Accords de fourniture

ADITYA-U

ADITYA (synonyme de « soleil » en hindi) est le premier tokamak conçu et réalisé en Inde. Opérationnel depuis 1989 à l'Institut de Recherche sur les Plasmas (Institute for Plasma Research), dans l'état de Gujarat (et mise à jour en 2016 pour devenir le tokamak ADITYA-U) il conduit des expériences caractérisées par un courant plasma et des températures élevés. Voir ce site en anglais.

Agences domestiques

AIEA

Agence internationale de l'énergie atomique, basée à Vienne, en Autriche. Voir le site web.

Alcator C-Mod

Antenne

Approche élargie

L'accord « Approche élargie » (Broader Approach) a été conclu en 2007 entre la Communauté européenne de l'énergie atomique (Euratom) et le gouvernement japonais, et renouvelé en 2020. L'accord fixe le cadre pour un programme de recherche et de développement avancé destiné à soutenir ITER et la prochaine étape, DEMO.

Arrêt du plasma

ASDEX Upgrade

Attenuation des disruptions

Un dispositif conçu pour détecter les disruptions le plus rapidement possible afin de les amortir. (Disruption mitigation) Voir « shattered pellet injection ».

Bobine de champ poloïdal

Élément d'un tokamak qui contribue à la stabilisation du plasma. Le système magnétique poloïdal d'ITER est constitué de six bobines horizontales situées à l'extérieur de la structure magnétique toroïdale. (Poloidal field coils)

Bobine de champ toroïdal

Élément d'un tokamak qui contribue à la stabilisation du plasma en créant une « bouteille magnétique » de confinement. Le système magnétique toroïdal d'ITER se compose de dix-huit bobines verticales en D installées autour de la chambre à vide. (Toroidal field coils)

Bobine supraconductrice

Bobines de correction

Bobines permettant de compenser les petites anomalies du champ magnétique de confinement dues à des défauts d'alignement pendant la fabrication. (Correction coils)

Bouclier de couverture

La couverture interne (Shield block module) de la machine ITER est composée de modules qui pourront être remplacés assez facilement via les pénétrations d'accès équatoriales. Chacun de ces 440 modules mesure 1 x 1,5 mètre et pèse environ 4,5 tonnes. Chaque module se compose d'une première paroi démontable positionnée directement face au plasma et chargée d'en évacuer la charge thermique, ainsi que d'un bouclier semi-permanent qui assurera une protection contre les neutrons. (voir aussi "Première paroi").

Breakeven

Quand la quantité de puissance produite par les réactions de fusion au sein du plasma est égale à la quantité de puissance injectée (chauffage) pour créer les conditions permettant la fusion (Q = 1).

Canal du divertor

CEA

Le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives. Un organisme de recherche scientifique. L'Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (IRFM) et son tokamak WEST sont installés sur le Centre CEA de Cadarache, non loin d'ITER.

Cellule chaude

Chambre à atmosphère contrôlée, isolée par un bouclier de béton, pouvant être utilisée pour manipuler les matières et composants radioactifs afin de les réparer, de les remettre en état en vue d'une réutilisation ultérieure ou pour les démonter avant élimination. La cellule chaude est équipée de systèmes de télémanipulation ou de dispositifs robotisés spécialement conçus à cet effet. Aucun personnel ne devrait pénétrer dans cette chambre. (Hot Cell)

Cendres d'hélium

Les « cendres » d'hélium, c'est le nom communément donné aux noyaux d'hélium produits par chaque réaction de fusion dans un plasma deutérium-tritium. Une fois leur énergie transférée aux autres particules du plasma, ces noyaux n'ont plus d'utilité et doivent être extraits et remplacés par des nouveaux combustibles. (Helium ash)

Chambre à vide

Champ poloïdal

Champ magnétique généré par un courant électrique circulant dans un anneau. Dans un dispositif toroïdal, champ magnétique qui encercle l'axe du plasma en formant une boucle autour du tore. (Poloidal field)

Champ toroïdal

Champ magnétique généré par un courant électrique circulant autour d'un tore. (Toroidal field)

Charges thermique et neutronique

Les éléments de la paroi interne de la chambre à vide faisant face au plasma sont exposés à des flux de particules (ions, électrons, neutrons, atomes neutres) et de radiations électromagnétiques intenses. Ces sources potentielles d'endommagement doivent être maîtrisées pour assurer la longévité de la paroi interne. (Wall load)

Chauffage à résonance cyclotronique électronique

Méthode de chauffage externe du plasma par absorption résonante d'énergie en soumettant le plasma à des ondes électromagnétiques à la fréquence cyclotronique des électrons. (Electron Cyclotron Resonance Heating).

Chauffage à résonance cyclotronique ionique

Méthode de chauffage externe du plasma par absorption résonante d'énergie, en le soumettant à l'action d'ondes électromagnétiques à la fréquence cyclotronique des ions. (Ion Cyclotron Resonance Heating)

Chauffage additionnel

Chauffage par des sources externes, telles que faisceaux de particules neutres et/ou un rayonnement électromagnétique à haute fréquence, permettant d'apporter au plasma la puissance calorifique requise pour atteindre les températures nécessaires à la réaction de fusion. Le chauffage additionnel vient compléter le chauffage par effet Joule (ou chauffage ohmique) induit par le courant toroïdal circulant dans le plasma et dont l'efficacité diminue quand la température augmente. Il complète également le chauffage par les particules alpha, généré par l'énergie cinétique des noyaux d'hélium issus de la réaction de fusion, qui s'intensifie quand la température augmente.

Chauffage ohmique

Phénomène de chauffage résultant de la résistance d'un milieu au passage d'un courant électrique. Dans un plasma soumis à un chauffage ohmique, les ions sont presque totalement chauffés par le transfert de l'énergie provenant des électrons les plus chauds. On parle aussi de chauffage par effet Joule. (Ohmic heating)

Chauffage par effet Joule

Chauffage par les alphas

Circuit d'eau de refroidissement

Le circuit d'eau de refroidissement permet d'évacuer la chaleur de différentes installations d'ITER. Il se compose du circuit d'eau de refroidissement du tokamak, du circuit d'eau de refroidissement des composants, du système de production d'eau réfrigérée et du système d'évacuation de chaleur. (Cooling water system)

Combustion

Pendant la décharge de plasma, la période pendant laquelle la puissance de fusion atteint son niveau maximum et demeure plus ou moins constante. (Burn)

Conditionnement

Conditionnement de la paroi : toute opération de nettoyage de la paroi interne de la chambre à vide visant à éliminer les particules susceptibles de contaminer le plasma.

Conducteur NbTi

Supraconducteur souple constitué d'un composé niobium-titane (NbTi), capable de supporter un champ magnétique de 10 T, refroidi par une circulation d'hélium à la température de 4,5 K (-269 °C).

Confinement

Confinement magnétique

Maintien d'un plasma par des champs magnétiques de configuration spécifique pendant des expériences de fusion. On parle aussi de « bouteille magnétique ». (Magnetic confinement)

Couche d'ablation

Courant du plasma

Courant électrique qui circule à l'intérieur du tore. (Plasma current)

Courant toroïdal

Le courant toroidal circule dans le plasma et assure son chauffage initial par effet Joule. Il crée également l'une des composantes du champ magnétique qui contribue au confinement du plasma. (Toroidal current)

Couverture

Couverture tritigène

La présence de lithium dans les modules de couverture déclenche la réaction suivante: le neutron incident est absorbé par l'atome de lithium, lequel se recombine alors en un atome de tritium et un atome d'hélium. On peut extraire le tritium de la couverture puis le recycler dans le plasma et le rendre à sa fonction de combustible. On appelle donc couvertures tritigènes les couvertures qui contiennent du lithium. La réaction de fusion permet ainsi de produire du tritium de manière continue ; c'est une technologie fondamentale pour l'avenir d'une filière industrielle de la fusion. (Breeding blanket)

Critère de Lawson

En 1955, le britannique John D. Lawson décrit pour la première fois les trois clés de la réussite de la fusion : efficacité du confinement, densité et température du plasma. C'est le critère de Lawson.

Cryogénique

Cryopompe

Système de pompage à vide utilisant des panneaux refroidis à l'hélium liquide pour piéger des particules d'hélium.

Cryostat

Cycle du combustible

Système permettant d'extraire le deutérium, le tritium et les impuretés des effluents du plasma et de les traiter en vue de les réinjecter dans le plasma. (Fuel cycle system)

Déclassement

Procédure de mise hors service définitive d'une installation à la fin de son cycle de vie, en prenant toutes les précautions nécessaires en matière d'hygiène et de sécurité du personnel, de protection de la population et de l'environnement. (Decommissioning)

Décroissance rapide du courant

Une décroissance rapide du courant se produit lorsque les aimants cessent de remplir leur fonction de supraconduction et deviennent résistifs. Il en résulte une augmentation localisée de la température. Cette chaleur génère alors des phénomènes de décroissance du courant dans d'autres parties des bobines qui pourraient conduire à leur détérioration. ITER sera équipé de dispositifs qui détecteront les décroissances de courant, de manière à que ce courant puisse être déchargé dans des résistances appropriées. (Quench) 

DEMO

Deutérium

Diagnostic

DIII-D

Direction poloïdale

Direction toroïdale

Direction parallèle à la plus grande circonférence d'un tore en forme d'anneau. (Toroidal direction)

Disruption

Divertor

Double galette

EAST

EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) est un tokamak supraconducteur expérimental exploité par l'Institut chinois ASIPP (Hefei). Il a produit son premier plasma en 2006. Voir ce site web.

Ecran thermique

Elément face au plasma

Composant du tokamak qui interagit directement avec le plasma et reçoit d'importants flux de chaleur. Les principaux éléments face au plasma sont la première paroi et le divertor. (Plasma-facing components)

Eléments internes

Les éléments à l'intérieur de la chambre à vide (la couverture, le divertor, les systèmes d'alimentation en combustible et de pompage interne, les obturateurs des pénétrations, les bobines internes, et les capteurs de diagnostic installés directement sur les parois de la chambre). (In-vessel components)

ELM

« Éruptions » hautement énergétiques qui se produisent régulièrement à la périphérie du plasma. Les ELMs échappent au champ magnétique et dissipent ainsi une partie de son énergie. L'atténuation de ce phénomène est un enjeu majeur de la physique des tokamaks. (Edge Localized Mode)

Enceinte de protection biologique

Épaisse paroi de béton entourant le cryostat du tokamak, conçue pour absorber la majeure partie du rayonnement neutronique résiduel émanant du plasma. Cette enceinte protège l'environnement immédiat du cryostat, qui est accessible pour les grosses réparations manuelles deux semaines au plus après l'arrêt des expériences. (Bioshield)

Energy Breakeven

Le « breakeven », ou point d'équilibre énergétique du plasma, correspond au moment où, dans une installation de fusion, un plasma libère au moins autant d'énergie qu'il a fallu en apporter pour le produire. (Q=1)

EPFL

École polytechnique fédérale de Lausanne (Suisse) dont fait partie le Centre de plasma suisse qui exploite le tokamak TCV.

EUROfusion

European Consortium for the Development of Fusion Energy. Accord européen pour le développement de la fusion. Voir ce site.

Faisceau d'électrons

Groupe d'électrons se déplaçant à la même vitesse et dans la même direction sur des trajectoires voisines, généralement émis par une même source, par exemple une cathode. (Electron Beam)

Flux d'électrons relativistes

Fonctionnement en régime stationnaire

Fusion

Gain net d'énergie

Quand la machine générera plus d'énergie qu'elle n'en recevra pour faire fonctionner ses systèmes de chauffage. Voir aussi : Energy Breakeven.

 

Génération de courant

Moyen de production du courant toroïdal du plasma. (Current drive)

Glaçon cryogéniques

Pastille de deutérium et de tritium congelée de 3 à 6 millimètres de diamètre injectée dans le plasma à une fréquence atteignant vingt glaçons par seconde afin de maintenir une densité de combustible suffisante au cœur du plasma. L'injection de glaçons permet également de maîtriser de manière efficace les ELM (Edge Localized Modes). Une technologie très novatrice, capable d'injecter ces glaçons selon des trajectoires courbes de manière à atteindre les zones du plasma où les ELM se révèlent particulièrement perturbateurs, est en cours de développement. (Fuel pellets)

Grand rayon du plasma

Centre de la dernière surface magnétique fermée à la hauteur de la largeur maximum du plasma. Grand rayon du tore. (Major plasma radius)

Gyrotron

Hélium supercritique

Un bain d'hélium soumis à une pression d'une atmosphère demeure sous forme liquide tant que sa température ne dépasse pas 4,2 K (-269 °C). Si l'on plonge les bobines d'ITER dans ce type de bain de refroidissement et qu'une forte décharge de chaleur se produit en cours de fonctionnement, il est nécessaire de purger la plus grande partie de l'hélium pour éviter des surpressions excessives. Pour éviter ce phénomène, les bobines d'ITER sont refroidies par un pompage d'hélium supercritique, juste au-dessus de sa température critique, ce qui permet de conserver une grande partie des propriétés de transfert de chaleur de l'hélium liquide sans risque de surpression.

IFMIF/EVEDA

International Fusion Materials Irradiation Facility, Naka, Japon. IFMIF est un programme de recherche scientifique international mis en place dans le cadre de l'accord d''Approche élargie dont l'objectif est de tester les matériaux susceptibles d'être utilisés dans un réacteur de fusion. Développé conjointement par le Japon et l'Union européenne, IFMIF mettra en œuvre un accélérateur de particules pour produire un important flux de neutrons destiné à tester le comportement à long terme des matériaux dans des conditions similaires à celles de la paroi interne du réacteur industriel de fusion. Des activités de qualification sont actuellement en cours (voir IFMIF/EVEDA).

IFMIF-DONES

Le centre IFMIF-DONES (pour International Fusion Materials Irradiation Facility/DEMO Oriented NEutron Source) est une infrastructure de recherche conçue pour tester, valider et qualifier des matériaux pour les centrales de fusion de l'avenir. Il est en cours de construction à Grenade, en Espagne, financé principalement par l'Espagne et la Croatie. Voir ce site web.

Ignition

Impureté

Injecteur de glaçons

Dispositif qui projette à grande vitesse des petites pastilles de deutérium congelé, au cœur d'un plasma chaud. Cette méthode permet de faire pénétrer le combustible à l'intérieur du plasma plus efficacement que la technique d'injection de gaz classique. (Pellet injector)

Injection de gaz

Technique consistant à injecter, par le biais de vannes, du combustible ou du gaz d'impuretés dans la chambre de manière à alimenter les zones périphériques du plasma. Pour projeter le combustible au cœur même du plasma on utilise la technique des « glaçons de combustible ». (Gas puffing)

Injection de neutres

L'injection de neutres consiste à faire pénétrer des particules de haute énergie dans le plasma, où elles vont entrer en collision avec les particules déjà présentes, leur transférer leur énergie et porter ainsi la température à des niveaux plus proches de celui que requièrent les réactions de fusion. (Neutral beam injection)

Installation cryogénique

Installation à ITER utilisée pour liquéfier l'hélium et l'azote destinés au refroidissement des aimants, des écrans thermiques, des panneaux du système de pompage à vide, etc. (Cryoplant)

Ion

Ionisation

Phénomène par lequel un atome neutre gagne ou perd un électron, devenant ainsi un ion.

IPP

L'Institut Max-Planck de physique des plasmas (IPP) en Allemagne, qui exploite le tokamak ASDEX Upgrade (Garching) et le stellarator Wendelstein 7-X (Greifswald). Voir ce site.

Isotope

ITER (le choix du nom)

ITER est à la fois un acronyme (International Thermonuclear Experimental Reactor) et le mot latin qui signifie "le chemin". En faisant ce choix, les concepteurs d'ITER exprimaient à la fois la nature du programme et son ambition : ITER allait frayer le chemin qui conduit à la maîtrise et à l'exploitation de l'énergie de fusion.

ITPA

International Tokamak Physics Activity. L'ITPA est un programme de coopération international mis en place pour développer une base de données sur la physique des plasmas en combustion dans les tokamaks. Il aborde des concepts et des problématiques qui se situent au-delà de ceux du programme ITER. Voir la page ITPA sur le site web ITER. 

IUA

Le coût de la construction et de l'exploitation d'ITER ont été estimés en utilisant une monnaie interne appelée « ITER Unit of Account » IUA (en français Unité de compte ITER) définie en 1989. Les modalités de conversion entre l'IUA et l'Euro ont été établies par le Membres, et le taux est mis à jour chaque année. La contribution des Membres d'ITER, en effet, s'effectue en nature, chacun des Membres étant responsable de la fourniture de différents éléments de l'installation, lesquels sont fabriqués sur leur propre territoire et payés avec leur monnaie nationale. L'IUA a été conçue de manière à ce que la valeur attachée à ces contributions ne varie pas dans le temps et demeure insensible aux fluctuations des marchés.

JET

Le tokamak européen JET (Joint European Torus) était en opération entre 1983 et 2023 à Culham, au Royaume-Uni. Berceau de nombreux records de fusion nucléaire, JET a largement contribué à préparer la construction et l'exploitation d'ITER. JET a cessé de fonctionner au mois de décembre 2023. Voir ce site (en anglais) pour plus d'informations.

JT-60SA

KSTAR

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) est une machine de fusion magnétique installée au sein de KFE (Korea Institute of Fusion Energy) à Daejeon, en Corée du Sud. Elle est en opération depuis 2008. Voir le site web.

Ligne de faisceau

Tube reliant le boîtier du faisceau de neutres au tore du plasma. Désigne parfois le faisceau de neutres dans son ensemble, y compris le boîtier. (Beamlines)

Lithium

MAST Upgrade

Mega Amp Spherical Tokamak, situé à Culham, au Royaume-Uni. Voir ce site.

Mise en service

Mode H

NBTF

Au centre d'essai NBTF (Neutral Beam Test Facility) de Consorzio RFX (Padoue, Italie), le système de chauffage par injection de neutres sera testé avant son exploitation à ITER sur deux bancs d'essai : SPIDER (une source d'ions négatifs dimensionnée pour ITER) et MITICA (un injecteur de neutres de 1 MV). Voir cette page web.

NSTX-U

NSTX-U est une importante modernisation du National Spherical Torus Experiment (NSTX), opere exploité entre 1999 et 2010 par le Princeton Plasma Physics Laboratory (USA). Actuellement en arrêt pour des réparations, NSTX-U reprendra les expériences en 2025. Voir ce site web.

Onde d'Alfvén

Oscillation des ions au sein du champ magnétique, causée par l'interaction entre le champ magnétique et le courant plasma.

Particules alpha

La réaction de fusion deutérium-tritium (D-T) libère des neutrons de très haute énergie ainsi que des particules alpha (noyaux d'hélium). Les particules alpha sont constituées de deux protons et deux neutrons.

Pénétration équatoriale

Dans la chambre à vide d'ITER, point d'entrée situé à mi-hauteur. Les dix-sept pénétrations équatoriales permettront d'accéder à la chambre à vide pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostic, de chauffage et de vide. (Equatorial port)

Pénétration inférieure

Dans la chambre à vide d'ITER, point d'entrée situé dans la partie inférieure de celle-ci. Les neuf pénétrations inférieures permettront d'accéder à la chambre à vide pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostic, de chauffage et de vide. (Lower ports)

Pénétration supérieure

Point d'entrée dans la chambre à vide d'ITER situé dans la partie supérieure de celle-ci. Les dix-huit pénétrations supérieures permettront d'accéder à la chambre à vide pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostic, de chauffage et de vide. (Upper ports)

Performance (fusion)

Plasma

Plasma deutérium-tritium

Plasma en combustion

Pompe à vide

Première paroi

Surface interne du tokamak la plus proche du plasma. (First wall) La première paroi sera recouverte de panneaux (first wall panels) qui seront en contact direct avec le plasma, et qui assurent la protection de l'enceinte et des modules de couverture en et évacuant le flux thermique rayonné par le plasma.

Produit triple

Le « produit triple » - la densité du plasma, sa température et le temps de confinement - permet de mesurer la performance d'un plasma de fusion. En trente années de recherche sur la fusion, le triple produit a été multiplié par 10 000 mais il doit encore augmenter de moins d'un facteur dix pour atteindre les seuils de performance exigés par une centrale industrielle de fusion. (Fusion triple product)

Q

Amplification de la puissance du plasma ou rapport entre la puissance de fusion produite par le plasma et la puissance qu'il reçoit de l'extérieur pour faire fonctionner ses systèmes de chauffage. Le programme ITER s'est fixé pour objectif d'atteindre Q≥10, c'est-à-dire qu'il doit produire dix fois plus d'énergie que le plasma n'en aura reçu. Breakeven correspond à Q=1 ; Ignition correspond à un Q infini. Un plasma en combustion correspond à Q>1.

Rapport de forme (plasma)

Rapport entre le grand rayon (distance entre l'axe du tokamak et l'axe du champ magnétique) et le petit rayon (distance entre la limite externe du flux plasma et l'axe du champ magnétique).

Réaction deutérium-tritium

Recyclage du tritium

Refroidissement

Désigne généralement le temps nécessaire pour évacuer la chaleur d'un gros système magnétique supraconducteur afin d'abaisser sa température jusqu'au point de fonctionnement. (Cooldown)

Séparatrice

Surface magnétique séparant topologiquement le plasma de cœur, lieu où les lignes de champ magnétiques sont fermées et le plasma confiné, du plasma de bord, lieu où les lignes de champs sont ouvertes et connectées à la paroi interne de la chambre à vide.

Shattered Pellet Injection

Solénoïde central

Gros transformateur intégré au système d'électroaimants d'ITER. Sa fonction consiste à induire le courant plasma et à le maintenir tout au long de la décharge. (Central solenoid)

SST-1

Le tokamak indien SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak) est opérationnel depuis 2013 à l'institut IPR (Institute for Plasma Research) de Gujarat. SST-1 produit régulièrement des plasmas d'une durée d'environ 500 ms, avec des courants dépassant 75 000 A pour un champ magnétique central de 1.5 T. Voir ce site en anglais.

Stellarator

Supraconducteur

Supraconductivité

Passage du courant électrique sans résistance dans certains métaux, alliages ou composés maintenus à des températures proches du zéro absolu.

T-15MD

Un tokamak exploité au sein de l'Institut Kurchatov de Moscou. Le tokamak T-15MD remplace le T-15, qui a été le premier tokamak à utiliser des aimants supraconducteurs pour contrôler le plasma.

TCV

Technologie de production de tritium

Différentes solutions associant un matériau tritigène, un multiplicateur de neutrons, un matériau structurel et un fluide de refroidissement seront testées dans la machine ITER afin de définir la combinaison la plus adaptée à la production de tritium. Chacune de ces solutions est appelée technologie de production de tritium. Pour générer elles-mêmes la totalité du tritium dont elles auront besoin, les centrales de fusion de demain devront produire de grandes quantités d'énergie. ITER expérimentera ce concept fondamental d'autosuffisance en tritium. (Breeding technologies)

Télémaintenance

Opérations de maintenance et de modification des éléments et composants radioactifs du tokamak effectuées avec des machines et des outils télécommandés afin d'éviter toute exposition humaine à la radioactivité. (Remote maintenance)

Télémanipulation

Température du plasma

Température exprimée en Kelvin (température thermodynamique) ou en électron-volts (température cinétique). Mesure de l'énergie cinétique aléatoire (énergie de mouvement) des ions ou des électrons présents. (Plasma temperature)

Temps d'arrêt

Intervalle de temps entre la fin de la combustion et la fin de l'état de plasma, compris dans le temps de fonctionnement. (Shutdown time)

Temps de confinement

Temps de maintien du plasma à une température supérieure à sa température d'ignition critique. Pour que la réaction de fusion produise une quantité d'énergie supérieure à celle qui est nécessaire pour chauffer le plasma, le plasma doit être maintenu à cette température pendant une durée minimum calculée à l'aide de la « loi d'échelle ». (Confinement time)

Temps de confinement de l'énergie

Rapport entre l'énergie instantanée contenue dans le plasma et le flux d'énergie net qu'il lui faut apporter pour maintenir son contenu énergétique. (Energy confinement time)

Temps de montée en intensité

Intervalle de temps nécessaire pour amorcer le plasma et le porter à sa température de combustion, comprenant une phase de montée en intensité du courant de plasma suivie d'une phase d'augmentation de la température du plasma. (Ramp-up time) 

TFTR

Le Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) est un tokamak expérimental construit au Princeton Plasma Physics Laboratory (New Jersey, États-Unis), dont l'exploitation a duré de 1982 à 1997. Voir ce site.

Tokamak

Tokamak à régime permanent

Tokamak dans lequel des paramètres tels que la température, la vitesse de réaction et les flux de neutrons évoluent de façon négligeable dans le temps. (Steady state tokamak)

Tore

Tore Supra

Installation de fusion à l'IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique, CEA Cadarache France) utilisant des bobines supraconductrices et exploitée dans le but d'étudier le fonctionnement des tokamaks à décharges longues. Tore Supra s'est transformé en profondeur à partir de 2013 pour tester l'un des dispositifs essentiels d'ITER—le divertor en tungstène. C'est le projet WEST.

Tritium

WEST