuclear Fusion 39 (1999) 209. [7] X. Garbet, P. Mantica & al., “Physics of transport in Tokamaks”, Plasma Phys. Control. Fusion 46 (2004) B557–B574. Figure 10 : Quelques étapes de la fusion vers le réacteur électrogène. Tore Supra est caractéristique des machines nationales en fonctionnement. JET, construite et opérée par l’Europe est la machine la plus performante en fonctionnement. ITER est en construction à Cadarache. DEMO est un concept préliminaire de la prochaine étape devant fonctionner en régime continu (CW). De haut en bas sont indiqués : – le volume du plasma – la puissance fusion – le gain Q – la durée de la décharge – le niveau de chauffage par les particules alfa. L'AUTEUR Jean Jacquinot est physicien des plasmas. Il a participé aux recherches sur la fusion par confinement ma- gnétique, dans un premier temps au CEA à Fontenay aux Roses (1963- 81) puis de 1981 jusqu’à fin 1999 au JET joint Undertaking, la grande expérience européenne construite à Culham au Royaume Uni. Il y a exer- cé plusieurs responsabilités : respon- sable du chauffage HF du plasma, directeur adjoint puis directeur géné- ral. Il rentre en France au tout début de 2000 pour prendre la direction des recherches sur la fusion au CEA et contribuer à la candidature de Cadarache pour ITER. À partir de 2004, il est conseiller scientifique au CEA et est à présent Senior Adviser auprès du directeur général d’ITER.