FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE

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1 FUSION PAR CONFINEMENT MAGNÉTIQUE Séminaire de Xavier GARBET pour le FIP 06/01/2009 Anthony Perret Michel Woné «La production d'énergie par fusion thermonucléaire contrôlée est un des grands défis scientifiques de ce siècle. L'utilisation d'un plasma chaud confiné par un champ magnétique est une voie prometteuse qui franchira une étape décisive avec le projet ITER en Ce grand équipement permettra de répondre à des questions encore ouvertes en physique des plasmas de fusion, notamment le contrôle des instabilités magnétohydrodynamique en régime non linéaire, le transport turbulent et l'interaction plasma paroi.» 1. LA FUSION NUCLÉAIRE Les réactions nucléaires constituent une source d énergie de première importance. Les éléments situé au dessus du fer fissionnent dans une réaction exoénergétique (par exemple l'uranium 235 avec un neutron): le noyaux d'atome lourd se sépare en plusieurs nucléides plus légers La fusion utilise elle des noyaux légers (deutérium, hélium 3, tritium...) qui s'assemblent pour donner des noyaux plus lourds. Comme on le voit sur le sur la figure 1 la fusion nucléaire permet d'apporter potentiellement plus d'énergie que la fission. Figure 1 - Energie par nucléon en fonction du numéro atomique. Plusieurs réactions de fusion peuvent être utilisées, avec leurs avantages et leurs inconvénients : Réaction Section efficace (m²) Énergie libérée (MeV) Commentaires P + P D + e réaction du Soleil D + T 4 He + n ,59 la plus facile D + D 3 He + n ,29 combustible abondant D + D T + P ,03 combustible abondant 3 He + D 4 He + P ,35 pas de production de neutrons, mais La section efficace est à relier la probabilité d occurrence de la réaction (taux de réaction = section efficace x vitesse x densité). De manière générale, la fusion nucléaire présente l avantage d éviter les réactions en chaîne qu il faut pouvoir contrôler (ce qui n est pas le cas de la fission). De plus le deutérium (combustible) est très abondant et il n y a pas de déchets radioactifs à longue durée de vie à gérer. Elle est par contre difficile à atteindre (seuil énergétique à dépasser élevé). De plus les matériaux des parois d un réacteur se retrouvent fragilisées par un bombardement intense de neutrons très énergétiques, et le tritium qui peut être utilisé doit être produit (par exemple dans la machine) ce qui pose des difficultés techniques importantes.

2 2. COMMENT ÇA MARCHE? On utilise un plasma (gaz chaud ionisé) de deutérium/tritium. Pour approcher deux molécules il faut passer par delà une barrière coulombienne de 300 kev. Seulement, la distribution maxwellienne (équilibre thermodynamique du gaz) des vitesses (couplé à l'effet tunnel) nous oblige à avoir une température T de l'ordre de kev (on mesure, par commodité la température en ev). Le critère de Lawson permet d évaluer les conditions de fonctionnement. Pour avoir plus de gain que de perte, il faut : T ~ 20 kev τ E = énergie contenue/pertes, est le temps de confinement de l énergie et doit être tel que n.τ E > m -3 s où n est la densité. Pour la fusion par confinement magnétique, τ E ~3s et n~10 20 m -3 s (les valeurs sont différentes en fusion inertielle où τ E est de l'ordre de la ns et n beaucoup plus élevée). 1. Le confinement magnétique Une particule chargée plongée dans un champ magnétique suit les lignes de ce champ (comme sur un rail) en s enroulant autour. Ainsi, le champ magnétique empêche les particules de toucher les parois, c'est pourquoi on utilise des configurations fermées (les lignes de champ forment une boucle). On utilise pour cela un solénoïde torique, (champ dit toroïdal), dont les lignes de champ sont circulaires et un champ poloïdal ajouté pour contrer la dérive induite par le seul champ toroïdal: les lignes de champ sont désormais des hélices et la particule passe autant de temps en haut qu'en bas de la chambre. Dans un dispositif de type tokamak, le champ poloïdal est généré par le fort courant induit dans le plasma qui est un excellent conducteur. Figure 2 - Trajectoires des particules chargées dans un champ toroïdal + poloïdal. 2. Un exemple : le réacteur JET (Joint European Torus) Le réacteur JET est le plus grand tokamak existant jusqu à la construction d ITER. D une dimension de près de 6m de grand diamètre pour, un volume de 60m3, il fonctionne sous un champ magnétique allant jusqu à 4T pour un courant induit dans le plasma de 5MA. Figure 3 : Schéma du réacteur JET et vue intérieure de la chambre.

3 La première réaction contrôlée de fusion entre deutérium et tritium y a été réalisée en Le JET détient aujourd hui le record d énergie produite par fusion (de l ordre de 15 MW, pour un rapport puissance produite vs. puissance injectée d environ 0,65). 3. Physique des plasmas de fusion En plus de comporter un volet d intérêt technologique et énergétique évident, les expériences de fusion nucléaire en confinement magnétique permettent d explorer des situations inédites en physique des plasmas. Équilibre du plasma Les lignes de champ magnétique (hélicoïdales) sont enroulées sur le tore. Le long de ces lignes, et grâce à la dynamique très rapide des électrons, l équilibre s obtient en un temps très court. Ainsi, les surfaces iso magnétiques (toriques) sont également les isobares et iso températures du plasma (voir figure 4). La température est d environ 200 millions de degrés au centre de la section tandis qu elle n est que de quelques milliers de degrés à la surface extérieure. Il y a également un gradient de pression dans le plasma qui est équilibré par les forces de Lorentz (en j x B), la pression étant plus élevée au centre de la section. Stabilité de l équilibre Il y a deux sources d'instabilités: les gradients de pression et de courant (magnétohydrodynamique MHD) qui peuvent mener à décharge importante (champ disruptif) si l'instabilité croît trop. Le plasma disparaît alors brutalement, conduisant à évacuer une énergie importante en un temps très court (100 MJ en 1µs!), ce qui est très douloureux pour la structure du réacteur. Une modélisation de MHD (voir figure 5) permet d estimer ces instabilités à grande échelle. Le caractère non linéaire des équations rend cependant la compréhension de la dynamique difficile (réorganisation soudaine du champ magnétique ou apparition d oscillations de relaxation), alors qu il s agit d un point critique au bon fonctionnement de la machine. La forme allongée de la section de la chambre a été designée pour optimiser la stabilité du plasma. Figure 4 - Surfaces isothermes dans le plasma. Figure 5 - Variations de température dans le plasma par rapport à l équilibre : Mesures par tomographie à rayon X et modèle théorique.

4 3. LE PROJET ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) Historiquement, l un des premiers réacteurs a été le T3 russe (juste après T1 et T2, dans les années 60). Le JET, dont la première fusion contrôlée date de 1991, permit d'atteindre une puissance reçue de l'ordre de la puissance utilisée pour chauffer pendant environ 10 secondes. Sur la figure 6, la zone Q DT = 1 est la région où le réacteur produit autant qu'il consomme (cryogénie, pompes, système de contrôle, chauffage). Il faut donc aller au-delà pour espérer produire de l énergie de manière profitable. Figure 6 - Les réacteurs pour la fusion nucléaire : la situation aujourd'hui. ITER (paramètre de Lawson m -3.s et température kev) est un réacteur Deutérium/Tritium proposé par R. Reagan et M. Gorbatchev en Les premières études ont commencé dès Il devrait produire 400 MW pendant 500s en consommant seulement 1/10 (c'est a dire 40 MW). Son coût (estimé en 2005) est d'environ 5 milliards d'euros, le site de Cadarache à été choisi le 28 Juin 2005 et les premiers essais devraient se dérouler en Il devrait produire son Tritium à l'aide d'une réaction interne à base de Lithium. Li + n He + T. Le programme ITER a pour objectif de démontrer la possibilité (sur le point scientifique et technique) d'utiliser la fusion pour produire de l énergie, mais aussi de mieux comprendre (et réagir en conséquence) les effets non linéaires sur l'instabilité d un tel plasma, ceux dus aux particules α émises, les flux de chaleur (pertes et gains dus au particules α) et d'améliorer le confinement en contrôlant la turbulence des transports au sein du plasma.

5 Figure 7 - Allure du réacteur ITER et spécifications. La figure 7 présente l allure générale du réacteur ITER tel qu il sera construit ainsi que quelques unes de ses mensurations. Avec un diamètre de plus de 12m, ITER est nettement plus grand que tout ce qui a été construit jusqu à aujourd hui. Le rapport puissance produite vs. Puissance injectée que l on espère atteindre sera est aux environs de 10, ce qui en fera le premier réacteur effectivement rentable d un point de vue énergétique. En conclusion, si la fusion nucléaire permet une plus grande sécurité (combustibles et déchets) et un gain potentiel bien plus important que la fission, elle nécessite plus de connaissance physique et technique pour pouvoir être rentable: une meilleur modélisation et optimisation (grâce à ITER) de l'intérieur du plasma, mais aussi la possibilité d'augmenter le champ magnétique, d'utiliser des supraconducteurs... SOURCES Présentation de Xavier GARBET du CEA Cadarache pour le FIP (06/01/2009) «The physics of magnetised fusion plasma». Site internet pour la fusion magnétique au CEA : Site internet pour le réacteur JET :