Le projet ITER – Objectifs, choix des paramètres et état du projet

06/10/2016
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2016-4:17373
DOI : http://dx.doi.org/10.23723/1301:2016-4/17373You do not have permission to access embedded form.
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Le projet ITER – Objectifs, choix des paramètres et état du projet

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44 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER Les objectifs stratégiques Faire de la fusion thermonucléaire d’isotopes de l’hydrogène une source d’énergie pérenne exige de définir les développements scientifiques et tech- niques qui permettront la construction d’une station de puissance électrogène. Dans ce cadre, les recherches sur le confinement magnétique des plasmas chauds, en particulier dans la configu- ration magnétique des tokamaks (Cf. l’article précédent de Jean Jacquinot), sont parvenues à des résultats suffi- samment cohérents pour convaincre l’ensemble des acteurs à l’échelle mon- diale de s’associer et collaborer à la réa- lisation en deux étapes, d’un réacteur utilisant la combustion thermonucléaire deutérium-tritium (D-T) et dévelop- pant une puissance quasi stationnaire de 500 MW. La première étape d’une dizaine d’années d’“Engineering Design Activities” (EDA) a défini les plans détail- lés du dispositif tokamak et réalisé les développements nécessaires à leur qua- lification tant en matière de physique que de technologie. La deuxième étape en cours depuis 2006 doit construire le dispositif à Cadarache (France) dans le cadre d’un traité (Joint ITER Agreement: JIA) entre sept gouvernements : six ont des contributions égales au projet, Chine, Corée du Sud, Etats-Unis, Inde, Japon, Russie et celle de l'UE, en tant que partenaire hôte, est cinq fois plus importante que celle des autres parte- naires ; chacun d’eux bénéficiera de la totalité des résultats. La signature de l’accord ITER exprime la confiance acquise par les gouverne- ments dans l’avenir de la fusion thermo- nucléaire à partir des résultats exposés dans l’article précédent. Elle confirme les options proposées par l’EDA et dé- crit les objectifs stratégiques à atteindre avec ITER qui permettront ensuite la conception d’un démonstrateur électro- gène de puissance (DEMO) : quasi stationnaire, développant au moins 500 MW pendant plus de 400 s et une valeur Q = 10 (rapport de Pfus à Pin ) quand le courant plasma est main- tenu uniquement par l’action du solé- noïde central (plasma “inductif”) ; vers les conditions stationnaires de 500 MW pendant 3 000 s et Q = 5 quand le courant plasma est maintenu par des sources auxiliaires de courant en cours de développement (injection de particules neutres énergétiques et ondes électromagnétiques) en plus des sources internes liées aux gra- dients de pression plasma ; - logies spécifiques (aimants supracon- ducteurs à haut champ magnétique ; maintenance robotisée ; pompage gazeux à hauts débits et ultravide) et une qualité qui permette une dispo- nibilité de 90 % pendant une à deux semaines avec un facteur d’utilisation de 25 %, la réalisation d’au moins 30 000 pulses et d’une irradiation de 0,3 MW.a/m2 de la paroi face au plas- ma par les neutrons de 14 MeV issus des réactions D-T avec une intensité de 0,5 MW/m2 . - pendante sans profiter de la pleine collaboration de tous les partenaires d’ITER, des modules de couverture tritigènes à haute température et une installation (IFMIF) dédiée à l’irradia- tion par des neutrons de 14 MeV des matériaux candidats pour DEMO. Comment choisir et sur quelles bases les paramètres du dessin d’ITER qui per- mettent d’atteindre les objectifs ci-des- sus avec le maximum de confiance, le minimum de risques et de coûts : c’est l’ambition de ce court exposé qui met l’accent sur les méthodes, en rappelant que le projet ITER demeure un instru- ment de recherche extrapolant des résultats expérimentaux dont la com- préhension n’est pas encore complète. Les programmes de développement Pour atteindre ces objectifs straté- giques, les EDA ont proposé une archi- tecture globale pour ITER intégrant tous les concepts fonctionnels innovants du Le projet ITER Objectifs, choix des paramètres et état du projet Par Robert Aymar1 , Bernard Bigot2 et Jean Jacquinot3 Conseiller scientifique auprès de l’administrateur général du CEA1 , Director-General of ITER Organization2 , Senior Adviser to the ITER Director-General3 The goal of ITER is to demonstrate the scientific and technical mastering of fusion energy, building on several decades of worldwide magnetic confinement research, as well as dedicated engineering design activities and prototyping. ITER is the world’s largest and most complex energy research project. To meet this challenge, an international collaboration of seven partners has been established in order to build, operate ITER and share the scientific results. This article summarises the objectives, the methods for choosing the parameters, the scope and the status of the project. ABSTRACT REE N°4/2016 45 Le projet ITER projet. Des prototypes, ou au moins des modèles extrapolables, ont été réalisés par les firmes industrielles des parte- naires, testés dans les laboratoires de manière à qualifier techniquement les technologies, mesurer les difficultés de fabrication et de maintenance et éva- luer leurs coûts. Sept importants pro- grammes de développement ont ainsi été mis en œuvre. Ils comprennent la ré- alisation de deux modèles à échelle ré- duite de bobines du champ magnétique respectivement toroïdal et poloïdal, un module pleine échelle de chambre à vide et de pompe cryogénique, des modules de couverture et de divertor, leurs matériaux et leurs dispositifs de maintenance robotisée pleine échelle. Les résultats de ces développements [1] constituent le cœur des concepts fonc- tionnels du dessin d’ITER et justifient la confiance en leur mise en œuvre. Pendant la même période, les par- tenaires ont conduit des analyses coor- données des expériences réalisées avec tous les tokamaks opérationnels de différentes tailles, de manière à définir leurs meilleures conditions d’exploita- tion et les règles d’extrapolation paramé- trique de leurs dimensions et de leurs performances. Cette base de données physiques, publiée et continûment mise à jour dans “ITER Physics Basis” [2], est le complément de la base de données technologiques décrite plus haut. Elle permet de choisir l’architecture d’ITER la mieux adaptée au meilleur confinement du plasma pour atteindre les objectifs prioritaires du plasma “inductif”. Cette architecture sera utilisée ensuite pour se rapprocher du fonctionnement continu par l’introduction de nouveaux moyens de génération de courant plasma en cours de développement, qui permet- tront de bénéficier du contrôle de son profil. L’architecture souhaitable pour ITER mode à confinement amélioré (mode H, Cf. article de Jean Jacquinot), avec un fort gradient de la densité au bord, modifié par des relaxations pério- diques (“Edge Localized Modes”, ELM) dont l’intensité doit être contrôlée ; pour atteindre ou maintenir ce mode H, la puissance des pertes transpor- tées au bord par diffusion (n’incluant pas les pertes rayonnées) doit être suffisamment grande (>PLH ) ; souhaitée, la densité au centre du plasma doit être suffisamment grande sachant qu’elle est limitée par les pro- cessus physiques (limite radiative dite de “Greenwald” ou pression plasma limite N (Cf. encadré 1) ; donnée au plasma (élongation verti- cale, triangularité) et du cisaillement local du champ magnétique qu’elle produit, tout en respectant la limite imposée par l’instabilité de la posi- tion verticale (corrigée en partie par des bobines de contrôle internes à la chambre à vide) et la stricte limitation du courant plasma défini par le facteur de sécurité q>2,6 pour éviter le cou- plage des instabilités MHD centrales avec le bord (Cf. encadré 1). Ces caractéristiques du plasma dé- pendent de la configuration magnétique établie suivant la valeur de paramètres sans dimension et contrôlée par les courants des bobines coaxiales. Un seul paramètre sans dimension A=R/a demeure indépendant ; les autres dé- pendent de A ; les expériences de la base de données ont utilisé des valeurs de A entre 2,5 et 4. La méthode de dé- termination des valeurs retenues pour ITER est exposée plus bas. Fonctions et structures des principaux composants d’ITER L’architecture ne peut aboutir à des dessins réalisables sans prendre en compte les contraintes technologiques qui déterminent la structure mécanique globale ; ces contraintes sont géné- riques des tokamaks et doivent donc Les paramètres du plasma tokamak Le dimensionnement d’ITER repose sur une extrapolation des dimen- sions du plasma des machines existantes tout en restant à l’intérieur du domaine de stabilité et de performance défini par les principes physiques. Les limites du domaine ont été vérifiées par toutes les expériences simi- laires, c’est à dire fonctionnant avec des paramètres plasma identiques à l’exception de la taille. Par exemple, la densité moyenne ne peut dépasser une valeur limite ng ( a2 /I), la pression normalisée du plasma, N, ne peut excéder une valeur liée à la pression magnétique et la puis- sance traversant la frontière du plasma, Ploss , doit dépasser une valeur minimum PLH pour accéder au mode de bon confinement, le mode H. Ces limites donnent les deux diagrammes de la figure 3 qui prédit la puissance accessible. Le courant I doit aussi être strictement limité pour éviter des instabilités violentes (disruptions de courant). En pratique on se limitera prudemment au facteur de sécurité q>2,6. q=2 a2 B /µ0 IR, où a est le rayon moyen et R le grand rayon du plasma, B est le champ toroïdal sur l’axe magnétique. Encadré 1. 46 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER être analysées en parallèle avec le choix des technologies retenues pour les prin- cipaux composants d’ITER. L’ingénierie détaillée de ces composants est présen- tée dans les articles suivants ; les nom- breux diagnostics du plasma ne seront pas traités. Les bobines supraconductrices Une technologie est particulièrement importante: celle les bobines supracon- ductrices pour créer des champs ma- gnétiques permanents sans dissipation résistive, pouvant atteindre des valeurs très élevées (>13 T sur le conducteur), associés généralement à de grandes énergies stockées et de grandes forces. Le courant de ces bobines peut être très élevé (75 kA) ; il est porté par un câble à nombreux filaments transposés, en NbTi ou en Nb3 Sn suivant la valeur du champ magnétique respectivement inférieur ou supérieur à environ 6 T, protégés par un tube épais en acier dans lequel circule un flux d’hélium, refroidi à 4,5 K dans une installation cryogénique ; si cette température s’élève au-dessus d’un seuil (<20 K), température critique dépen- Figure 2 : Section poloïdale montrant les bobines de champ poloïdal (PF 1 à PF 6), les modules de couvertures (en vert et bleu), la chambre à vide (en rouge) – Source : figure 2.1-1 de la référence [4]. Figure 1 : Ecorché d’ITER représentant les principaux éléments. Ils seront fournis en nature par les partenaires selon la répartition schématisée par les drapeaux (voir aussi la figure 5) – Source : ITER. REE N°4/2016 47 Le projet ITER dant du champ, le câble devient résistif et l’énergie magnétique de la bobine doit être dissipée rapidement à l’extérieur, condition impérative de sûreté. Cette technologie est employée dans ITER avec des conducteurs de diffé- rentes dimensions (Cf. l’article consacré aux aimants) pour les six bobines du solénoïde central (CS), les 18 bobines du champ toroïdal (TF), les six grandes bobines coaxiales du champ poloïdal (PF) et une série de petites bobines dites de correction (CC). Les câbles de liaison des bobines avec leurs alimen- tations électriques sont réalisés avec des conducteurs à haute température critique (HTC) récemment développés. le solénoïde central : la variation totale du flux magnétique de cette bobine par l’inversion du courant (+ et - 45 kA) à sa valeur maximum, doit induire la tota- lité du courant plasma, mais préserver la variation (faible) de flux nécessaire pour ensuite le maintenir constant pen- dant 400 s malgré sa dissipation. Le solénoïde supraconducteur est donc pulsé pour chaque expérience, une condition peu appréciée pour cette technologie. Le solénoïde est consti- tué de six modules coaxiaux alimentés séparément ; le champ magnétique atteint 13 T et le niveau des contraintes de compression azimutale et verticale doit limiter les problèmes de fatigue (deux fois 30 000 pulses) ; le schéma de l’aimant toroïdal est celui d’un ensemble de 18 bobines su- praconductrices, chacune dans un boi- tier soudé en acier, équilibrant toutes les forces appliquées par des réactions internes (sauf la gravité) en particulier par la formation d’une voûte entre les nez des bobines avec un niveau de compression statique toroïdale impor- tant, ainsi que celui du cisaillement entre bobines, tout au long de leur péri- mètre, dû à l’interaction avec le flux du champ vertical d’équilibre du plasma. Les 18 bobines sont alimentées en sé- rie par un courant de 70 kA créant un champ maximum de 11,5 T sur la face interne des bobines. L’aimant toroïdal doit être axisymétrique autour d’un axe vertical défini avec une précision inférieure à 5 mm ; la modulation du champ magnétique au bord du plasma (due au nombre fini de bobines) doit être minimisée par la distance des bobinages et l’emploi d’un matériau ferromagnétique placé entre les deux parois de la chambre à vide ; Les grandes bobines coaxiales sont attachées à l’aimant toroïdal qui par- ticipe à leur équilibre mécanique ; elles sont réalisées avec un câble en NbTi dans un tube d’acier de section carrée, bobiné en doubles galettes. Leur fonction est d’assurer la position verticale d’équilibre (souvent instable) de l’anneau de plasma en contrôlant sa frontière par le courant de chacune des bobines. Une bobine coaxiale en cuivre refroidi par un circuit d’eau est construite à l’intérieur de la chambre à vide, donc plus proche du plasma, pour stabiliser cet équilibre. La chambre à vide C’est une double structure toroïdale en acier austénitique entièrement sou- dée (parois de 60 mm d’épaisseur), construite en neuf modules de 40 de- grés reliés in-situ avec des précautions qui permettent de respecter le même axe de révolution que l’aimant toroïdal. Des fenêtres, situées dans des plans verticaux entre les bobines du champ to- roïdal, donnent accès vers l’extérieur au travers du cryostat. Les besoins d’accès et leurs dimensions (pour les chauffages par injection de neutres énergétiques et par ondes haute fréquence, le change- ment de modules de couverture et du divertor, les diagnostics, etc.) doivent être compatibles avec le nombre des bobines et leurs dimensions. Entre les deux parois, des briques métalliques, certaines ferromagnétiques, participent à la protection vis à vis des neutrons ; la chambre est refroidie par un circuit d’eau pressurisée, conservant la tempé- rature constante autour de 100 °C sauf pour un étuvage occasionnel à 200°C. La chambre à vide est évacuée par un puissant système de six pompes cryogéniques fonctionnant de manière cyclique : adsorption à 4.5 K sur 2x5 m2 de charbon par pompe, suivie par un isolement et réchauffage pour désorp- tion sous pompage primaire mécanique en assurant la séparation de l’hélium du combustible D et T qui est envoyé à l’ins- tallation tritium pour reconditionnement. La plupart des interactions magné- tiques et thermiques du plasma avec les parois de la chambre sont axisymétriques (dues au vide ou à une pression gazeuse accidentelle, aux décharges rapides des champs, aux disruptions de courant qui peuvent conduire à de très dangereux électrons découplés en énergie, etc.) et peuvent donc être reprises par des contraintes internes (sauf la faible dissy- métrie entre haut et bas) ; néanmoins, certains contacts non-axisymétriques du plasma avec la paroi (“VDE”, Vertical Disruption Events) aboutissent à y faire circuler une partie du courant plasma, créant ainsi de larges forces localisées d’interaction entre la chambre et les ai- mants, qui doivent être reprises par des liens mécaniques courts. Couverture et divertor La face interne de la chambre est protégée soit par des modules de cou- verture qui par leur épaisseur doivent ralentir et absorber les neutrons de la réaction D-T, soit par des modules du divertor chargés d’accepter la très forte puissance échangée dans le contact localisé avec le plasma et d’assurer le pompage des impuretés. Ces deux systèmes de modules extraient la puis- sance totale, due à la combustion D-T et aux auxiliaires de chauffage, et la transfèrent à un système de refroidisse- 48 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER ment à eau pressurisée. Faisant partie de la première paroi vis à vis du plasma, ces deux systèmes sont soumis à des courants induits et donc à des efforts qui doivent être analysés et maîtrisés par leurs attachements à la chambre à vide. Ces deux systèmes sont les moins robustes de l’installation, ce qui explique leur structure modulaire et le poids li- mité de chaque module, qui permettent le remplacement de certains modules endommagés à l’aide de systèmes ro- botisés spécifiques. Ecran thermique Entre l’aimant toroïdal et la chambre, il faut installer un écran thermique dont la structure toroïdale est complexe car elle s’étend ensuite autour de toutes les structures internes au cryostat. Refroidi par une circulation d’hélium à 50-70 K, cet écran doit faire en sorte qu’aucune de ces structures internes ne subisse le contact ou le rayonne- ment direct de surfaces portées à des températures supérieures à 300 K, en particulier quand la chambre à vide est étuvée à 200 °C et que la face interne de l’aimant du champ toroïdal est à 4,5 K (avant d’obtenir leur équilibre thermique, les deux ensembles se dé- placent radialement en sens opposés depuis 300 K). L’intérêt d’utiliser au mieux les zones à fort champ magnétique toroïdal pousse à réduire la distance entre bobines, écran et chambre, entraînant éventuellement des difficultés lors de l’assemblage. Le même intérêt pousse à réduire l’épaisseur des modules de couverture de la face interne de la chambre à vide, et même celle de la chambre, au prix de l’acceptation d’une irradiation neutronique plus importante et d’un refroidissement cryogénique plus puissant. Cryostat Autour des ensembles précédents et les maintenant sous vide, est installée une grande enceinte de 30 m de dia- mètre et 30 m de hauteur, percée de nombreuses pénétrations pour l’accès à l’intérieur de la chambre à vide et pour les connexions électriques et cryogé- niques des bobines supraconductrices ; la présence de nombreux orifices exige une étanchéité sans faille malgré la dif- ficulté des tests dans une aussi grande enceinte. Le cryostat est équipé de deux pompes cryogéniques semblables à celles de la chambre à vide. Les chauffages auxiliaires du plasma Ces chauffages sont indispensables à la création du plasma et à la crois- sance de sa température, avant que la configuration divertor et le mode H ne soient établis ; ils participent ensuite à l’équilibre thermique global du plasma, mais ils peuvent aussi être utilisés pour agir sur une zone particulière du plasma, modifiant le profil local de courant et changeant la stabilité de certains modes de fluctuations. Une puissance totale de chauffage de 73 MW est prévue, distri- buée en différentes sources : faisceau d’hydrogène ou deutérium neutralisé après accé- lération à grande énergie (< 1 MeV) permet de créer un courant localisé au voisinage du centre du plasma, zone de tangence de la trajectoire du fais- ceau avec le cercle de rayon R ; la zone peut être modifiée par inclinaison ver- ticale du faisceau autour d’un axe hori- zontal à l’extérieur du cryostat. Deux injecteurs sont préparés, un troisième est seulement prévu. Chaque injecteur est équipé de deux pompes cryogé- niques fonctionnant en cycles. ondes électromagnétiques gui- dées, créées par 20 gyrotrons de puis- sance continue unitaire de 1 MW à 170 GHz soit au total 20 MW, peuvent être focalisées par des antennes pla- cées dans les fenêtres équatoriales ou supérieures, sur différentes régions du plasma où elles sont absorbées au voi- sinage de la résonance cyclotronique des électrons ; et absorbées par le plasma au voisi- nage de la fréquence cyclotronique ionique (40 à 55 MHz) ; une ou deux antennes dans une fenêtre équatoriale peuvent coupler 20 MW au plasma. Les systèmes auxiliaires de support Alors que les systèmes précédents sont spécifiques des outils de recherche sur la fusion thermonucléaire, les sui- vants peuvent être réalisés à partir de l’expérience industrielle : le système de refroidissement par eau pressurisée est important par sa taille et le nombre d’utilisateurs aux besoins différents. Un aspect spéci- fique doit retenir l’attention : la possi- bilité de contamination par le tritium et la difficulté de traiter l’eau tritiée exigent l’isolement des circuits dans un réseau avec le plus faible volume possible, en particulier lors d’une fuite d’eau petite ou grande dans la chambre à vide ; le système cryogénique fournit du froid à 4,5 K pour le refroidissement des bobines (75 % de la consom- mation) et celui des pompes cryogé- niques (25 %), et à 80K pour celui de la circulation d’hélium dans les écrans thermiques. Une fraction de ces be- soins est pulsée pour suivre les cycles de fonctionnement d’ITER ou ceux des systèmes de pompage cryo. L’usine de production du froid, 75 kW à 4,5 K par liquéfaction d’hélium et 600 kW à 80K par liquéfaction d’azote, utilise 25 compresseurs et 35 MW de puissance électrique : c’est donc une installation exceptionnelle par sa taille, mais aussi par les exigences techniques de son fonctionnement (nombreux circula- teurs d’hélium à température cryogé- nique) ; REE N°4/2016 49 Le projet ITER la distribution de puissance élec- trique est réalisée à partir d’une connexion sur le réseau 400 kV (déjà utilisée à Cadarache pour Tore Supra) : elle comprend un réseau classique de charge quasi permanente d’environ 120 MW (en 22 kV - 6,6 kV - 400 V), un réseau pulsé très particulier avec des variations rapides de puissance distribuée à partir de 3x300 MVA en 66 kV pour les convertisseurs d’ali- mentation des bobines et en 22 kV pour les chauffages du plasma, et un réseau redondant à partir de die- sels pour les fonctions de sécurité de l’INB. Une contrainte particulière est imposée au réseau pulsé : malgré la grande puissance de court-circuit du réseau 400 kV, les perturbations dues aux grandes variations de puissance réactive doivent être corrigées par une compensation suivie en temps réel ; la configuration des bâtiments est associée à des besoins spécifiques : la protection du bâtiment principal vis-à-vis des séismes et la maintenance robotisée de chaque dispositif expéri- mental installé autour du plasma dans sa cellule de protection biologique. Le dispositif doit être séparé de la chambre et transporté par des robots le long de galeries menant aux cellules chaudes pour y être reconditionné, avant son retour en position initiale par les mêmes moyens robotiques ; le contrôle permanent de tous ces systèmes et la conduite de leurs modes de fonctionnement sont des éléments essentiels qui uti- lisent tous les mêmes outils logiques et numériques, mais en tirent en cas d’incident de fonctionnement des bénéfices d’autant plus grands que la compréhension des écarts au mode principal a été poussée pendant le développement du système. Les dia- gnostics du plasma, beaucoup plus nombreux, ne sont qu’en partie gérés par ces outils. Choix des paramètres d’ITER Il est bien évident que l’intégration des contraintes précédentes dans la conception des composants d’ITER n’a pas pu être faite en une seule étape. Des concepts indépendants de chaque composant important (sans néces- sairement respecter à ce stade une cohérence d’ensemble) ont d’abord été établis pour permettre leur ana- lyse mécanique et thermique détail- lée, celle des méthodes de fabrication et des contraintes d’interface géomé- trique et fonctionnelle. Ce fut le cas pendant le programme de développe- ment mentionné précédemment. Cette étape a permis d’assurer la maîtrise conceptuelle de la future installation, sa construction et son fonctionnement. Ce n’est qu’après cette étape qu’ont pu être discutés les compromis et adapta- tions nécessaires pour assurer la cohé- rence globale entre la recherche des meilleures performances plasma et la réalisation d’une qualité structurelle irré- prochable. Une dernière contrainte n’a pas été considérée jusque-là, le coût écono- mique de réalisation du dispositif. Parmi toutes les conceptions autorisées par le choix des paramètres et le niveau des contraintes mécaniques permettant de délivrer 500 MW, existe-t-il un minimum du coût ? S’il existe, est-il compatible avec la valeur de Q recherchée, avec le choix des paramètres physiques du plasma qui apparaissent conduire aux meilleures performances ? Pour aboutir à la définition d’ITER, trois types d’études paramétriques ont été menées en parallèle durant les EDA : thermique, entre sources de puis- sance (combustion D-T et chauffages auxiliaires) et pertes du plasma, défini par les valeurs moyennes des para- mètres physiques et leurs limites (avec des profils plasma hypothétiques mais plausibles), les lois d’échelle per- mettent de déterminer la température et les domaines d’obtention d’une puissance de 500 MW de combustion D-T avec Q=10 (figures 3a et 3b) ; Figure 3 a : Domaine de fonctionnement d’ITER en grisé donnant la puissance de fusion en fonction du facteur de confinement H. Ce domaine est limité, en bas, par l’accès au mode H, en haut par la pression plasma maximum et à gauche par la densité moyenne maximum. Source [3]. 50 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER employer un algorithme pour décrire une série de concepts de machine in- tégrant de manière cohérente tous les résultats des études de performance plasma et d’ingénierie précédentes. En conservant la valeur des paramètres sans dimension et variant le niveau de puissance D-T, l’algorithme conduit à des dessins du dispositif de formes sem- blables dans leur coupe transversale ; comme élément du choix, le coût éco- nomique de réalisation des machines possibles. A l’algorithme précédent, il faut ajouter une base de données des coûts de fabrication : les industriels concernés ont établi le coût de fabrica- tion de chaque composant et sa varia- tion (au moins la tendance) suivant celle des paramètres principaux du dispositif. Le nombre de composants à prendre en compte est restreint : aimants, chambre à vide et modules internes, bâtiments et puissance électrique sont les seuls déterminants (beaucoup d’autres sont constants ou ne dépendent que de la puissance totale). L’application de ces méthodes durant les EDA a permis de choisir les para- mètres géométriques d’ITER (figure 4). Une série de machines, satisfaisant les objectifs et les contraintes, a pu être dé- terminée avec un rapport d’aspect com- pris entre 2,8 et 3,6, mais dont le coût de réalisation est quasi constant dans cette gamme (la valeur haute du rapport conduit à des aimants plus coûteux et une chambre à vide équipée plus éco- nomique et l’inverse pour la valeur basse du rapport). Le choix ultime a donc été fondé sur une évaluation des avantages et des risques présentés par les deux tendances et une valeur moyenne a été retenue (la plus courante dans les toka- maks exploités à ce jour). Les figures 3a et 3b indiquent le domaine opérationnel « inductif » d’ITER-15 MA avec les paramètres de la Figure 3 b : Domaine de fonctionnement d’ITER (en blanc) dans le diagramme densité moyenne en fonction de la température électronique moyenne. Ce domaine est limité, en bleu, par l’accès au mode H, en violet par la puissance de chauffage disponible (73 MW), en orange par la pression plasma maximum et en vert par la densité limite – Source : [5]. Figure 4 : Les principaux paramètres d’ITER. Reproduction d’un tableau du rapport final (2001) qui conclut les EDA - Source [4]. REE N°4/2016 51 Le projet ITER figure 4 ; il est inclus à l’intérieur des li- mites associées aux valeurs moyennes des différents paramètres physiques (densité et pression du plasma, main- tien du mode H, etc.). H=1 correspond à la qualité du mode H observé dans la base de données des expériences actuelles. Mise en œuvre de la collaboration à l’échelle mondiale pour construire ITER En 2006, après une longue période d’études techniques puis de négociations sur le choix du site (voir encadré 2) les sept partenaires – l’UE qui offre le site, la Corée du Sud, la Chine, les Etats-Unis, l’Inde, le Japon et la Russie – signent un accord international, ayant valeur de trai- té chez la plupart des partenaires, pour la construction et l’exploitation d’ITER. Ce projet constitue la plus importante collaboration scientifique internationale à ce jour. La répartition de la contribution, Quelques dates-clés d’ITER 1988-1990 : phase CDA (Conceptual Design Activities), études conceptuelles. Quatre partenaires : Europe, Etats Unis, Japon et Russie. 1992-2001 : EDA (Engineering Design Activities), études d’ingénierie et d’optimisation, retrait des Etats Unis en 1998 puis retour en 2003. Acceptation du FRD (Final Design Report) par les partenaires en 2001. 2003-2005 : La Chine, la Corée du Sud et l’Inde demandent à faire partie du processus ITER. 2006 : Signature de l’accord ITER par les sept partenaires après de longues négociations pour le choix du site ; les agences domestiques se constituent dans les pays partenaires (à Barcelone pour l’UE). L’équipe centrale s’installe sur le site de construction à Cadarache. 2010 : Les bulldozers commencent à préparer le site. 2015 : Le conseil ITER adopte le plan d’action du nouveau directeur général recadrant l’organisation dans une structure de projet. 2025 : Date estimée du premier plasma, début de l’exploitation. Encadré 2. Figure 5 : Répartition entre les différents partenaires des fournitures en nature pour la construction du complexe ITER. Elles constituent environ 90 % du coût total. Le reste, en particulier l’assemblage, est attribué à l’équipe centrale dont les bureaux sont installés à Cadarache – Source : ITER. 52 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER exprimée en fraction de la valeur totale de la construction, est de 46 % pour l’UE et de 9 % pour les six autres parte- naires. Environ 90 % de cette valeur doit être fournie en nature (figure 5) et pris en charge par les agences domestiques constituées par les partenaires. Les élé- ments de haute technologie, comme ceux qui interviennent dans la construc- tion des aimants supraconducteurs, sont souvent partagés entre plusieurs parte- naires, ce qui donne lieu à des interfaces complexes. L’équipe centrale dont les bureaux sont installés à Cadarache est en charge des spécifications techniques, de la sû- reté, des normes de qualité, de l’intégra- tion et de la coordination de l’ensemble, de l’assemblage et de l’installation et, plus tard, de l’opération. La France intervient à deux niveaux, d’abord comme partenaire au sein de l’UE, mais aussi avec une responsabilité particulière comme pays hôte (viabilité et mise en condition du site, locaux du siège, école internationale et itinéraire d’accès au site pour convois exception- nels). Cette responsabilité est mise en application par l’agence ITER France (AIF) dont le siège est aussi à Cadarache au sein du centre du CEA. En particulier l’AIF a supervisé la création de l’itinéraire entre Fos-sur-Mer et Cadarache pour le trans- port d’éléments de taille et de poids très exceptionnels, construits par les parte- naires dans le monde entier. Cet itinéraire est maintenant pleinement opérationnel et un certain nombre de composants ont déjà été acheminés sur le site avec suc- cès. Le choix de Cadarache comme site pour ITER doit beaucoup à l’excellence de l’environnement scientifique consti- tué par le centre du CEA et, sur le plan sociétal, par le soutien des collectivités territoriales qui contribuent à hauteur de 467 millions d’euros au coût d’ITER incombant à la France. Ce choix s’avère dès maintenant très judicieux sur le plan économique puisque, au début 2016 en- viron 51 % des contrats d’ITER et de l’AIF, soit 2,26 milliards , ont été passés aux entreprises françaises dont la majorité se trouve en région PACA. Une vingtaine de ces entreprises ont déjà créé plus de 400 emplois. Débuts difficiles de l’orga- nisation mais création d’une nouvelle dynamique Les engagements pris par la France ont été réalisés en temps et en heure. Cependant, au niveau international, la mise en place d’une structure de projet efficace a demandé beaucoup plus d’efforts et de temps que prévu. Initialement, l’équipe centrale a été constituée davantage comme une orga- nisation où les cadres supérieurs repré- sentent leur pays d’origine que comme une équipe recrutée pour sa compé- tence technique et dévouée à la seule réussite du projet. Les relations entre les différentes équipes de l’organisation étaient trop complexes et formelles ; l’intégration et la coordination des dif- férents éléments du projet n’étaient pas assurées. Ces manques ont été signalés par plusieurs évaluations externes et, en Figure 6 : Vue aérienne du site prise en avril 2016 – Source : ITER. REE N°4/2016 53 Le projet ITER 2015, d’importantes modifications ont été apportées à l’organisation générale pour pallier ces manques. Le directeur général est maintenant pleinement in- vesti de la responsabilité technique de l’ensemble du projet ; il dispose d’un fond de réserve pour imprévus tech- niques ; il peut choisir ses directeurs selon des critères de compétence pour le poste et a la possibilité de créer des équipes de projet pour les réalisations qui exigent une intégration poussée entre l’équipe centrale et celles des agences domestiques. Depuis que ces changements ont été mis en place, une nouvelle dynamique est observée qui évite les blocages et conduit à l’accélé- ration de la construction. Etat d’avancement du projet Les cinq articles qui suivent celui-ci dans le présent dossier décrivent les ins- tallations et composants majeurs d’ITER, leurs aspects innovants et l’état d’avan- cement de leurs réalisations. Nous nous limiterons donc ici aux aspects généraux ou à ceux qui se trouvent sur le chemin critique. Les équipes du projet sont en place ; elles doivent s’adapter en permanence aux activités qui évoluent de la concep- tion à l’exploitation en passant par l’as- semblage et les campagnes d’essais. L’équipe centrale de l’organisation inter- nationale ITER emploie actuellement ~ 650 personnes, représentant 35 nationa- lités. Un nombre à peu près égal de sous- traitants et d’experts travaille directement pour ITER sur son site de Cadarache à Saint-Paul-lez-Durance. Dans le monde entier, le programme ITER mobilise plus de 2 000 scientifiques, ingénieurs et techniciens qui sont employés par les agences domestiques des partenaires ou par les laboratoires nationaux. En mars 2016, ITER a estimé à 40 % le degré d’achèvement des systèmes né- cessaires au début de l’exploitation, qui correspond à l’obtention d’un premier plasma prévu pour 2025 selon un calen- drier validé par le Conseil ITER de juin 2016. Cette estimation inclut l’ensemble des éléments à fournir par l’équipe cen- trale et les agences domestiques. Sur le chemin critique, on trouve la chambre à vide, les bâtiments, l’assemblage de la machine et l’installation des systèmes de support. L’aménagement du site et la con- truction des bâtiments (figure 6 et article d’Erwan Duval sur la logistique) constituent des opérations majeures placées principalement sous la res- ponsabilité de l’agence domestique européenne F4E (Fusion for Energy). C’est un chantier de 90 hectares où sur une étendue horizontale de 42 hectares seront construits les 39 bâti- ments d’ITER. Sur la figure 6, on dis- tingue en particulier : le siège de l’organisation internatio- nale et les bureaux de l’équipe cen- trale, qui sont en service depuis 2012 (bâtiment agrandi en 2014) ; le grand hall d’assemblage de la machine (60 m de hauteur et de largeur, 97 m de longueur) où deux ponts roulants pouvant lever simulta- nément 750 tonnes chacun, sont en cours d’installation ; le complexe tokamak (90 m x 130 m) qui, une fois construit, atteindra 77 m de haut. Il comporte trois bâtiments mitoyens partageant les mêmes fon- dations : le hall réacteur, celui des dia- gnostics et l’usine de recyclage tritium. Il repose sur 493 patins antisismiques placés entre deux radiers de 1,5 m d’épaisseur chacun ; l’atelier cryostat construit par l’agence domestique indienne responsable de la fabrication du cryostat (hauteur 30 m, diamètre intérieur de 28 m) qui sera la chambre à ultra vide la plus grande jamais construite (16 000 m3 ). L’atelier abrite désormais la base du cryostat livré sur site en décembre 2015 (figure 7) ; l’usine de fabrication des grandes bobines de champ poloïdal (8 à 24 m de diamètre) qui seront fabri- quées sur place par l'UE, sauf deux d'entre elles de plus petit diamètre. L’outillage est en cours d’installation (figure 8) ; la connexion aux lignes 400 kV, à l’origine de la distribution de l’énergie Figure 7 : Base du cryostat assemblée provisoirement en Inde et livrée en décembre 2015 – Source : ITER. 54 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER électrique sur l’ensemble du site (Cf. article de Joël Hourtoule sur la distribution électrique) qui comprend trois réseaux : l’un pourra délivrer 120 MW à variation lente, l’autre une puissance pulsée pour les besoins du tokamak qui portera la puissance totale consommée à un total de 500 MW pendant la durée du pulse (plateau de 400 s maximum initia- lement). Pendant la phase pulsée, une puissance réactive importante est engendrée ; un dispositif original doit la compenser en temps réel. Un troisième réseau redondant, alimenté par diesel, assure l’alimentation des fonctions de sécurité La vue actuelle du site ne rend bien sûr pas compte des avancées considé- rables réalisées dans les industries des agences domestiques. On notera en premier lieu que les aimants supracon- ducteurs (Cf. article de Paul Libeyre) qui constituent un coût majeur d’ITER ont atteint le stade initial de la fabrica- tion en série après avoir passé le cap des tests sur des prototypes. En parti- culier, le solénoïde central est en cours d’assemblage aux Etats-Unis et il en est de même pour la première bobine de champ toroïdal (figure 9). La fabrication industrielle de plus de 200 km de câbles supraconduc- teurs (2 800 tonnes), requis pour le système magnétique du tokamak, est une opération pratiquement terminée ; elle est de très loin la plus importante fabrication de toute l’histoire de cette industrie. C’est certainement un très grand succès de la collaboration inter- nationale qui a impliqué six partenaires d’ITER travaillant en étroite coopéra- tion. Conclusions L’objectif d’ITER est de démontrer la maîtrise scientifique et technique de l’énergie de fusion. Sa base physique s’appuie sur plusieurs décennies de recherches menées en collaboration in- ternationale étroite dans les laboratoires des pays industrialisés. Sa conception technique a démarré en 1992 par la constitution d’une équipe de projet internationale formée par quatre grands partenaires sous l’égide de l’AIEA et chargée de faire aboutir les “Engineering Design Activities”. Les résultats de ces études et la réalisation de tests et de prototypes des éléments clefs ont convaincu, en 2006, les partenaires et trois nouveaux membres, de conclure un accord ayant valeur de traité, pour construire et exploiter en commun le projet ITER. Il constitue la collabora- tion scientifique internationale la plus importante à ce jour. Après des débuts difficiles, une structure de projet plus efficace a été introduite pour relever les défis technologiques considérables que comporte un tel projet et assurer désormais un rythme de construction conforme aux attentes. En avril 2016, ITER a estimé à 40 % le degré d’achè- vement des systèmes nécessaires au début de l’exploitation qui correspond à l’obtention d’un premier plasma prévu pour 2025, calendrier approuvé par le Conseil ITER de juin 2016. Figure 8 : Les plus grosses bobines de champ poloïdal seront fabriquées sur le site par l’Europe dans ce bâtiment où on voit les outillages en cours d’installation – Source : ITER. Figure 9 : Installation pour le traitement thermique des bobines de champ toroïdal (Mitsubishi, Futami, Japon). Le traitement thermique à 650 °C dure environ 200 h dans un four à atmosphère contrôlée - Source : ITER. REE N°4/2016 55 Le projet ITER Bibliographie [1] Y. Shimomura for the ITER Central Team and Home Teams, ITER Technology R&D, Fusion Engineering and Design 55 (2001), 97 - 358. [2] ITER Physics Basis, Nuclear Fusion 39 (1999), pages 2137-2638. [3] ITER Technical Basis, ITER EDA doc series no 24, IAEA Vienna (2002) [4] Summary of the ITER final design report, ITER EDA documentation series no 22, July (2001) [5] R. J. Hawryluk & al., “Principal Physics Developments Evaluated in the ITER Design Review” Nuclear Fusion, 49, 065012 (2009). [6] Consulter le site ITER pour une mise à jour de l’avancement de la construction : https://www.iter.org/fr LES AUTEURS Robert Aymar, après les années de formation en physique des plasmas à la sortie de l’Ecole Polytechnique, a dirigé le projet Tore Supra de sa conception en 1977 jusqu’à sa mise en service en 1988 en passant par sa construction sur le site de Cadarache. Un nouveau laboratoire a été construit à cette occasion, pré- paré dans la perspective de pouvoir accueillir à proximité un futur réacteur à fu- sion nucléaire, ce qui est maintenant réalisé avec l’implantation d’ITER. Directeur de la recherche fondamentale du CEA de 1990 à 1994, puis en 1994 nommé directeur de la Collaboration internationale ITER, Robert Aymar s’est entièrement consacré jusqu’en 2003 à la définition du projet et à son approbation par les dif- férents pays participants, formalisée par l’accord international ITER signé en 2006 à Paris. Le Conseil du CERN l’a nommé en 2003 directeur général pour conduire l’organisation à terminer efficacement la construction du grand collisionneur de protons LHC. De 2008 à 2012, Robert Aymar a été l’un des 21 membres de l’“ERAB” (European Research Area Board). Il est depuis 2009 conseiller scienti- fique auprès de l’administrateur général du CEA. Bernard Bigot, ancien professeur des universités, est un physico-chimiste, spé- cialiste de l’étude quantique de la réactivité chimique, notamment par activation photonique ou catalytique. Il a participé à la création de l’Ecole normale supé- rieure de Lyon, dont il a été successivement directeur adjoint en charge des études (1983-93), puis de la recherche (1998-2000) avant d’en être le directeur (2000-2003). Il a par ailleurs été directeur général de la recherche et de la tech- nologie (1993-1997), puis directeur de cabinet (2002-2003) auprès du ministre en charge de l’enseignement supérieur et de la recherche avant d’assumer les fonctions de Haut-Commissaire à l’énergie atomique et de directeur général du CEA (Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives) entre 2003 et 2015. Il est depuis mars 2015 directeur général de ITER Organization. Jean Jacquinot : voir l’article « La fusion thermonucléaire ».