Les aimants supraconducteurs d’ITER

06/10/2016
Auteurs : Paul Libeyre
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2016-4:17379
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Les aimants supraconducteurs d’ITER

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76 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER Le système magnétique d’ITER Fonctionnalité La fonctionnalité du système ma- gnétique d’ITER [1] est la création de la configuration magnétique de révolu- tion caractéristique d’un tokamak, qui repose sur l’existence de deux champs magnétiques distincts : le champ toroï- dal et le champ poloïdal. Chacun de ces champs est créé par un ensemble de bobines indépendantes, chacune ayant sa propre alimentation électrique. Tous ces champs magnétiques sont de révolution ; ils doivent avoir avec une grande précision (<5 mm), le même axe vertical, qui doit être aussi celui de la chambre à vide toroïdale. Alors que le champ toroïdal est un champ statique, le champ poloïdal, est par nature pulsé ; sa fonction principale consiste à induire un courant électrique de plusieurs mégaam- pères dans le plasma et à contrôler l’équi- libre mécanique et la forme du plasma. La configuration magnétique dépend de la valeur d’un certain nombre de para- mètres (Cf. l’article sur le projet ITER de Robert Aymar & al.) : les choix effectués pour ITER déterminent en particulier la valeur 5,3 T du champ magnétique toroï- dal sur l’axe du plasma à R = 6,2 m, la valeur de 15 MA du courant plasma à in- duire et maintenir pendant une durée de 400 s (qui nécessite de produire une va- riation de flux magnétique de 267 Wb). En plus de cette fonction d’inducteur, le système de champ poloïdal contrôle l’équilibre et la forme du plasma par celui des courants dans une série de bobines de révolution à axe vertical positionnées près de la surface tout autour du tore de plasma à l’extérieur de la chambre à vide, à l’exception d’une paire de bo- bines coaxiales en cuivre, refroidies par eau pressurisée, qui, dans la chambre à vide et plus proches du plasma, assure- ront l’équilibre vertical souvent instable du plasma. Le fonctionnement de la machine suit le cycle décrit dans l’article introduc- tif de Jean Jacquinot. Pour bénéficier du maximum de variation du flux magné- tique, il est prévu de charger la bobine d’induction avec son courant maximum circulant dans un sens donné, puis de décharger cette bobine et de la charger ensuite au maximum avec le courant cir- culant en sens inverse. Il en résulte donc que pour chaque cycle plasma, deux cycles de chargement – déchargement se succèdent. Les 30 000 cycles plasma prévus se traduisent donc par 60 000 cycles machine. Conception La conception du système magné- tique repose sur quelques principes simples pour la mise en œuvre des choix effectués pour définir le projet ITER (Cf. article Aymar). Le premier principe est que les forces électromagnétiques de révolution soient autosupportées vis à vis de tous les types de chargement, normaux ou accidentels prévisibles. Seules les forces de gravité et celles générées lors d’inci- dents peu fréquents (les VDE, Cf. article Aymar) sont transmises à des supports extérieurs au système magnétique (l’an- neau de béton support commun des bobines et de la chambre à vide). Le second principe est la segmen- tation du système en éléments modu- laires en nombre limité, appartenant à quatre sous-ensembles à la finalité séparée (figure 1) : - bines TF) créant le champ toroïdal sta- tique ; planes identiques, en forme de D, compatible avec la forme souhaitée pour le plasma ; bobines PF) générant le système de champ poloïdal pulsé ; le solénoïde central composé de six bobines planes circulaires identiques superpo- sées ; les six grandes bobines planes circulaires réparties autour du plas- ma ; toutes ces bobines de révolution doivent avoir le même axe vertical de révolution que l’ensemble créant le champ toroïdal ; de champ magnétique transversal, Les aimants supraconducteurs d’ITER Par Paul Libeyre1 CS&CC Section Leader, Tokamak Engineering Department, Magnet Division - ITER Organization The function of the ITER Magnet System is to create the magnetic configuration characteristic of a tokamak, based on two distinct magnetic fields: the toroidal field and the poloidal field. Each of these fields is created by a set of coils, individually powered. The design of these coils relies on the application of a few basic principles, one of which is the exclusive use of superconducting material to carry the high intensity currents required. The different components of the Magnet System are the toroidal field coils, the central solenoid, the poloidal field coils, the correction coils and the feeders. The main aspects of the components design are presented as well as a summary status of their manufacturing. ABSTRACT 1 L’auteur est seul responsable des faits énoncés et opinions émises dans cet article. REE N°4/2016 77 Les aimants supraconducteurs d’ITER par paires anti-symétriques sur le bas, le haut et les côtés de la machine (six bobines BCC, six bobines TCC et six bobines SCC : Bottom, Top and Side Correction Coils) ; insérées entre les bobines TF et les bobines PF, à l’exté- rieur des bobines TF, les bobines BCC et TCC sont des bobines planes toutes identiques, en forme de haricot ; les bobines SCC sont des bobines toutes identiques en forme de selles tracées sur un cylindre ; les lignes d’alimentation attachées séparément à chacune des bobines ; chaque ligne inclut : les conducteurs alimentant électriquement les bobines, les tuyaux de circulation d’hélium super- critique pour leur refroidissement et les fils d’alimentation de l’instrumentation nécessaire au pilotage des bobines. Le troisième principe unificateur résulte de l’obligation économique d’uti- liser des matériaux supraconducteurs pour la réalisation de cet ensemble de bobines [2]. En effet, l’avantage déterminant de ces matériaux résulte de l’absence de résistance électrique lorsqu’ils sont à l’état supraconduc- teur ; si la réalisation des bobines du champ toroïdal d’ITER était envisagée en cuivre refroidi par circulation d’eau, la puissance électrique nécessaire à leur alimentation pour atteindre la même valeur de champ Presis = 2 cu JLBtR/ 0 (J, densité de courant dans le Figure 1 : Le système de champ magnétique d’ITER. 78 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER cuivre ; L, longueur d'un tour TF ; Bt, champ magnétique toroïdal sur l'axe plasma ; R, grand rayon du plasma) [3] serait de plus d’1 GW, alors que 20 MW suffisent pour le système cryo- génique de l’aimant TF supraconduc- teur. L’utilisation de ces matériaux est rendue possible en raison d’une base expérimentale et en partie industrielle existante. En effet, un premier tokamak à aimant supraconducteur de petite taille avait été construit en Russie dans les années 70, suivie par la construc- deux tokamaks utilisant des bobines su- praconductrices, l’un T15 à Moscou en Russie, l’autre Tore Supra à Cadarache en France, le premier utilisant du nio- bium-étain, le second du niobium-titane (Cf. l’encadré 1 décrivant les propriétés et l’utilisation de ces matériaux). D’autre part, le développement de l’imagerie médicale a conduit au développement industriel de la production de niobium- titane pour la réalisation des champs magnétiques statiques nécessaires. Ceci a en particulier permis la construc- tion des aimants supraconducteurs du LHC, qui utilisent ce matériau. Dans les décennies suivantes, d’autres machines de fusion magnétique ont également été construites avec des aimants su- praconducteurs (LHD au Japon, EAST en Chine, KSTAR en Corée, W7-X en Allemagne). Néanmoins, le développe- ment industriel du niobium-étain restait à faire pour permettre la production des quantités de matériau nécessaire pour le système magnétique d’ITER. Le quatrième principe de concep- tion est la limitation de la tension élec- trique induite lors de la décharge rapide des aimants à des valeurs compatibles avec la réalisation industrielle de l’iso- lation électrique (30 kV en tension d’essai). Ceci conduit à l’utilisation de conducteurs à courant élevé afin de diminuer l’inductance des bobines. Il sera ainsi possible de décharger l’éner- gie magnétique emmagasinée dans le système magnétique en quelques secondes sans pour autant excéder une tension de quelques kilovolts aux bornes des bobines. Un dernier aspect ne doit pas être négligé : il ne concerne les bobines que par le dépôt de chaleur dû à la plus ou moins grande qualité du blindage vis à vis de l’irradiation neutronique (neu- trons de la réaction de fusion D-T). Ce dépôt de chaleur à très basse tempé- rature est très pénalisant par suite du très mauvais rendement énergétique du système cryogénique, mais l’augmen- tation du blindage peut conduire à un coût supplémentaire lié à un accrois- sement de la taille de la machine ; un délicat compromis est donc nécessaire. Il en résulte que pour ITER l’irradiation directe par les neutrons de grande énergie sera trop faible pour entrainer des dommages dans les matériaux des bobines. Conducteurs La conception des conducteurs d’ITER repose sur l’utilisation de trois matériaux supraconducteurs, différents, chacun adapté au niveau de champ magnétique. Ainsi le niobium-titane (NbTi) est-il utilisé quand le champ magnétique maximum n’excède pas quelques teslas (environ 6 T à 4,5 K pour les bobines PF et CC), ainsi que Alliages supraconducteurs pour la fabrication des bobines L’alliage NbTi (à composition voisine de 50/50) est un matériau, dont la ductilité à température ambiante a été uti- lisée pour réaliser les opérations de fabrication des conducteurs. La fabrication des bobines se poursuit avec l’isolement externe, l’imprégnation éventuelle et polymérisation de résine, la préparation des connexions et les finitions externes. L’alliage Nb3Sn est très fragile et aucun des procédés pour former un conducteur ne peut lui être appliqué sans détruire ses propriétés supraconductrices. La solution adoptée pour ITER consiste à ne réaliser le matériau qu’une fois la mise en forme effectuée (procédure dite « bobinage et réaction ») ; dans les stades qui précèdent, les matériaux constitutifs demeurent ductiles et la fabrication du conducteur peut suivre les mêmes processus de fabrication que le NbTi jusqu’à la mise en bobinage définitive. Ce n’est qu’alors que l’alliage de niobium-étain est formé par la diffusion de l’étain dans le niobium pendant l’application d’un traitement thermique d’environ 200 h à 650 °C dans un four à atmosphère contrôlée. La conséquence du choix de ce processus est donc d’une part l’obligation de disposer dans la ligne de fabrication du bobinage d’un four de traitement thermique de grande taille, capable d’accueillir des éléments de bobinage complets et d’autre part de prévoir une méthode adaptée à la mise en place de l’isolation électrique après traitement thermique, pour s’affranchir de l’obligation d’utiliser une isolation thermique capable de survivre à un traitement thermique à 650 °C ; il est alors nécessaire de minimiser les déformations lors des manipulations pour appliquer l’isolation et ainsi éviter une dégradation irréversible des performances électriques du conducteur. Encadré 1. REE N°4/2016 79 Les aimants supraconducteurs d’ITER pour les lignes de distribution, alors que le niobium-étain (Nb3 Sn) s’impose pour les bobines à haut champ (CS, TF). Enfin pour l’extrémité des amenées de courant connectant les lignes de distri- bution aux alimentations électriques, un matériau supraconducteur à haute tem- pérature critique a été retenu, le Bi2223 récemment développé. Les caracté- ristiques principales sont récapitulées dans le tableau 1 et les coupes transver- sales montrées en figure 2. L’innovation principale des conduc- teurs d’ITER consiste en la fabrication in- dustrielle en très grandes quantités des brins contenant soit de l’alliage NbTi, soit du niobium et de l’étain, et une mise en œuvre spécifique dans la réalisation des différents conducteurs, puis leur bobi- nage pour la fabrication des différentes bobines (Cf. encadré 1). Les conducteurs d’ITER sont du type câble-en-conduit. Ce concept, initiale- ment développé au MIT au début des années 70, repose sur l’insertion d’un câble supraconducteur dans une gaine métallique étanche parcourue par une circulation d’hélium supercritique. Afin de disposer d’une faible perte de charge dans le conducteur et limiter la puissance cryogénique nécessaire, l’innovation introduite est celle du câble-en-conduit à double canal retenue pour l’ensemble des conducteurs (sauf pour les bobines de correction) qui disposent donc d’un canal central circulaire dont l’absence de séparation hydraulique avec la zone annulaire contenant le câble facilite les échanges thermiques et donc le refroidis- sement. Pour diminuer les pertes Joule en fonctionnement, il est nécessaire de minimiser le nombre de connexions entre longueurs supraconductrices, qui sont les sources de dégagement de chaleur. On est ainsi conduit à réaliser les plus grandes longueurs unitaires possibles de conducteur, limitées par la longueur maximum rectiligne industriel- lement réalisable, actuellement d’envi- ron 1 km. La conception des bobines d’ITER et du nombre de connexions tient compte de cette limitation. L’utilisation d’un câble comprenant un très grand nombre de brins est né- cessaire en raison de l’intensité du cou- rant de l’ordre de plusieurs dizaines de Figure 2 : Section transversale des conducteurs pour ITER. Conducteur Courant (kA) Champ magnétique maximum (T) Matériau supraconducteur TF 68 11,8 Nb3Sn CS 45 13 Nb3Sn PF 48 - 52 6,4 NbTi CC 10 6 NbTi Lignes d’alimentation 10 - 68 3,5 NbTi Amenées de courant 10 - 68 0,065 Bi2223 Tableau 1 : Conducteurs pour ITER. 80 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER kiloampères alors que les propriétés supraconductrices du matériau n’inté- ressent qu’un volume limité à l’inté- rieur des brins. De plus pour permettre le transport du courant distribué de manière uniforme entre les brins, il est indispensable que chaque brin supra- conducteur occupe statistiquement tous les points de la section transversale du câble, ce qui est réalisé par la constitu- tion de câbles multiétages torsadés. Afin de faciliter la réalisation industrielle, le câble de section transversale circulaire est tiré à l’intérieur d’une gaine métal- lique à canal circulaire préalablement assemblée, qui est ensuite compactée sur le câble. La gaine constitue alors à la fois la barrière d’étanchéité de l’hélium de refroidissement et l’élément de struc- ture vers lequel sont transférés les efforts électromagnétiques. Pour ITER, l’acier austénitique (avec addition d’azote) a été choisi comme matériau pour la gaine du conducteur, en raison de ses bonnes performances mécaniques à tempéra- ture cryogénique, sans être endommagé par le traitement thermique à 600 °C. Deux options sont possibles pour la te- nue des efforts électromagnétiques : la résistance aux forces d’éclatement par la gaine elle-même, ce qui nécessite une gaine de section transversale adaptée, ou le transfert des forces vers une structure extérieure. La première solution est celle retenue pour l’aimant de champ poloïdal (CS, PF) alors que la seconde est utilisée pour l’aimant de champ toroïdal (TF) et l’aimant de correction (CC). Fonctionnement du système magnétique Le fonctionnement d’ITER est possible après refroidissement de l’ensemble du système magnétique à la température de 4,5 K, qui est la température nomi- nale de fonctionnement. Les différents aimants ont été dimensionnés pour per- mettre une élévation éventuelle tempo- raire de température au cours du cycle de fonctionnement. La différence entre la température de fonctionnement et la température critique à laquelle le maté- riau supraconducteur perd ses propriétés supraconductrices constitue la marge en température du conducteur. C’est un pa- ramètre essentiel du dimensionnement des bobines. La marge en température a été fixée à 0,7 K pour les bobines en niobium-étain et à 1,5 K pour les bobines en niobium-titane. La première phase du fonctionne- ment consiste à établir par une montée lente (2 h) le courant nominal dans l’ai- mant TF. Une fois le champ toroïdal établi et l’injection de gaz dans l’enceinte à vide effectuée, on peut alors induire le cou- rant dans le plasma pour une décharge donnée. L’évolution programmée des courants dans les différentes bobines du système poloïdal (CS + PF) constitue ce que l’on appelle un scénario plasma. Le scénario de référence permet d’induire un courant de 15 MA dans le plasma pour une durée de 400 s. En dehors du fonctionnement nor- mal du système magnétique, il est impératif d’envisager les conditions acci- dentelles possibles. Les plus domma- geables potentiellement seraient une transition généralisée d’une bobine su- pra vers l’état normal, qui, si elle n’était pas maîtrisée, conduirait à la dissipation de l’énergie magnétique emmagasinée dans les bobines sous forme d’effet Joule et à des dommages destructifs. Il est donc indispensable de disposer d’un système de détection de transition au sein de chaque bobine permettant d’in- tervenir immédiatement en déclenchant une décharge rapide de l’énergie ma- gnétique stockée dans une résistance extérieure appropriée (Cf. la description de ce très important système de sûreté dans l’article de Joël Hourtoule). Ce système de protection doit être robuste pour ne pas se dégrader au cours du temps et suffisamment discriminant pour distinguer une transition réelle d’un effet de variation de champ magnétique dû au comportement du plasma. L’aimant du champ toroïdal Le conducteur TF de section circulaire d’un diamètre exté- rieur de 43,7 mm, est constitué d’un câble circulaire de 1 422 brins groupés en triplets (deux brins Nb3Sn, un brin Cu), inséré dans une gaine mince cir- culaire de 2 mm d’épaisseur en acier inoxydable 316LN. Il est produit en lon- gueurs unitaires de 760 m. Les bobines TF L’aimant de champ toroïdal se com- semblées pour constituer un tore de révolution. Chaque bobine se compose d’un bobinage intégré dans un boî- tier épais. Les longueurs unitaires de conducteur de 760 m sont bobinées en doubles galettes en forme de D, insérées, après traitement thermique et mise en place de l’isolation électrique, dans les gorges de plaques radiales en acier inoxydable 316LN, qui constituent le premier élément de structure méca- nique pour la tenue des efforts dans le plan. Chaque plaque radiale est ensuite enveloppée d’une isolation électrique et imprégnée de résine, afin de constituer un sous-ensemble du bobinage. Ces sous-ensembles sont ensuite assemblés les uns aux autres par des connexions électriques afin de constituer le bobi- nage. Après assemblage le bobinage est enveloppé d’isolation masse puis imprégné de résine époxy, ce qui après polymérisation permet de constituer un ensemble rigide pourvu d’une robuste isolation électrique (la figure 6 présente l’état du bobinage de la première bobine à ce niveau de fabrication). Néanmoins, le bobinage ainsi réalisé ne présente pas une rigidité suffisante pour résister aux forces de torsion en- REE N°4/2016 81 Les aimants supraconducteurs d’ITER gendrées sur l’aimant de champ toroïdal par l’interaction avec le champ poloïdal. Il est donc intégré dans un boîtier rigide en acier inoxydable 316LN et les bobines TF ainsi achevées sont liées les unes aux autres par l’intermédiaire d’un système de goupilles isolantes. Le tore ainsi constitué peut résister aux efforts de torsion autour de son axe vertical. Les forces centripètes sur chaque bobine, dues à l’action du champ toroïdal seul, sont équilibrées par la constitution d‘une voûte avec les nez des bobines TF en contact ; il en résulte une compression toroïdale élevée, néces- sitant un épaississement significatif de la virole externe du boîtier des bobines pour obtenir des contraintes acceptables dans les matériaux. Le solénoïde central (CS) Le conducteur CS Le conducteur CS, conçu pour trans- porter un courant de 45 kA à 4,5 K et un champ maximum de 12 T, ou 40 kA à 4,5 K et un champ maximum de 13 T, est de section carrée (49 mm x 49 mm). Il est constitué d’un câble circulaire de 3 en cuivre), inséré dans une gaine épaisse en acier inoxydable JK2LB. Cet alliage à haut manganèse, dont la tenue en fatigue après traitement thermique reste élevée, a été développé au Japon spécialement pour cette application. Le conducteur est produit en longueurs de 900 m. Les bobines et la structure du solénoïde central Le solénoïde central se compose d’un ensemble de six bobines identiques, cir- culaires et superposées, insérées dans une structure mécanique (figure 3). Figure 3 : Le solénoïde central d’ITER. 82 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER Comme décrit précédemment, la gaine du conducteur a été dimensionnée pour résister aux forces d’éclatement. Néanmoins, au cours d’un scénario plas- ma, il peut arriver que les courants des différents modules (figure 4) soient de directions opposées, créant des forces répulsives entre modules dans la direc- tion verticale. Il s’avère donc impératif de disposer autour des modules d’une structure suffisamment solide pour les maintenir au contact les uns des autres en exerçant une pré-compression verti- cale. Cette structure est subdivisée en neuf sous-ensembles identiques, régu- lièrement espacés autour des modules et centrés sur les bobines TF ; ils re- posent sur un support fixé à ces bobines et le poids de l’ensemble du CS est ainsi supporté par l’aimant TF. Cette structure modulaire est réalisée en acier XFM-19 (Nitronic 50), acier au manganèse à haute résistance mécanique. Chaque bobine CS est constituée de 40 galettes de conducteur de 14 tours chacune. Comme il n’est pas possible de réaliser en une seule longueur la totalité du conducteur nécessaire pour une bobine, chacune est constituée d’un assemblage de six hexa-galettes et d’une quadri-galette. Les bobines du champ poloïdal Le conducteur PF Les six bobines de champ poloïdal utilisent le niobium-titane comme maté- riau supraconducteur ; trois conducteurs spécifiques sont utilisés (tableau 2). Les bobines PF Leurs principales caractéristiques sont résumées dans le tableau 3. Compte-tenu des grandes dimensions de ces bobines, il n’est pas possible de réaliser des galettes à partir d’une seule longueur de conducteur ; la technique de bobinage utilisée est celle de deux conducteurs-en-main. Les bobines sont tenues par une série d’étriers, qui servent à leur fixation sur des supports installés sur les bobines TF. La résis- tance aux efforts électromagnétiques d’éclatement est exercée par la gaine du conducteur. L’aimant de correction CC un conducteur de 10 kA en en alliage Figure 4 : Evolution des courants dans les modules du solénoïde central. Bobine Nombre de brins supraconducteurs Diamètre câble (mm) Dimensions externes (mm) Courant (kA) PF1 PF6 1440 37,7 53,8 x 53,8 48 PF2 PF3 PF4 720 35,3 51,9 x 51,9 50 PF5 1152 35,3 51,9 x 51,9 52 Tableau 2 : Conducteur des bobines PF. Bobine Rayon moyen (m) largeur (m) Hauteur (m) Nombre total de tours Inductance propre (H) Masse totale, avec structure (t) CS (1 module) 1,687 0,740 2,093 553 0,795 1040 (6 modules + structure) PF1 3,943 0,959 0,984 249 0,708 161 PF2 8,285 0,780 0,715 115 0,474 182 PF3 11,992 0,696 0,954 186 1,86 387 PF4 11,963 0,638 0,954 170 1,565 360 PF5 8,391 0,813 0,954 217 1,562 313 PF6 4,334 1,559 1,108 459 2,394 305 Tableau 3 : Bobines CS et PF (dimensions à 4 K hors isolation). REE N°4/2016 83 Les aimants supraconducteurs d’ITER niobium-titane. Il est constitué d’un câble de 300 brins NbTi, inséré dans une gaine épaisse en acier inoxydable 316LN. Les bobines CC sont constituées de trois jeux de six bobines. Connectées et alimentées par paires, de manière antisymétrique, elles sont constituées d’un bobinage inséré dans un boîtier en acier 316LN. Elles sont toutes équipées d’étriers permettant leur fixation sur les bobines TF. Les lignes d’alimentation Les conducteurs MB et CB Toutes les lignes d’alimentation sont équipées de conducteurs en niobium- titane, de conception similaire à celle qui est utilisée pour les bobines PF et de section circulaire (tableau 4). Les lignes d’alimentation Les lignes d’alimentation comprennent au total 31 unités, 26 reliant les ame- nées de courant aux différentes bobines du système magnétique (figure 5). Les amenées de courant, assurant la tran- sition entre les busbars à température ambiante et les busbars à température cryogénique, sont réalisées à l’aide de supraconducteurs à haute température critique, ce qui permet d’économiser 1,5 MW sur 3 MW de la puissance cryo- génique qui serait nécessaire dans le cas d’amenées de courant convention- nelles [4]. Etat d’avancement de la fabrication des aimants En mai 2016, l’état d’avancement de la construction du système magnétique est le suivant : Conducteurs Conducteur TF : production réalisée à 92 % Conducteur CS : production réalisée à 37 % Conducteur PF : Type Nombre de brins supraconducteurs Diamètre conducteur (mm) Longueur (m) Courant maximum (kA) MB (TF, CS, PF) 900 44,5 30 - 40 68 CB 324 22,0 30 - 40 10 Tableau 4 : Conducteurs des lignes d’alimentation. Figure 5 : Les lignes d’alimentation du système magnétique. 84 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER production réalisée à 46 % Conducteur CC : Conducteur MB : production réalisée à 100 % Conducteur CB : production réalisée à 100 % Bobines Bobines TF : 1ère bobine prête à être insérée dans son boîtier épais (figure 6) ; Bobines CS : maquette de module en cours d’assem- blage (connexion des hexa-galettes avant traitement thermique) (figure 7) ; Bobines PF : qualification en cours des procédés de Bobines CC : modèle de bobine BCC avec isolement externe terminé (figure 9). Références [1] N. Mitchell, A. Devred, P. Libeyre, B. Lim, F. Savary & al., The ITER Magnets: Design and construction status, IEEE Transactions on Applied Superconductivity, vol. 22, n° 3, June 2012, p. 4200809. [2] J.L. Duchateau, B. Turck, P. Komarek “The history of Fusion magnet development” in 100 Years of super- conductivity. Edited by Host Rogalla, Peter H. Kes. CRC Press Taylor &Francis Group. 2012. [3] J.L. Duchateau, “Prospective sur les réacteurs de fusion supracon- ducteurs“, Présenté aux 11e journées de Cryogénie et supraconductivité Aussois 10-22 Mai 2015. [4] R. Wesche & al., “Design of high- temperature superconductor current leads for ITER”, Fusion Engineering and Design 82 (2007) 1385-1390. Figure. 6 : 1er bobinage TF après imprégnation de résine - Source : Courtoisie ASG. Figure 7 : Assemblage de la maquette de module CS - Source : Courtoisie General Atomics. Figure 8 : Bobinage d’un modèle de bobine PF. Source : Courtoisie Efremov. Figure 9 : Modèle de bobinage BCC après imprégnation - Source : Courtoisie ASIPP. L'AUTEUR Paul Libeyre, à la suite de ses études à l’Ecole centrale Paris, a du département de recherches sur la fusion contrôlée (DRFC) du CEA successivement à la conception, au développement, au suivi de fabrica- tion, aux essais et à la mise en ser- vice des bobines supraconductrices de champ toroïdal du tokamak Tore Supra, construit à Cadarache. Il a en- suite, de 1990 à 1992, contribué à la conception d’une bobine modèle dans le cadre du projet européen NET. Puis, de 1992 à 2002, après en avoir conduit la conception, il a suivi le développement, la fabrication et les essais de la bobine modèle du champ toroïdal d’ITER dans un cadre européen. Devenu responsable du groupe Aimants du DRFC, il rejoint ITER Organization en 2006, où il assure depuis cette date, dans la division Magnet, la direction de la section CSCC, en charge de l’appro- visionnement et de la préparation de l’installation du solénoïde central et des bobines de correction d’ITER.