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Monde de la fusion

Le NSTX-U revient sur le devant de la scène



  29 Janv, 2024

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Le NSTX-U, le tokamak sphérique du Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL), se prépare à reprendre du service. Cette machine permettra de déterminer si les atouts de la conception sphérique en font un modèle viable pour être extrapolé aux futures centrales de fusion évolutives, mais aussi de réaliser des essais sur la physique des particules énergétiques, qui jouent un rôle important dans les plasmas en combustion comme ceux d'ITER.

Le réacteur NSTX-U (National Spherical Torus Experiment-Upgrade) développé par le PPPL évoque une pomme évidée plutôt que la forme en anneau des tokamaks classiques. De par sa conception compacte, ce tokamak sphérique réunit les conditions requises pour produire de l'énergie de fusion, cette même énergie qui fait briller le soleil et les étoiles, en mettant en œuvre des champs magnétiques relativement faibles et peu coûteux. Cette conception économique fait du NSTX-U un excellent modèle potentiel pour les centrales de fusion pilotes du futur. Crédit : Elle Starkman/Service Communication du PPPL (Click to view larger version...)
Le réacteur NSTX-U (National Spherical Torus Experiment-Upgrade) développé par le PPPL évoque une pomme évidée plutôt que la forme en anneau des tokamaks classiques. De par sa conception compacte, ce tokamak sphérique réunit les conditions requises pour produire de l'énergie de fusion, cette même énergie qui fait briller le soleil et les étoiles, en mettant en œuvre des champs magnétiques relativement faibles et peu coûteux. Cette conception économique fait du NSTX-U un excellent modèle potentiel pour les centrales de fusion pilotes du futur. Crédit : Elle Starkman/Service Communication du PPPL
Lorsque la construction des « gros tokamaks » a débuté, dans les années 1970 et 1980, l'heure était à l'optimisme car on pensait alors que l'énergie de fusion ne tarderait pas à être disponible. Les équipes du Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) de Princeton et du Joint European Torus (JET) pensaient obtenir un gain énergétique net, soit générer plus d'énergie dans le plasma qu'il n'en était injectée pour faire fonctionner les systèmes de chauffage. En 1978 un article dans le magazine américain Popular Science claironnait que « les questions scientifiques fondamentales relatives à la fusion sont en grande partie résolues. » Cependant, dès la mise en route de ces grosses machines, la turbulence du plasma s'est révélée beaucoup plus importante que prévu, les empêchant d'atteindre le point d'équilibre recherché. Une image permet de mieux comprendre la notion de turbulence du plasma : comme l'eau en ébullition dans une casserole, le plasma est animé d'un mouvement de « bouillonnement » qui évacue la chaleur sous forme de « tourbillons turbulents » de moins d'un centimètre de largeur. Or, la production d'énergie de fusion n'est possible que si la chaleur ne reste pas confinée dans le plasma pendant un temps suffisamment long.

À la suite de ces découvertes, la recherche sur la fusion de la fin des années1980 et des années 1990 s'est focalisée sur la conception de tokamaks permettant de maîtriser cette turbulence. Ces recherches ont donné naissance au concept de tokamak sphérique, qui présente certains avantages structurels en termes de champ magnétique, qui peuvent conduire à améliorer la stabilité du plasma et le confinement de l'énergie à l'échelle du réacteur. Plus compacts que les tokamaks classiques, ces dispositifs présentent un rapport de forme¹ réduit, si bien que la forme du plasma est plus proche de celle d'une pomme évidée que d'un anneau. Par ailleurs, cette conception augmente le paramètre bêta du plasma. En d'autres termes, l'utilisation plus efficace des champs magnétiques accroît la pression du plasma et améliore ainsi sa stabilité globale. D'autres facteurs, notamment certains changements subtils des champs magnétiques qui éliminent naturellement la turbulence du plasma, contribuent à améliorer la capacité de confinement de l'énergie.

Cette image représente un plasma autour de l'aimant central du NSTX-U, au cœur de la machine. Une fois installé, cet élément jouera un double rôle : il amorcera et entretiendra le courant électrique qui génère le plasma et il renforcera le champ magnétique qui assure le confinement du plasma. Crédit : Elle Starkman/Service Communication du PPPL (Click to view larger version...)
Cette image représente un plasma autour de l'aimant central du NSTX-U, au cœur de la machine. Une fois installé, cet élément jouera un double rôle : il amorcera et entretiendra le courant électrique qui génère le plasma et il renforcera le champ magnétique qui assure le confinement du plasma. Crédit : Elle Starkman/Service Communication du PPPL
En 1999, après les premiers résultats prometteurs du prototype de tokamak sphérique START, le PPPL a lancé le programme NSTX (National Spherical Torus Experiment). S'il n'était pas conçu pour fonctionner dans les conditions de la fusion, NSTX permettait d'étudier le comportement du plasma afin de vérifier l'hypothèse qu'un tokamak sphérique pouvait améliorer la stabilité et le confinement du plasma. À cet égard, les onze années d'activité de la machine furent un véritable succès. Le NSTX a permis d'obtenir des paramètres bêta record et d'améliorer les temps de confinement, conformément aux prévisions théoriques. Une étude de grande envergure publiée dans Nuclear Fusion a résumé les résultats du NSTX en ces termes : « Dans l'ensemble, les plasmas du NSTX présentent la plupart des caractéristiques requises pour les tokamaks sphériques de prochaine génération. »

Cette première campagne du NSTX a été interrompue en 2010 afin d'améliorer le dispositif. Le NSTX-U a été conçu pour étudier les plasmas dans des conditions proches de celles attendues dans les futurs tokamaks sphériques et pour déterminer si l'amélioration de la stabilité et du confinement serait confirmée dans de telles conditions. Au nombre des améliorations figurait un nouvel aimant central, qui a permis de doubler l'intensité du champ magnétique toroïdal (de 0,5 à 1,0 tesla), de doubler l'intensité du courant plasma (de 1 à 2 méga-ampères) et de multiplier par cinq la durée des décharges. Un deuxième injecteur de particules neutres a doublé la puissance de chauffage et la charge thermique supportée par le divertor afin de permettre des essais importants destinés à évaluer la continuité du courant dans le plasma.

Au terme de trois années de construction, le NSTX-U est entré en service en 2016, mais un incident sur l'une des petites bobines de champ magnétique modelant le plasma est survenu après dix semaines d'activité. Pour assurer un fonctionnement fiable de l'ensemble des bobines de champ magnétique et des autres éléments critiques du dispositif, le programme de remise en état du NSTX-U s'efforce depuis lors d'améliorer l'installation. Nommé directeur du PPPL en 2018, Steven Cowley sait à quel point il est urgent de remettre le NSTX-U en service. « Nous avons besoin des données de cette machine », dit-il. La remise en état progresse pas à pas : les essais des nouvelles bobines sont concluants et les opérations devaient reprendre à l'automne 2025. L'équipe du PPPL n'est pas restée inactive pendant cette période. « Nos simulations ont fait un véritable bond en avant ces cinq à dix dernières années. Notre équipe utilise des techniques de « gyrocinétique » tout à fait remarquables pour simuler la turbulence de manière réaliste, explique Steven Cowley. Ces simulations, qui s'appuient sur les données de la première campagne NSTX, indiquent qu'un tokamak sphérique de la taille d'un réacteur présentera une turbulence réduite, et donc un confinement amélioré.

Cette image de synthèse représente la turbulence du plasma, le « bouillonnement » indésirable qui déplace la chaleur du cœur du plasma vers sa périphérie et interfère avec les réactions cruciales pour la fusion. Image : rendu du NSTX-U, Walter Guttenfelder, Filippo Scotti (Click to view larger version...)
Cette image de synthèse représente la turbulence du plasma, le « bouillonnement » indésirable qui déplace la chaleur du cœur du plasma vers sa périphérie et interfère avec les réactions cruciales pour la fusion. Image : rendu du NSTX-U, Walter Guttenfelder, Filippo Scotti
Les résultats du NSTX-U seront directement applicables aux plasmas en combustion comme ceux que doivent produire ITER et les fuurs tokamak industriels et commerciaux. Un plasma en combustion s'auto-entretient partiellement par « chauffage alpha » : les atomes d'hélium tout juste générés par la réaction  (particules alpha) alimentent le processus de chauffage lorsqu'ils entrent en collision avec les particules de deutérium et de tritium à l'intérieur du plasma. Cependant, ces particules alpha très énergétiques peuvent, par interaction résonante, exciter des « ondes d'Alfvén » qui peuvent à leur tour éjecter les particules alpha du plasma avant qu'elles ne contribuent au chauffage. Pour obtenir un plasma en combustion, ITER doit définir des régimes de plasma (avec des paramètres de fusion précis) dans lesquels ces ondes n'éjectent pas les particules alpha à un rythme trop soutenu. Dans le NSTX-U, la population de particules neutres injectées occupera un espace aux paramètres similaires à celui que devrait occuper la population de particules alpha dans un plasma en combustion. L'équipe du PPPL pourra donc étudier le comportement des ondes d'Alfvén susceptibles d'apparaître dans la machine ITER. La compréhension des résultats du NSTX-U aidera ITER à optimiser les plasmas afin que l'effet autochauffant (particules alpha) soit prédominant.

Les données expérimentales du NSTX-U pourraient également avoir des implications commerciales considérables. « En pratique, explique Steven Cowley, la fusion ne se résume pas aux questions de turbulence et de confinement. » La petite taille des tokamaks sphériques pourrait réduire le niveau de risque des investissements dans les premiers réacteurs car le coût pondéré du capital serait moins élevé. Le caractère compact de ce dispositif constitue également un avantage à long terme. « Ceux qui développent des nouvelles technologies s'efforcent d'optimiser les différentes étapes du processus. Un réacteur de taille plus modeste permet de réaliser un plus grand nombre de machines et ainsi de réduire les coûts de construction grâce aux connaissances acquises au fil des projets. C'est déjà le cas dans le secteur automobile : les constructeurs qui fabriquent des milliers de véhicules développent des procédés pour réduire leurs coûts. En revanche, l'ingénierie se révèle moins utile pour les petites séries. » Bien évidemment, une petite taille implique des compromis. Un rapport de forme réduit, s'il améliore le confinement, augmente par ailleurs le flux de neutrons supporté par les matériaux environnants. En-deçà d'une certaine taille critique, le dispositif de fusion devient trop petit pour protéger efficacement les aimants supraconducteurs, comme l'admet aisément Steven Cowley. « Le tokamak sphérique se heurte à cette limite. La protection des supraconducteurs, en particulier au centre du dispositif, reste un défi. » Au final, la confirmation de ces avantages potentiels dépendra des résultats de la campagne du NSTX-U.

Les données produites par le NSTX-U seront essentielles pour déterminer le rapport de forme idéal des futurs réacteurs commerciaux. Steven Cowley ne prétend pas connaître précisément cette valeur. Mais le NSTX-U contribuera au processus itératif d'optimisation de la conception des futures centrales de fusion. « Croire que l'on peut concevoir un réacteur de fusion qui restera inchangé pendant 30 millions d'années est une absurdité, s'exclame-t-il. Nous apprendrons en chemin. »

¹Le rapport de forme d'un tokamak est obtenu en divisant la valeur du plus grand rayon (distance entre le centre du tokamak et le centre du plasma) par celle du plus petit rayon 

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