L énergie de fusion, alimentant les étoiles depuis leur naissance et permettant la vie sur Terre.

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1 L énergie de fusion, alimentant les étoiles depuis leur naissance et permettant la vie sur Terre. Dans la région la plus active de notre univers proche, Hodge 301, un nuage d étoiles brillantes et massives, se situe à l intérieur de la nébuleuse de la Tarentule dans notre voisinage galactique, le Grand Nuage de Magellan. 1

2 La réaction de fusion Représentation artistique de la réaction de fusion du deutérium-tritium Les noyaux atomiques légers peuvent fusionner, produisant ainsi des noyaux plus lourds et libérant de l énergie dans le processus. Parmi les noyaux des isotopes d hydrogène susceptibles de permettre le plus facilement la réaction de fusion, ceux du deutérium et du tritium, sont projetés les uns contre les autres à hautes températures, fusionnent et produisent de l hélium et un neutron. L énergie produite à partir de la même quantité de matière est de quelques 8 millions de fois celle produite par la combustion du pétrole. 1 combustion du charbon 29,3 milles J/g 2 combustion du pétrole 42,8 milles J/g 3 fission de l uranium 82,1 milliards de J/g 4 fusion (deutérium-tritium) 336 milliards de J/g 2

3 Conditions de la fusion Plasma dans l expérience START Les réactions de fusion se produisent seulement lorsque les noyaux atomiques interagissants ont une énergie suffisante pour vaincre leur répulsion électrique. Cela exige des températures de plusieurs millions de degrés. Dans ces conditions, les atomes perdent leurs électrons et la matière se transforme en un gaz de particules électriquement chargées connu sous le nom de plasma. Afin de pouvoir utiliser la fusion pour produire de l énergie, 3 différents paramètres touchant le plasma doivent atteindre des valeurs appropriées. La densité suffisante du plasma doit être maintenue à la température nécessaire avec un isolement suffisamment élevé. Dans une réaction de fusion deutérium-tritium, une production nette d énergie exige typiquement des températures autour de 100 millions de degrés et une densité égale à un millionième de celle de l air. 3

4 Sphère de plasma L électrode centrale est alimentée par un circuit oscillant produisant un champ électrique qui transforme le gaz à basse pression contenu dans la sphère en un plasma. Les molécules excitées du plasma produisent des décharges de foudre. Lorsque vous posez vos doigts sur la sphère, vous modifiez le champ électrique et des filaments lumineux se déplacent sous vos doigts. Essayez! 4

5 La fusion sur Terre L objectif de la recherche sur la fusion est de reproduire les processus de fusion sur Terre afin de produire de l électricité à l avenir. Deux lignes directrices de recherche sont en cours d exploration dans des laboratoires à travers le monde : le confinement magnétique et la fusion inertielle. L objectif est de comprendre les propriétés du plasma et de définir la technologie la plus efficace pour l énergie de fusion. Dans le confinement magnétique, le plasma est créé dans une enceinte sous vide, et maintenu loin des parois par des champs magnétiques puissants. Le plasma est formé de particules chargées qui suivent les lignes du champ magnétique en boucles fermées. Diagramme schématique du confinement magnétique du plasma. Le plasma est maintenu loin des matériaux environnants par des champs magnétiques puissants produits par des bobines externes. Une fois que le processus de fusion commence, une grande quantité de noyaux de deutérium et de tritium sont brûlés en hélium et en neutrons, produisant ainsi une grande quantité d énergie! Les neutrons transportent la majeure partie de cette énergie hors du plasma. Un chauffage externe, obtenu par des micro-ondes ou des faisceaux de particules, est nécessaire pour produire des réactions de fusion suffisantes. L hélium peut aussi chauffer le plasma, contribuant ainsi à entretenir la réaction. Vision d artiste des étapes d une réaction de fusion à confinement inertiel. 5

6 Deux catégories principales de machines expérimentales utilisent ce type de confinement : le tokamak et le stellarateur. D autres configurations magnétiques sont également en cours d investigation : la striction à champ inversé et le tokamak sphérique. Dans la fusion inertielle, une petite boulette (~1 mm de diamètre) de combustible de fusion gelé est comprimée par la force d inertie d un faisceau laser à haute puissance ou par des faisceaux de particules convergeant simultanément sur la cible. De cette manière, la température et la pression au cœur de la boulette augmentent jusqu au point où beaucoup plus d énergie est libérée par la fusion que celle fournie par les faisceaux. 6

7 Le tokamak Diagramme schématique du tokamak Il est fondé sur une conception russe connue sous le nom de tokamak qui signifie chambre toroïdale avec bobines magnétiques". Dans un tokamak, le plasma est produit dans une enceinte en forme d anneau (ou tore), et est maintenu loin des parois de l enceinte par les champs magnétiques appliqués. Le confinement tokamak est obtenu par une combinaison :- d un champ toroïdal produit par les bobines externes entourant l enceinte d un champ poloïdal induit, à la fois intérieurement par le courant parcourant le plasma, et extérieurement par des bobines disposées en périphérie de l enceinte. Les champs toroïdaux et poloïdaux s ajoutent mutuellement, et il en résulte une structure magnétique torsadée ou hélicoïdale. Le courant principal induit dans le plasma contribue aussi à son chauffage. Le plasma est produit typiquement par décharges. Jusqu à présent, le tokamak a obtenu les meilleurs résultats de tous les schémas de confinement magnétique. 7

8 Le stellarateur 1. Diagramme schématique du stellarateur 2. Bobines de la machine Wendelstein-7X, en construction à Greifswald, Allemagne Le stellarateur est également fondé sur le principe du confinement magnétique. Les champs toroïdaux et poloïdaux sont purement fournis par un système complexe de bobines externes. La combinaison de ces champs se traduit par un champ magnétique torsadé. Aucun courant intense ne traverse le plasma. Cela présente l avantage de garder le plasma dans un état calme pendant un long moment et de ne créer que peu d instabilités du plasma. 8

9 Le Joint European Torus (JET) Paramètres du JET Rayon externe du plasma 2,96 m Rayon interne du plasma 2,10 m (vertical) 1,25 m (horizontal) Durée de l impulsion 20 s Volume du plasma m 3 Température du plasma plus de 100 millions de C Champ magnétique toroïdal 3,45 T Courant de plasma 4,8 MA Puissance supplém. de chauffage 25 MW Le JET est l expérimentation de fusion la plus vaste au monde, capable d utiliser un mélange de combustible de deutérium et de tritium. Le projet a été lancé en 1973 dans le cadre d une collaboration européenne commune pour démontrer la faisabilité scientifique de la fusion. Il a commencé à fonctionner en 1983 et a été le premier site au monde à obtenir une production d énergie de fusion contrôlée (près de 2 MW) avec un mélange de deutérium-tritium expérimental en En 1997, lors d une campagne expérimentale réussie, le JET a produit 16 MW, ce qui constitue la puissance de fusion a plus importante enregistrée à ce jour. La puissance de fusion obtenue était de 65 pourcents de celle requise pour chauffer le plasma. Le JET a aussi joué un rôle prépondérant dans les progrès technologiques de la fusion. Des systèmes évolués comme la télé-manipulation, les composants en présence du plasma, la manipulation du tritium et des systèmes de diagnostiques ont été testés avec succès sur le JET. Les données obtenues à 9

10 partir du projet JET ont constitué la base pour la mise au point de l étape suivante en direction de l énergie de fusion: le réacteur ITER. L intérieur du tokamak JET à Culham, Royaume-Uni. 10

11 Questions et réponses Quelle est la différence entre la fusion et la fission nucléaire? Dans le processus de fission, un atome lourd comme l uranium se divise en plusieurs fragments plus légers. Une réaction de fission peut débuter lorsqu un atome lourd est frappé par un neutron, et le processus libère d autres neutrons et de l énergie. Dans le processus de fusion, deux noyaux d atomes légers fusionnent ensemble pour former un noyau plus lourd, en libérant de grandes quantités d énergie. La fusion est la source d énergie du soleil et des étoiles, et fournit la chaleur qui maintient la vie sur Terre. Tous les éléments existants ont été formés à l origine par le processus de fusion. Qu est ce qu un plasma? Le plasma est le quatrième état de la matière. Dans un plasma, les atomes ou les molécules ont perdu une partie de leurs électrons, formant ainsi un gaz de particules chargées. Il existe différentes sortes de plasmas. Le soleil est un plasma et la plupart de l espace interstellaire et intergalactique est rempli de plasma très dilué. Les flammes très chaudes, les lampes d éclairage fluorescentes, les décharges de foudre et les plasmas de fusion sont d autres exemples. Par comparaison aux solides, aux liquides et aux gaz, les plasmas ont des propriétés particulières, car ils peuvent conduire l électricité et réagir aux champs électriques et magnétiques. Pourquoi des températures aussi élevées sont-elles nécessaires pour la fusion? Les noyaux atomiques se repoussent mutuellement en raison de leur charge électrique positive. Pour qu ils puissent vaincre ces forces de répulsion et 11

12 fusionner, ils doivent entrer en collision à très haute vitesse. C est la raison pour laquelle la fusion ne peut se produire qu à de très hautes températures. Pourquoi le fusion contrôlée est-elle si difficile à obtenir? La température requise pour la fusion sur Terre est d environ 100 millions de degrés. A cette température, les particules de plasma tendent à s envoler à grandes vitesses et dans toutes les directions. Construire un dispositif capable de confiner le plasma chaud à la densité et au niveau d isolement requis constitue un énorme défi. De l énergie nette de fusion a-t-elle déjà été produite? Pas encore! Les réacteurs tokamak les plus grands actuellement en service ont produit de l énergie de fusion notable sous forme de décharges de quelques secondes, démontrant ainsi la faisabilité scientifique de l énergie de fusion. En revanche, c est encore trop peu. ITER, qui aura une taille double de celle des réacteurs de fusion actuels les plus grands, produira une énergie nette de fusion pour la première fois. Qu est ce que le facteur Q? Un réacteur de fusion fonctionne comme un multiplicateur d énergie, produisant Q fois l énergie d entrée. Q = énergie de sortie/énergie d entrée. Les expériences actuelles peuvent fonctionner jusqu à Q = 1. ITER fonctionnera avec Q =

13 Faire d un rêve une réalité Les précurseurs 1929 Berlin (Allemagne) Prédiction théorique de la fourniture possible de grandes quantités d énergie par la fusion de noyaux d atomes légers Cambridge (Royaume-Uni) Des réactions de fusion nucléaire sont produites expérimentalement, et leur énergie libérée est mesurée Ithaca (Etats-Unis) Théorie physique décrivant les processus de fusion nucléaire 1947 Londres (Royaume-Uni) Premier plasma avec un courant de quelques kilo ampères créé à l Imperial College dans une enceinte sous vide en verre de forme torique. L aube des programmes de recherche 1951 L Argentine proclame avoir obtenu une fusion nucléaire contrôlée avec le projet Huemul. En réponse, des programmes de recherche discrets sont menés aux Etats- Unis, au Royaume-Uni et en Russie. 13

14 Princeton (Etats-Unis) La fusion contrôlée du projet Matterhorn débute avec un dispositif de confinement magnétique appelé Stellarateur. Laboratoire National de Los Alamos (Etats-Unis) Le projet Sherwood débute avec des dispositifs de confinement à striction magnétique. Moscou (Russie) Un dispositif de confinement magnétique, appelé tokamak, est en cours de développement à l Institut Kurchatov Laboratoire National Lawrence Livermore (Etats-Unis) La recherche sur la fusion civile débute par l exploitation de machines à miroirs magnétiques Harwell (Royaume-Uni) Début du fonctionnement de l Ensemble Toroïdal à Zéro Energie (ZETA), une machine à striction circulaire. Début de la collaboration internationale 1956 Harwell (Royaume) La recherche russe sur la fusion est présentée à des scientifiques britanniques Genève (Suisse) A la Conférence Atomes pour la Paix, des scientifiques américains, britanniques et russes partagent des résultats de recherche sur la fusion précédemment classés top-secrets. Harwell (Royaume-Uni) Des expériences réalisées avec le ZETA produisent des plasmas à des températures de 5 millions de degrés Culham (Royaume-Uni) Un laboratoire de recherche déclassifiée sur la physique des plasmas est ouvert Moscou (Russie) Le tokamak T-3 atteint des températures de 10 millions de degrés et des temps de confinement de 20 ms, multipliant par dix les conditions qui étaient attendues par le reste de la communauté scientifique travaillant sur la fusion. Des scientifiques occidentaux sont témoins de l expérience et vérifient les résultats 14

15 L ère tokamak 1970 Des réacteurs tokamak sont construits en Europe, au Japon, en Russie et aux Etats-Unis Princeton (Etats-Unis) Début du fonctionnement du tokamak Princeton Large Torus. Moscou (Russie) Début du fonctionnement du tokamak T-10. Début de la phase d étude du JET, le Joint European Torus 1974 Développement de l axe de recherche sur la "striction à champ inversé" dans plusieurs pays. Laboratoire National d Oak Ridge (Etats-Unis) Le tokamak Ormak atteint des températures d ions de 20 millions de degrés à l aide de faisceaux neutres Princeton (Etats-Unis) Le Princeton Large Torus atteint une température de plasma de 82 millions de degrés Le projet JET reçoit le feu vert de la Commission Européenne. Le site choisi est celui de Culham, Royaume-Uni. Grandes réalisations et grands résultats 1982 Cadarache (France) Début de la construction du tokamak Tore Supra avec des aimants supraconducteurs. Princeton (Etats-Unis) Le Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) produit son premier plasma le 25 Décembre Culham (Royaume-Uni) Le JET est terminé dans le temps et avec le budget impartis. Les premiers plasmas sont obtenus. Cambridge (Etats-Unis) Le tokamak compact Alcator du MIT atteint les conditions de confinement et de densité nécessaires à la fusion, mais à basses températures Livermore (Etats-Unis) L expérience Tandem Mirror est terminée. Naka (Japon) Le tokamak JT-60 est terminé. Les premiers plasmas sont obtenus. 15

16 1988 Début de la phase d étude conceptuelle du Réacteur Expérimental Thermonucléaire International (ITER), successeur des TFTR, JET et JT-60 L Europe, le Japon, la Russie et les Etats-Unis y participent. La phase d étude du projet se termine en Cadarache (France) Le premier plasma est produit dans le Tore Supra. Princeton (Etats-Unis) Le TFTR atteint des températures de plasma jusqu à 300 millions de degrés Culham (Royaume-Uni) Première production d énergie de fusion contrôlée au monde. Début de l expérience de fusion du tokamak START. Records et mise en forme d ITER 1992 Début de la phase d étude d ingénierie d ITER. L Europe, le Japon, la Russie et les Etats-Unis y participent. Cette phase se termine en Culham (Royaume-Uni) Le JET produit des plasmas confinés durant jusqu à 1,4 s 1993 Padoue (Italie) Expériences sur la machine à striction à champ inversé RFX. Princeton (Etats-Unis) Le tokamak TFTR produit une puissance de 10 mégawatts lors d une réaction de fusion contrôlée Cadarache (France) Un record est atteint par le Tore Supra : une durée de plasma de deux minutes avec un courant de près d 1 million d ampères. Garching (Allemagne) La construction du stellarateur Wendelstein 7X avec des aimants supraconducteurs est acceptée Culham (Royaume-Uni) Le JET produit une puissance de fusion de 16 MW le record actuel, avec un facteur d amplification de fusion de 0, Naka (Japon) Le tokamak JT-60 produit un plasma cisaillé inversé à hautes performances avec un facteur d amplification de fusion équivalent de 1,25 record mondial actuel. 16

17 1999 Les Etats-Unis se retirent du projet ITER. Culham (Royaume-Uni) Le Mega Amp Spherical Tokamak (MAST), successeur plus puissant du START, commence à fonctionner Début de la réunion des négociations concernant la mise en œuvre conjointe d ITER. Y participent le Canada, l Union Européenne, le Japon et la Russie. L Union Européenne propose Cadarache en France et Vandellòs en Espagne comme sites candidats d ITER, alors que le Japon propose Rokkasho 2003 Les Etats-Unis rejoignent le projet ITER. La Chine et la République de Corée rejoignent également le projet, mais la Canada se retire Juin Après les négociations finales entre l UE et le Japon, les partenaires d ITER choisissent Cadarache comme site d expérimentation L Inde rejoint le projet ITER Mai L accord international d ITER est signé. Fin 2006 Cadarache (France) Début de la construction d ITER Création d agences nationales dans l UE : engagement conjoint européen pour ITER & pour le développement de l énergie de fusion ou Fusion for Energy (F4E) 2008 Début de la construction d ITER *1929 Première page de l article de R.d E. Atkinson et F.G. Houtermans sur la fusion nucléaire alimentant les étoiles *1939 Première page de l article de H.A. Bethe développant la théorie de la fusion nucléaire *1947 Brevet déposé par G. Paget Thomson et M. Blackman pour un appareil destiné à produire des réactions thermonucléaires *1951 Lyman Spitzer, pionnier de la fusion à Princeton avec son premier stellarateur 17

18 *1954 Appareil à striction ZETA à Harwell *1958 La délégation allemande à la conférence Atomes pour la Paix de 1958 se tenant autour de la présentation de la machine expérimentale russe "Ogra" *1962 Vue aérienne du laboratoire de Culham *1968 Le tokamak T-3 tokamak de l Institut Kurchatov de Moscou *1973 Le Princeton Large Torus *1973 Gros plan sur le tokamak T-10 de l Institut Kurchatov de Moscou *1974 Striction à champ inversé éta béta à l Université de Padoue, Italie *1974 Vue générale du tokamak Ormak au Laboratoire National d Oak Ridge, Etats-Unis *1982 Le Tokamak Fusion Test Reactor à Princeton, Etats-Unis *1982 Intérieur de l enceinte du tokamak Tore Supra à Cadarache, France *1983 Entretien à l intérieur du JET, le Joint European Torus *1985 Vue générale du tokamak japonais JT-60 *1986 L expérience Miroir Tandem, Livermore (Etats-Unis) *1988 Le projet ITER *1991 Plasma à haute température dans l expérience START au laboratoire de Culham, Royaume-Uni *1993 Machine RFX de striction à champ inversé, Padoue, Italie *1996 Rendu informatique de la configuration du stellarateur Wendelstein 7X, Garching, Allemagne *1999 Le MAST à Culham, Royaume-Uni *2005 Représentation des aménagements conçus pour le site d ITER à Cadarache *2008 Travaux de terrassement d ITER à Cadarache (France) 18

19 Les expériences d aujourd hui vers le plasma à équilibre énergétique Les résultats obtenus à partir des expériences passées et présentes constituent la base scientifique et technologique de la conception d ITER. D autres recherches menées à travers le monde sur les machines spécialisées dans la fusion contribueront à explorer les questions encore en suspend, à la fois dans la physiques des plasmas et dans la technologie. Le développement des expériences en cours, et leur actualisation, est essentiel pour s approcher de la production d énergie nette par fusion et pour contribuer à la conception d une centrale électrique commerciale. Principaux laboratoires où des recherches sur la fusion sont actuellement menées - Laboratoires et universités travaillant sur la fusion - Partenaires d ITER 19

20 Les progrès de la fusion contrôlée Température au cœur du plasma (en millions de C) Produit triple de fusion - densité (particules/m 3 ) x temps de confinement (s) x température (kev) ; Concept du tokamak développé durant les années 60 1 ère génération ~ ème génération ~ ème génération ~ Multiplication des hautes énergies et déclenchement d une réaction entretenue Les étapes vers l énergie par fusion sont marquées par la réunion de trois paramètres fondamentaux du plasma nécessaires à cette fusion : la température, la densité et le temps de confinement de l énergie. Ces 3 paramètres doivent atteindre une certaine valeur afin de pouvoir générer plus d énergie issue de la fusion que celle fournie au plasma (connue sous le nom de point d équilibre énergétique). Les progrès vers la fusion sont fondés sur l amélioration de la connaissance de la physique de base des plasmas et sur le développement des technologies industrielles adaptées. Les trois paramètres ont été multipliés par 1000 en vingt ans. L énergie par fusion obtenue jusqu à présent, dans les expériences en cours, est au seuil d équilibre énergétique. ITER, l expérience de recherche internationale sur la fusion, à présent prête pour sa construction, constituera l étape suivante vers la réaction entretenue (lorsque l énergie issue de la fusion seule sera suffisante pour conserver la température du plasma). 20

21 ITER la voie vers la fusion ITER est le plus vaste projet de recherche sur l énergie de fusion et constitue l étape suivante vers une stratégie mondiale et européenne pour le développement de l énergie de fusion. Il est défini pour démontrer la faisabilité scientifique et technique de la fourniture d énergie par fusion. Dans ITER, les scientifiques étudieront des plasmas brulant dans des conditions semblables à celles que nous espérons voir dans les centrales électriques à fusion thermonucléaire. Il sera la première expérience de fusion capable de produire une énergie nette pendant une période de temps étendue. La taille de l usine d ITER sera comparable à celle d une centrale électrique à fusion thermonucléaire. La plupart des technologies clés relevant de ces centrales seront développées et testées dans un système intégré. ITER sera construit en Europe, et est prêt à être construit à Cadarache, France. Les partenaires du projet ITER sont : l Union Européenne, le Japon, la République Populaire de Chine, l Inde, la République Corée, la Fédération de Russie et les Etats-Unis. Plus de la moitié de la population mondiale est représentée. La contribution de l UE à ITER est canalisée à travers une organisation appelée Fusion for Energy, basée à Barcelone, Espagne. L UE jouera un rôle de leader dans le projet ITER et contribuera approximativement à la moitié de son coût. 21

22 L avenir Achter ITER moet een demonstratieplant DEMO de betrouwbaarheid bewijzen van fusie-energie en de bedrijfsparameters voor een commerciële fusieinstallatie fijn bepalen. Het ontwerp van DEMO zal gebaseerd zijn op de resultaten van actuele en verbeterde gespecialiseerde installaties en op de resultaten van de eerste fase van de experimenten in ITER en in IFMIF. ITER : l étape suivante Energie de fusion : 500 MW Plasma brulant pendant une logue durée DEMO Energie de fusion : 2 GW Production nette d électricité Centrales électriques à fusion thermonucléaire Electricité de fusion fournie au réseau Scheme of a fusion power plant Superconducting magnet Plasma Blanket (containing lithium) Shielding structure Heat exchanger Steam generator Turbine and generator Electric power Vacuum vessel Deuterium fuel Schéma d une centrale électrique à fusion thermonucléaire Aimant supraconducteur Plasma Couverture (contenant du lithium) Structure de blindage Echangeur thermique Générateur de vapeur Turbine et générateur Energie électrique Enceinte à vide Deutérium carburant 22

23 Diagramme schématique d un réacteur Que se passe t-il à l intérieur d une centrale électrique à fusion thermonucléaire? Le plasma se situe dans l enceinte toroïdale entourée d aimants puissants Les réactions de fusion fusionnent ensemble les isotopes d hydrogène, deutérium et tritium, produisant de l hélium et des neutrons. Les noyaux des atomes d hélium transfèrent leur énergie aux particules de plasma et maintiennent la température élevée de ce dernier. Ils sont alors retirés du plasma et stockés dans des réservoirs. La couverture se situe dans la paroi de l enceinte du plasma. Là, les neutrons réagissent avec le lithium et produisent du tritium et de l hélium. Ceux-ci sont extraits de la couverture et séparés. L hélium est stocké dans des réservoirs et le tritium est réinjecté dans le plasma comme combustible. L énergie des neutrons se déplaçant à grande vitesse est convertie en chaleur, transférée à un fluide de refroidissement. L électricité est alors produite à l aide d un générateur et d une turbine à vapeur traditionnels. plasma plasma magnets aimants blanket and heat exchangers couverture et échangeurs thermiques biological shield écran biologique 23

24 tritium+helium tritium recovery/recycle deuterium helium storage steam generator turbine/electricity generator tritium + hélium récupération/recyclage du tritium deutérium stockage de l hélium générateur de vapeur turbine/générateur d électricité 24

25 Le tokamak ITER Le réacteur ITER. L homme en bas montre l échelle. ITER est basé sur le concept du tokamak dans lequel un gaz chaud est confiné dans une enceinte en forme de tore à l aide d un champ magnétique. La grande enceinte à vide, où ont lieu les réactions de fusion, forme le cœur de la machine. Les aimants supraconducteurs d ITER confinent et contrôlent le plasma réagissant, et induisent un courant électrique en son sein. Les bobines supraconductrices fonctionnent à des températures extrêmement basses. Afin de maintenir les aimants à leur températures de fonctionnement de -269 degrés Celsius (juste quelques degrés au-dessus du zéro absolu), un très grand réservoir, désigné sous le nom de cryostat, entoure les aimants. Les parois internes de l enceinte sont protégées par une couverture qui absorbe la chaleur et les neutrons émis par le plasma. Certains modules de la couverture contiendront du lithium qui réagira avec les neutrons de la réaction de fusion pour produire du tritium, réinjecté ensuite dans le plasma et utilisé comme combustible. En bas de l enceinte, un diverteur recueille les impuretés et les particules d hélium produites par la réaction de fusion. Dans l enceintes, plusieurs ouvertures donnent accès au plasma pour le chauffage, les diagnostiques, le test de la couverture du réacteur et pour la télé-maintenance. Des prévisions établies à partir des expériences actuelles montent que pour produire de l énergie à partir de la fusion thermonucléaire, une centrale devra disposer d une quantité minimale d énergie électrique de sortie de 500 MW. 25

26 Paramètres principaux du réacteur ITER Total fusion power 500MW Energie de fusion totale 500 MW Power amplification 10 Amplification d énergie 10 Machine height 26m Hauteur de la machine 26 m Machine diameter 29m Diamètre de la machine 29 m Plasma major radius 6.2m Rayon extérieur du plasma 6,2 m Plasma minor radius 2.0m Rayon intérieur du plasma 2,0 m Plasma current 15MA Courant de plasma 15 MA On axis toroidal field 5.3T Champ toroïdal dans l axe 5,3 T Plasma volume 837m 3 Volume du plasma 837 m 3 Installed auxiliary heating 73MW Chauffage auxiliaire installé 73 MW 26

27 ITER pour des études avancées sur la physique des plasmas Le but principal d ITER dans le secteur de la physique des plasmas est de clarifier les problèmes scientifiques en suspend concernant le fonctionnement optimal d une centrale électrique à fusion thermonucléaire. Parmi les problèmes les plus importants, on trouve la compréhension et la réduction des instabilités du plasma pouvant provoquer un transport d énergie et de particules indésirable. Un scientifique travaillant sur une expérience sur les plasmas ITER sera le premier réacteur à fusion fonctionnant avec un plasma combustible". Cet état est atteint lorsque les noyaux d hélium produits lors du processus de fusion et piégés par le champ magnétique, transfèrent leur énergie au plasma, contribuant ainsi à maintenir sa chaleur. Les centrales électriques à fusion thermonucléaire utiliseront des plasmas combustibles. De nouveaux phénomènes surviendront en conséquence de l utilisation des plasmas combustibles. ITER permettra d effectuer des études expérimentales détaillées des plasmas combustibles ainsi que des scénarios avancés pertinents pour les futures centrales électriques à fusion thermonucléaires. 27

28 ITER testera les technologies avancées propres à la fusion Module externe du solénoïde central, fabriqué par Toshiba (Japon), placé à l extérieur du interne installé dans l enceinte à vide (Naka, Japon) Forgeage du boîtier interne des aimants supraconducteurs du champ toroïdal (Kind, Allemagne) Modèle d un secteur de l enceinte à vide (Japon) Test de débit à froid d intégration de la voie de diverteur intégrée (Etats-Unis) Télé-manipulation d un module de couverture Plate-forme de test du diverteur (ENEA, Italie) ITER testera la plupart des technologies clés essentielles à un réacteur. ITER rassemble plusieurs technologies de pointe : Aimants supraconducteurs puissants et de grandes dimensions Systèmes cryogéniques à grande échelle Composants capables de supporter des densités d énergie à flux élevé Systèmes de manipulation et surrégénération du tritium Systèmes de chauffage avancés du plasma Télé-manipulation avancée et robotique L échelle des composants d ITER, leurs tolérances serrées et les conditions d utilisations exigeantes appellent un contrôle qualité strict, une surveillance de fabrication précise et des tests de performances. La réalisation des composants critiques d ITER se fonde sur le développement de prototypes. La conception d ITER assurera un fonctionnement sûr pour le personnel et l environnement. 28

29 Optimisation IFMIF des matériaux pour les centrales électriques à fusion thermonucléaire Des matériaux durables à faible activation sont nécessaires pour les futures centrales électriques à fusion thermonucléaire. Le test et la qualification de tels matériaux exigent une irradiation prolongée dans les conditions propres à la fusion qui provoqueront un vieillissement réaliste de ces matériaux. Un établissement international d irradiation des matériaux de fusion (IFMIF) a été planifié pour mener à bien ces tests. L IFMIF a été étudié en coopération avec l Union Européenne, le Japon, la Russie et les Etats-Unis. Sa construction et son fonctionnement seront réalisés en parallèle avec ITER. Les résultats de l IFMIF seront aussi importants pour les hautes technologies dans de nombreux autres domaines. Vue de l International Fusion Materials Irradiation Facility 29

30 Questions et réponses Qu est ce qu ITER? ITER est le projet international de recherche et développement concernant les énergies le plus important au monde, destiné à démontrer la faisabilité scientifique et technique de la production d énergie par fusion thermonucléaire. Quelle quantité d énergie ITER produira t-il? ITER produira une énergie par fusion thermonucléaire d environ 500 MW pendant quelques centaines de secondes. Qu utilisera t-il? Environ 900 mètres cubes de gaz à très faible densité (moins d un gramme d isotopes d hydrogène) sont chauffés sous forme d un plasma à environ 100 millions de C. Les particules de plasma, confinées par un champ magnétique puissant, entrent en collision et fusionnent en libérant de l énergie. Qui construira ITER? Une organisation internationale de sept partenaires : l Union Européenne, la République Populaire de Chine, l Inde, le Japon, la Russie, la Corée du Sud et les Etats-Unis. Où ITER sera-t-il construit? L Europe sera l hôte et ITER sera construit à Cadarache dans le sud de la France. Quand ITER commencera t-il à fonctionner? La construction d ITER a déjà commencé. 30

31 La phase de construction durera environ 10 ans et sera suivie d une période de fonctionnement de 20 ans. ITER sera-t-il sûr? Dans le cas improbable d une panne de réacteur, - le processus de fusion s éteindra automatiquement de lui-même, - il n y aura aucun danger pour la population environnante et aucune évacuation ne sera nécessaire. Les matériaux à l intérieur d ITER seront radioactifs à faibles niveaux en raison des neutrons produits par la fusion. Cette radioactivité diminuera progressivement sur une période de quelques dizaines d années. 31

32 Bâtiment du tokamak d ITER Segment de l enceinte à vide Outil de sous-assemblage des secteurs Outil de forgeage des secteurs Enceinte à vide L enceinte assure un vide poussé, nécessaire à la création du plasma. Structure du tokamak avec les aimants supraconducteurs toroïdaux Les aimants supraconducteurs toroïdaux génèrent un champ magnétique qui court le long du tore du tokamak. Structure du tokamak avec le système d aimants supraconducteurs complet Le système magnétique complet se compose du solénoïde central et des bobines toroïdales, poloïdales et de correction. Le solénoïde central induit un courant électrique dans le plasma qui déforme le champ magnétique toroïdal, créant une structure hélicoïdale. Les bobines poloïdales et de correction 32

33 donnent la forme du plasma et le stabilisent. Structure du tokamak avec les aimants et les cellules d accès Les cellules d accès permettent d accéder au plasma d ITER. Elles comprennent des systèmes pour le chauffage du plasma, les diagnostiques, les pompes cryogéniques, la télé-manipulation du diverteur, les systèmes de nettoyage, l injection du combustible, etc. Tokamak complet avec cryostat Le cryostat de grande capacité ( m 3 ) enferme les bobines et l enceinte à vide. Il est refroidi à environ -200 C pour assurer la conservation des aimants supraconducteurs à leur température de fonctionnement de -269 C. Construction du tokamak dans son bâtiment Tokamak basement and vessel Port stubs added Toroidal field magnets added Whole magnet system added Port cells added Cryostat added Bioshield added Tokamak buildup in building at lower port level Tokamak buildup in building at torus hall level Tokamak building complete Sous-sol et enceinte du tokamak Embases d accès ajoutées Aimants de champ toroïdal ajoutés Système magnétique complet ajouté Cellules d accès ajoutées Cryostat ajouté Ecran biologique ajouté Assemblage du tokamak au niveau de l accès inférieur Assemblage du tokamak à mihauteur du tore Assemblage du tokamak terminé 33

34 ELEMENTS A VOIR DANS LE MODELE ITER Sur le clavier dans l ordre de gauche à droite 1- Ecran biologique Procure une protection contre les neutrons et le rayonnement en permettant aux opérateurs humains d accéder au-delà de ce point. 2- Cryostat Contribue principalement à maintenir le refroidissement des aimants supraconducteur et sert de seconde barrière de confinement après l enceinte à vide. 3- Pompes cryogéniques Assurent le vide dans le tore pendant toutes les phases de l opération. Elles sont placées au niveau des accès horizontaux inférieurs. 4- Système d injection de faisceaux neutres (NBI) Permet de chauffer le plasma et de contrôler la combustion. Ces NBI sont situés aux accès équatoriaux 5- Bobines de champ magnétique toroïdal Ces bobines supraconductrices, placées autour du tore, participent avec le courant de plasma, au confinement de ce dernier. 6- Bobines de champ magnétique poloïdal Ces bobines supraconductrices s ajoutent pour confiner le plasma et servent à lui donner sa forme et contrôlent sa position. 34

35 7- Solénoïde central Cette bobine supraconductrice, qui caractérise les réacteurs de type tokamak, fonctionne comme l enroulement primaire d un transformateur pour induire le courant de plasma. 8- Enceinte à vide Assure la délimitation sous vide du plasma et la premier écran contre la radioactivité. 9- Première paroi, couverture et module de blindage La première paroi doit supporter une contrainte thermique élevée. La couverture sera utilisée ultérieurement pour produire le tritium. Les modules de blindage doivent protéger du flux de neutrons. 10- Système radio fréquence (RF) Permet de chauffer le plasma et de contrôler la combustion. Les antennes RF sont situées aux accès équatoriaux. 11- Diverteur Récupère l énergie et retire les déchets de l hélium et les autres impuretés résultantes. Les cassettes de diverteur sont remplacées à distance à travers les accès horizontaux inférieurs. 12- Télé-manipulation (RH) Obligatoire à l intérieur du cryostat en raison de la radioactivité des composants, lors des remplacements à l intérieur de la machine (c. à d. pour le diverteur, les modules de couverture, les pompes cryogéniques, les diagnostiques,...) 35

36 13- Etablissement du plasma (pour la démonstration 30 s/ en réalité...s) - injection du combustible - activation des champs magnétiques - le courant de plasma chauffe celui-ci - mise en forme du plasma 14- Chauffage complémentaire (pour la démonstration 30 s/ en réalité...s) - activation du chauffage RF et NBI - le plasma atteint les températures thermonucléaires - début des réactions de fusion 15- Déclenchement de la combustion du plasma (pour la démonstration 120 s/ en réalité 1000 s) - seules, les réactions de fusion maintiennent le plasma à la température requise - désactivation du chauffage complémentaire - la combustion est maintenant auto-entretenue - enfin, l injection du combustible s arrête, les réactions de fusion s arrêtent, le plasma diminue 36

37 Sur la partie supérieure du clavier ITER Let s make a plasma (2 minutes sequence) Water Cooling All large components inside the magnets, including the vessel, are water cooled He Cooling A superfluid helium flow at 4.5 K is used to cool all superconducting coils Fuel inlet provides injection of fresh fuel into the vacuum vessel Electrical connections and links supply electricity to the coils and to all active elements of the tokamak reactor Fabriquons un plasma (séquence de 2 minutes) Refroidissement par eau Tous les gros composants à l intérieur des aimants, y compris l enceinte, sont refroidis par eau Refroidissement à l hélium Un flux d hélium liquide à 4,5 K est utilisé pour refroidir toutes les bobines supraconductrices Injection de combustible Injecte du combustible frais dans l enceinte à vide Connexions et liaisons électriques Alimentent en électricité les bobines et tous les éléments actifs du réacteur tokamak 37