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Foire aux questions Pour un projet de cette envergure, sans précédent, impliquant une collaboration mondiale et des dépenses de milliards d'euros, on ne peut s'attendre à ce que la communauté scientifique soit unanime sur les objectifs ainsi que sur la base scientifique et technique du projet. Un consensus scientifique peut être possible tant que les discussions restent à un niveau conceptuel, mais dans un monde où règne une compétition féroce pour le financement de la recherche, il est inévitable que des scientifiques de différents domaines critiquent la décision de dépenser de l'argent pour un grand projet, arguant qu'ils préféreraient que l'argent soit investi ailleurs. Ce que l'on peut dire à propos d'ITER, c'est que large majorité de la communauté scientifique du domaine de l'énergie, considère ce projet comme une étape clé dans la recherche d'une énergie alternative pour l'avenir de l'humanité. L'approche politique et scientifique du projet, aujourd'hui, n'est pas due au lobbying de quelques personnes d'influence. Elle résulte de décennies de recherches minutieuses, étape par étape, réalisées dans le monde entier par des scientifiques du domaine de la fusion et de discussions animées au sein des institutions scientifiques des pays concernés. Celles-ci ont débattu des options, des coûts et des risques et décidé que le projet ITER constituait un investissement rentable pour notre avenir énergétique commun. Le nombre d'articles traitant directement d'ITER présentés aux principales conférences scientifiques internationales sur le thème de la fusion ou publiés dans les journaux scientifiques spécialisés dans la fusion ne cesse de croître depuis de nombreuses années. Le fait que la recherche destinée à ITER constitue à présent un sujet dominant dans ces articles démontre à quel point ce projet est essentiel pour faire progresser la fusion vers la production de l'énergie. La recherche sur la fusion et le rôle d'ITER ont fait l'objet d'un examen approfondi par des groupes d'experts indépendants mis en place par les agences de financement en Europe et dans la plupart des autres pays partenaires d'ITER. Les résultats de ces investigations donnent la mesure la plus fiable du consensus de la communauté scientifique en la matière. Quelques exemples : • En 2004, lors des premières étapes de négociation d'ITER, un groupe de haut niveau présidé par Sir David King (conseiller scientifique principal du gouvernement britannique) a conclu qu'il était temps de hâter le développement du projet ITER et a recommandé de financer une « Approche accélérée » de l'énergie de fusion. • L'Académie des sciences française a organisé un examen détaillé de l'état des connaissances et des défis que la fusion doit relever, tant pour ce qui concerne le « confinement magnétique » (dont ITER) que pour ce qui a trait à la « fusion inertielle » à base de lasers. L'analyse a été publiée en 2007 dans un ouvrage qui insistait sur les arguments en faveur de la construction d'ITER. • Les États-Unis ont suivi un long processus avant de décider de réintégrer le projet ITER dont ils étaient sortis à la fin des années 1990. L'Académie nationale des sciences américaine a créé un groupe réunissant des experts de la fusion et des scientifiques chevronnés, spécialisés dans des domaines de recherche connexes tels que la fission nucléaire, la physique des hautes énergies et l'astrophysique. Les scientifiques non spécialisés dans la fusion étaient en mesure de faire des recommandations. Le groupe a fortement soutenu le renouvellement de l'adhésion des États-Unis au projet ITER, qui constituait à leurs yeux la meilleure voie vers l'énergie de fusion. fermerLa principale réponse à cette question a trait à la nature même de ces deux sciences et de leurs applications technologiques. En termes de complexité (tant scientifique que technologique), plus d'un ordre de grandeur sépare la fusion de la fission. La discipline scientifique qui est au cœur de la fusion est la physique des plasmas. Du fait de ses processus non linéaires et stochastiques, celle-ci est particulièrement complexe. La maîtrise de la physique des plasmas n'est pas encore suffisante pour permettre la construction d'une centrale de fusion, laquelle nécessite des technologies de pointe comme la supraconductivité, le vide poussé ou la cryogénie. Entre autres missions importantes, ITER doit démontrer de manière définitive qu'il est possible d'intégrer l'ensemble de ces technologies dans une seule et même installation. Les technologies de la fission, d'autre part, ont évolué au fil de plusieurs générations de machines de fission. fermerLes prochaines décennies sont d'une importance capitale pour placer l'évolution du monde sur une voie garantissant une importante réduction des émissions de gaz à effet de serre. Les technologies actuelles comme celles qui seront disponibles à court terme seront déployées dès que possible dans cette perspective. Cependant, la population mondiale va continuer de croître et la proportion de personnes vivant dans des villes devrait elle aussi continuer à augmenter. Distribuer l'énergie de manière plus équitable à tous les habitants de la planète implique qu'à une échelle plus importante encore, une énergie durable à faible teneur en CO₂ devra être disponible au cours de ce siècle. La fusion est un bon candidat pour remplir cette mission. La fusion est l'une des rares options disponibles pour produire de l'énergie de manière massive. Dans cette perspective, ITER constitue une étape clé, indispensable à une démonstration physique et technologique ouvrant la voie à des centrales de fusion. Le succès d'ITER toutefois ne conduira pas d'emblée à la construction de centrales de fusion. Une autre étape appelée généralement DEMO (centrale à fusion de DEMOnstration) sera nécessaire. Fort des connaissances et du savoir-faire acquis au sein d'ITER et grâce à la recherche conduite en parallèle, DEMO marquera la transition vers le déploiement de systèmes de production d'énergie de fusion. L'avènement de la fusion commerciale est donc reportée jusqu'au milieu de ce siècle. Elle dépendra largement de la volonté politique d'investir dans ce domaine de recherche. Lev Artsimovitch, célèbre académicien russe et l'un des principaux protagonistes de l'histoire de la fusion, avait coutume de dire : « La fusion sera prête lorsque la société en aura besoin. » fermerAu sein des « concepts de confinement magnétique » (essentiellement les tokamaks et les stellarators), le principal avantage d'ITER et de mettre en œuvre la technologie éprouvée du tokamak, de loin le plus avancé en termes de production d'énergie de fusion. C'est donc le pragmatisme qui a dicté le choix du concept de tokamak pour ITER. Les stellarators sont intrinsèquement plus complexes que les tokamaks (il était par exemple impossible d'optimiser leur conception avant que les superordinateurs soient disponibles) mais ils ont l'avantage d'avoir un fonctionnement fiable. Le W7-X Stellarator actuellement en construction à Greifswald en Allemagne permettra de faire des analyses comparatives par rapport à la performance des tokamaks comparables. Ces résultats seront intégrés dans la définition de DEMO, l'installation de fusion qui succédera à ITER. Il convient de noter que l'Union européenne occupe une position de leader mondial dans le domaine de la physique et de la technologie du stellarator, et que le W7-X Stellarator est indispensable pour conserver cette avance. Les « concepts de fusion par confinement inertiel » sont d'une nature très différente. Ces technologies ont été développées pour simuler des explosions nucléaires et n'étaient pas initialement prévues pour produire de l'énergie. A ce jour, le concept de fusion par confinement inertiel n'a pas démontré qu'il pouvait offrir une solution plus efficace ou plus rapide que le confinement magnétique. En Europe, les programmes-cadres d'Euratom ne financent pas la recherche sur la fusion par confinement inertiel. Ils sont cependant très attentifs à leurs progrès. fermerLes premiers tokamaks, dans les années 1950 à 1970, étaient des machines de petite taille dont la technologie et les systèmes de contrôle étaient relativement simples. Ces machines ont cependant démontré que l'on pouvait générer des plasmas de haute température et que leur énergie pouvait être confinée. Ces premières expériences ont également permis d'identifier de nouveaux phénomènes physiques, comme le « transport anormal » lié à la turbulence ; les instabilités ou les perturbations. De même, la mise en évidence des « lois d'échelle » a laissé entendre, dès cette époque, que le confinement de l'énergie pouvait être amélioré à condition de disposer de machines de plus grande taille mettant en œuvre des champs magnétiques plus puissants. La seconde génération, dans les années 1980, est caractérisée par l'utilisation extensive des moyens de chauffage auxiliaires. En équipant les tokamaks d'un divertor, on obtint un meilleur confinement et l'on introduisit de nouvelles techniques de préparation des parois internes de la machine. En 1982, le tokamak ASDEX expérimenta pour la première fois un mode de confinement élevé - le « Mode H ». Une nouvelle génération de tokamaks de plus grande taille, comme le JET (Europe), JT-60 (Japon), TFTR (USA) et T-15 (Union soviétique), se donna alors pour objectif l'étude de plasmas dans des conditions aussi proches que possible de celles d'un réacteur de fusion. Intégrant les dernières avancées de la recherche dans le domaine de la fusion, ces machines ont été régulièrement améliorées. On introduisit les aimants supraconducteurs, les opérations en deutérium-tritium ou encore les opérations de télémanipulation. L'expérience accumulée par ces machines a largement contribué à la conception d'ITER. La recherche sur la fusion aborde aujourd'hui l'exploration du « plasma en ignition », dans lequel la chaleur issue de la réaction de fusion est retenue dans le plasma en quantité suffisante pour permettre à cette même réaction de se maintenir pendant une longue durée. Cette exploration constitue une étape indispensable sur le chemin de l'exploitation de l'énergie de fusion ; elle permettra d'aborder les phases ultérieures en toute confiance. Construire ITER et mener à bien son programme de recherche permettront d'entreprendre cette exploration. fermer Le séisme et le tsunami qui se sont produits au Japon le 14 mars 2011 ont affecté certaines des installations qui doivent fabriquer des éléments destinés à ITER. Les bâtiments qui abritent les équipements de test des aimants supraconducteurs et des faisceaux de neutres, notamment, ont été sérieusement touchés. Dans une première estimation, les autorités japonaises ont évalué à un an le retard dans la livraison de certains éléments-clé d'ITER. Dans le cadre de ses responsabilités, ITER Organization a mis tout en œuvre pour limiter l'impact de cette catastrophe sur son calendrier. Les efforts consentis, tant au Japon qu'au sein d'ITER Organization, ainsi que le soutien sans faille des agences domestiques ont permis de maintenir l'obtention du Premier Plasma (novembre 2020) dans les limites que lui avait assigné la Feuille de Route (Baseline) de juillet 2010. La date retenue pour l'obtention du Premier Plasma est fixée au mois de novembre 2020. La date de lancement des opérations deutérium-tritium est fixée au mois de mars 2027. L'évolution du calendrier du projet fait l'objet d'une évaluation mensuelle ; dans un effort commun avec les Agences Domestiques, ITER Organization met en place des stratégies visant à compenser les retards partout où cela s'avère nécessaire. fermerTrois années de travail ont été nécessaires pour adapter, sur 104 kilomètres, les chaussées, les ponts et les ronds-points de l'Itinéraire ITER aux exigences des convois exceptionnels. Ces convois achemineront jusqu'au site d'ITER, à Cadarache, les éléments fabriqués par les pays membres de l'Organization et arrivés par mer au port de Berre-L'Étang. Deux convois-test seront organisés en 2013 pour vérifier le dimensionnement physique et la résistance de l'Itinéraire avant l'arrivée des premiers éléments en 2014. Entre 2014 et 2017, des convois exceptionnels parcourront l'itinéraire ITER de nuit à vitesse réduite, contournant seize villages, négociant seize ronds-points et franchissant trente-cinq ponts. La plus lourde des charges qu'ils transporteront pèse 900 tonnes ; la plus haute 10 mètres ; la plus large 9 mètres ; la plus longue 61 mètres. On peut s'attendre à ce que chacun de ces convois crée l'événement lors de son passage. fermer La construction d'ITER est fondée sur la collaboration entre les sept Membres d'ITER Organization. L'Europe assume 45,5% du coût de la construction ; la Chine, l'Inde, le Japon, la Corée, la Fédération de Russie et les Etats-Unis prennent chacun à leur charge 9,1% du coût restant. Les Membres d'ITER apportent l'essentiel de leur contribution (90%) « en nature », c'est-à-dire qu'ils fournissent directement à ITER Organization les bâtiments de l'installation et les éléments de la machine. La contribution « en nature » des Membres d'ITER a été répartie en quelque 140 « Accords de fourniture » (Procurement Arrangements). Ces documents décrivent les spécifications techniques et les procédures applicables aux systèmes, aux composants ou aux bâtiments du site. La valeur de chaque Accord de Fourniture est exprimée en ITER Units of Account (IUA), en français Unités de compte ITER, une monnaie intérieure conçue pour maintenir dans la durée la valeur attachée à la contribution de chaque Membre. Les fournitures ont été réparties entre les sept Membres d'ITER sur la base de la valeur des éléments qui les composent. Une fois le composant finalisé, sa valeur est créditée au compte du Membre qui l'a réalisé. Ainsi, contribuer au projet 9,1% de sa valeur revient à ajouter la valeur en IUA des différents éléments fournis. Pendant la phase d'exploitation, qui devrait durer de 2019 à 2037, les coûts seront répartis entre les différents Membres de la manière suivante : Europe, 34% ; Japon et Etats-Unis 13% ; Chine, Inde, Corée et Russie, 10% fermerLe coût de la construction d'ITER est aujourd'hui plafonné à 4 700 kIUA (ITER Units of Account, en français Unités de compte ITER). Ce plafonnement a été fixé par la Feuille de Route (Baseline) que le Conseil ITER a adoptée au mois de juillet 2010 — il ne peut en aucun cas être dépassé. Dans la mesure où chacun des Membres d'ITER est responsable de la fourniture en nature des éléments de l'installation, qu'il aura fabriqués sur son propre territoire et financés avec sa propre monnaie, la conversion du coût estimé de la construction en une monnaie unique n'est pas pertinente. Dans le cadre de l'Accord ITER, l'Unité de compte ITER a été créée pour répartir de manière équitable la valeur de chaque « Accord de fourniture » (Procurement Arrangement) entre les Membres du projet. L'Union européenne estime que sa contribution globale à la construction d'ITER s'élèvera à 6 milliards d'euros. La contribution des autres Agences Domestiques dépend d'une part des coûts industriels propres à chacun des pays membres, lesquels peuvent être plus ou moins élevés, et d'autre part du pourcentage de cette contribution à la construction de l'installation ITER. Sur la base de l'évaluation réalisée par l'Union européenne, on peut estimer à 13 milliards d'euros le coût de la construction d'ITER pour l'ensemble des membres du projet — encore ne s'agit-il là que d'une extrapolation : dans la mesure où le coût réel est différent pour chacun des Membres du projet, il s'avère impossible de fournir une évaluation plus précise du coût de l'ensemble du projet. ITER est financé par les sept pays, ou groupe de pays, membres du projet : la Chine, l'Union européenne (plus la Suisse au titre de sa participation à Euratom), l'Inde, le Japon, la Corée, la Russie et les Etats-Unis. Au total, le coût du projet ITER est partagé par 34 pays. L'évaluation du coût des autres phases du projet demeure inchangée. Le coût de la phase opérationnelle de l'installation (2019 jusqu'à l'horizon 2037) est évalué à 188 kIUA par an. Pour ce qui concerne les phases de mise à l'arrêt définitif (2037-2042) et de démantèlement, leur coût en euros a été respectivement établi à 281 et 530 millions (valeur 2001). fermerLa France contribue au projet ITER en tant que membre de l'Union européenne. Sa contribution, qui compte pour 20% à peu près de la participation européenne à ITER, a été estimée à 1,1 milliard d'euros pendant les dix années de la phase de construction. En tant que « Pays Hôte », la France a pris en outre un certain nombre d'engagements spécifiques : elle a mis à la disposition d'ITER un site sur lequel elle a réalisé l'ensemble des travaux préalables à la construction de l'installation : défrichement, nivellement et viabilisation. La France a créé une École internationale pour accueillir les enfants des personnels d'ITER et réalisé l'aménagement de l'Itinéraire ITER par lequel seront acheminés les éléments de la machine. La France participe également à la construction du Siège d'ITER Organization, à côté de l'Europe. Au terme de la phase opérationnelle du programme, elle aura également la responsabilité du démantèlement de l'installation et de la remise en état du site. D'emblée et de leur propre volonté, les collectivités locales de la région PACA se sont fortement impliquées dans le projet ITER. Les Conseils généraux des six départements les plus proches d'ITER (Hautes-Alpes, Alpes-de-Haute-Provence, Alpes-Maritimes, Vaucluse, Var and Bouches-du-Rhône), ainsi que le Conseil régional Provence-Alpes-Côte d'Azur et la Communauté du Pays d'Aix, ont apporté une contribution totale de 467 millions d'euros. Cette contribution doit être mise en regard des contrats de sous-traitance et des emplois que le projet ITER a générés dans la région : 1 420 millions d'euros de contrats ont déjà été attribués à des compagnies françaises, basées dans la région pour 65% d'entre elles (927 millions d'euros). fermerDepuis 2007, 1 200 personnes ont été employées sur le chantier, dans les travaux de préparation du site, la construction de l'École internationale Provence-Alpes-Côte d'Azur et l'Itinéraire ITER. Plus de 1 200 personnes travaillent aujourd'hui pour ITER Organization à Cadarache (personnel ITER, sous-traitants, personnel intérimaire, personnel de l'Agence Domestique européenne F4E et leurs sous-traitants). Avec leur famille, ils contribuent à la vie économique de la région. A partir de 2014 et jusqu'en 2017 les travaux de construction et d'assemblage de la machine devraient mobiliser entre 3 et 4 000 personnes. fermerLe coût d'ITER était basé sur le design de 2001. En 2008, alors que la recherche dans le domaine de la fusion avait réalisé d'important progrès, des modifications ont été apportées à la machine dans le cadre d'une revue de design détaillée. Ces modifications ont augmenté le coût global de l'installation. Dans le même temps, le nombre des Membres d'ITER passait de quatre à sept, ce qui a contribué à augmenter le nombre d'interfaces dans le design de la machine. Les coûts de construction également ont connu une forte augmentation depuis 2001—le prix de l'acier a doublé, celui du béton a triplé. On estime que la charge financière qui pèse sur ITER Organization a augmenté de 67%. Cette augmentation se répartit de la manière suivante : 29% dus à la finalisation du design ; 24% dus aux délais occasionnées par l'effort accru de finalisation; 8,5% dus à l'augmentation des coûts relatifs à l'assemblage de la machine et 5,5% dus aux évolutions matérielles liées aux progrès réalisés dans le domaine scientifique. fermerL'accord interinstitutionnel en vigueur entre le Conseil de l'Union européenne et le Parlement européen définit le cadre des financements pluriannuels jusqu'en 2013 et plafonne les sommes affectées aux grandes catégories de dépense. Il se trouve que l'accord relatif au financement d'ITER était basé sur une contribution estimée à 2,7 milliards d'euros pour la période de construction et qu'il ne prévoit pas de financement pour les besoins additionnels qu''ITER a identifiés au cours de l'année 2010. L'accord pluriannuel passé entre le Conseil de l'Union européenne et le Parlement européen a été modifié à la fin de l'année 2011. fermerLe budget de l'Union européenne pour l'année 2011, qui a été adopté par la Commission du Budget, comprenait les sommes qui devaient financer la contribution européenne au programme ITER en 2011. En décembre 2011, l'Union européenne a décidé d'allouer le complément de financement (1,3 milliards d'euros) à ITER indispensable pour les années 2012 et 2013. Pour ce qui concerne le financement du projet ITER sur le long terme, le Conseil de l'Union européenne a validé le coût total de la contribution européenne et l'a plafonné à 6,6 milliards d'euros pour la période 2007-2020. Ce plafond inclut l'ensemble des coûts (fonctionnement et autres) de l'Agence Domestique européenne Fusion for Energy (F4E) et la contribution du Pays Hôte (la France).Le 21 décembre 2011, la Commission européenne a proposé le financement de la contribution de l'UE à ITER en dehors de son cadre financier pluriannuel après 2013. Ce choix n'a pas été retenu : le 8 février 2013 le Conseil a trouvé un accord pour réintégrer le financement d'ITER dans le budget européen. La procédure de délivrance de l'Autorisation de création par les autorités françaises a duré plus de 30 mois. La procédure est celle qui s'applique à toute installation nucléaire de base (INB) située sur le territoire national :
ITER est la première installation nucléaire soumise aux exigences particulièrement rigoureuses de la loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, dite « Loi TSN ». C'est également la première fois qu'une installation de fusion est considérée comme Installation nucléaire de base (INB) et, à ce titre, soumise à un examen de sûreté en vue d'obtenir une Autorisation de création. fermerSuite à l'accident nucléaire survenu à la centrale de Fukushima Daiichi au Japon, l'Union européenne a décidé que la sureté des 143 installations nucléaires [en Europe] devrait être controlée sur la base d'une évaluation du risque transparente et exhaustive (« stress tests »). ITER est la première installation de fusion soumise à la procédure d'Autorisation de création d'installation nucléaire de base. Les autorités françaises de sûreté ont exigé que l'installation procède à cette évaluation des risques complémentaire. Dans un premier temps, ITER Organization a livré un rapport sur la méthodologie de ces évaluations, dont les termes ont été approuvés. Sur cette base ITER Organization a procédé aux contrôles exigés et remis aux autorités de sûreté nucléaire françaises, le 15 septembre, un rapport sur les « stress tests » effectués. fermerCompte tenu des termes de la requête du régulateur et de la solidité de la conception de la sûreté d'ITER, ce rapport de contrôle de la sûreté nucléaire ne devrait pas occasionner des coûts supplémentaires. fermerMême si la température de 100 millions de degrés Celsius est extrême, la densité du plasma (le nombre d'atomes par mètre cube) est environ un million de fois plus faible que celle de l'air et l'énergie totale qu'il contient n'est pas très élevée. La libération très rapide d'énergie peut entraîner des atteintes superficielles sur certains éléments face au plasma (fusion de la surface), insuffisants toutefois pour entraîner des dommages structurels. fermerLe site de Cadarache est classé en zone d'activité sismique modérée : appliquant la règlementation française et tenant compte de l'analyse géologique de la zone, le projet ITER et les autorités françaises ont conçu l'installation ITER de manière à ce qu'elle puisse résister à un séisme d'une amplitude 40 fois supérieure, libérant 250 fois plus d'énergie que tout séisme survenu dans la zone par le passé. Le bâtiment Tokamak d'ITER sera construit en béton spécialement renforcé et s'appuiera sur des plots-supports, ou piliers, spécialement conçus pour résister aux séismes. Cette technologie a été utilisée pour protéger du risque sismique d'autres structures de génie civil, comme les centrales électriques, et garantir que leur comportement sera conforme aux exigences de sûreté en cas de séisme. Au voisinage immédiat de l''installation ITER, des capteurs enregistreront toute activité sismique, quelle que soit son intensité. fermerConformément à la réglementation et aux pratiques françaises, la conception d'ITER prend en compte les risques externes. Le Rapport préliminaire de sûreté (RPrS), que l'organisation ITER a soumis aux autorités intègre une analyse approfondie des risques externes. Sont notamment envisagées les conditions climatiques extrêmes telles que chaleur, froid, vent, pluie et inondation, ainsi que foudre et incendie de forêt. L'analyse des risques d'origine humaine incluent les conséquences d'événements tels que des chutes d'avion, et une partie du Rapport préliminaire de sûreté est consacrée à démontrer la sûreté d'ITER face à des actes malveillants. Afin de définir les exigences des bâtiments en matière de sûreté, la hauteur d'eau maximale résultant d'une rupture de barrage suite à des épisodes pluvieux extrêmes a été prise en compte. Dans cette situation hypothétique, il subsiste une marge de plus de 30 m entre la hauteur maximale de l'eau et le premier soubassement des bâtiments nucléaires. fermerSeule une petite partie du tritium présent dans le Tokamak est effectivement consommée pendant la combustion du plasma. Le tritium sera séparé des gaz extraits de l'enceinte du Tokamak, purifié et stocké en vue de sa réutilisation. L'efficacité de l'élimination du tritium présent dans l'atmosphère de l'enceinte et dans les effluents liquides ; celle de sa récupération pendant l'exploitation du plasma ne dépendent pas de la performance de fusion du Tokamak. La conception de la machine est fondée sur un scénario dans lequel aucune quantité de tritium n'est « brûlée » et la totalité du tritium est transférée de l'enceinte du Tokamak vers le système de récupération. De nombreuses dispositions ont été prévues, dès la conception de l'installation, pour éviter les pertes de tritium. Une barrière de confinement statique efficace sera installée dans les zones de manipulation du tritium et une cascade de dépressurisation dans les bâtiments empêchera toute diffusion de tritium vers l'extérieur. Les systèmes de confinement statique et dynamique, ainsi que des systèmes de surveillance radiologique et environnementale, seront installés plusieurs années avant que la machine ne soit alimentée en tritium (c'est-à-dire dès le début de la phase d'exploitation deutérium-deutérium). Même les petites quantités de tritium générées pendant l'exploitation deutérium-deutérium seront éliminées et récupérées grâce à des systèmes de traitement du cycle de combustible. fermerLe tritium sera stocké sous forme d'hydrure métallique (c'est-à-dire qu'il sera chimiquement lié à un métal) dans des enceintes dédiées. Ces lits d'hydrure métallique sont très efficaces pour recueillir le tritium et le stocker de manière sûre. Seules les quantités nécessaires au fonctionnement du cycle de combustible seront libérées des lits d'hydrure métallique. En termes de confinement, la performance de ces lits sera conforme à un programme de qualification très strict. Les pertes survenant dans ces lits de stockage procèderont uniquement de la désintégration radioactive naturelle du tritium (la moitié du tritium se désintègre en hélium inerte tous les 12,3 ans). ITER a mis en place des méthodologies de confinement très sophistiquées, ainsi que des technologies capables d'éliminer et de récupérer le tritium en toute circonstance dans le cas très peu probable où celui-ci se diffuserait dans l'enceinte. Le contrôle du stock de tritium s'effectue au moyen d'une procédure de suivi et de mesures régulières de l'inventaire. Des mesures de sécurité seront prévues pour protéger le tritium stocké. fermerLa quantité maximale de tritium sur le site sera définie par les autorités de sûreté française et ne dépassera pas 4 kg. La quantité réelle présente dans ITER à un moment donné sera définie par les besoins opérationnels en fonction du Plan de recherche de l'installation. fermerLa conception d'ITER est telle que, même en cas de brèche accidentelle dans le Tokamak, les niveaux de radioactivité à l'extérieur de l'enceinte seraient encore très faibles. Le Rapport préliminaire de sûreté d'ITER inclut une analyse des risques et événements susceptibles d'entraîner des accidents dans l'installation. Pendant l'exploitation normale, l'impact radiologique d'ITER sur les populations les plus exposées sera mille fois inférieur au rayonnement ionisant naturel. Dans les scénarios les plus pessimistes, comme un incendie dans l'installation de traitement du tritium, aucune évacuation des populations avoisinantes ou autre contre-mesure ne serait nécessaire. fermerLes analyses de sûreté présentées dans le Rapport préliminaire de sûreté d'ITER considèrent l'environnement comme un tout, incluant les installations présentes, qu'elles soient nucléaires ou conventionnelles, et qui seraient susceptibles d'avoir une incidence sur ITER. Ces études montrent que la sûreté d'ITER ne sera pas affectée par les accidents survenant dans les installations voisines. fermerDans une machine de fusion de type tokamak, la quantité de combustible présente dans la chambre ne permet d'alimenter la combustion que pendant quelques secondes. Dans la mesure où les conditions très spécifiques de la réaction de fusion sont difficiles à obtenir et à maintenir, toute perturbation entraînera un refroidissement quasi instantané du plasma et un arrêt de la réaction, de la même façon qu'un brûleur à gaz s'éteint lorsqu'on ferme le robinet d'alimentation. Le processus de fusion ne présente donc aucun risque en soi et il n'existe aucun danger d'emballement de la réaction conduisant à une explosion. fermer Non. Ce qui s'est produit dans les réacteurs de fission de la côte nord-est du Japon, suite à un séisme de grande ampleur et au tsunami qu'il a généré, ne peut pas se produire dans ITER. Et ce, pour une raison simple : les réactions physiques, et les technologies mises en œuvre dans un réacteur de fission sont fondamentalement différentes de celles d'un réacteur de fusion. Dans ITER, comme dans les futurs réacteurs de fusion, il n'y aura jamais qu'une très petite quantité de combustible. Le combustible d'une installation de fusion est constitué d'un mélange gazeux — un plasma de deutérium et de tritium. Seul un approvisionnement continu en combustible permet d'alimenter la réaction de fusion. Si, pour une raison ou une autre, l'approvisionnement en combustible est interrompu, le processus de fusion est immédiatement stoppé. Il n'a aucun danger de « fonte du cœur » ou d'emballement de la réaction. fermerDans un réacteur de fission, il est indispensable de continuer à refroidir le cœur, même après la mise à l'arrêt de l'installation. En effet, la chaleur produite par le processus de décroissance des centaines de tonnes de combustible nucléaire contenues dans la cuve doit impérativement être évacuée. Dans ITER, comme dans les futurs réacteurs de fusion, la situation est totalement différente. La puissance thermique induite dans la chambre à vide sera faible. En supposant que la chambre à vide ne puisse être activement refroidie, ce qui pourrait être le cas dans l'hypothèse d'une panne totale des systèmes de refroidissement, l'augmentation de la température ne menacerait en aucune manière l'intégrité de l'enceinte. fermerDepuis le début des années 1960, les physiciens explorent les propriétés des plasmas produits au sein des tokamaks. Ils ont pu établir que dans certaines conditions — par exemple lorsque pour un champ magnétique donné l'intensité du courant circulant dans le plasma, la pression ou la densité atteignent des niveaux trop élevés — le plasma peut devenir instable. Une disruption est une instabilité qui peut se développer au sein du plasma. Les disruptions conduisent à une dégradation, voire à une perte, du confinement magnétique du plasma. Du fait de la grande quantité d'énergie que contient le plasma, la perte de confinement consécutive à une disruption peut soumettre les éléments internes de la chambre à vide à de fortes charges thermiques, ainsi qu'à de fortes contraintes mécaniques, ces dernières affectant également la chambre à vide elle-même et les bobines du tokamak. Dans certains cas, l'intense champ électrique qui se créée lors d'une disruption, génère un flux d'électrons relativistes (dont la vitesse est proche de celle de la lumière). En s'échappant du plasma, ce flux d'électrons « découplés » peut pénétrer jusqu'à une profondeur de plusieurs millimètres dans les éléments internes de la chambre à vide. fermerEn l'absence de mesures de prévention appropriées, les charges thermiques et le dépôt des électrons découplés pourraient causer des dommages localisés aux éléments placés face au plasma. En outre, dans certaines conditions extrêmes, les contraintes mécaniques pourraient conduire à la déformation de certains éléments de la machine. Les disruptions ne sont pas déclenchées par le hasard ; elles se produisent lorsque certaines limites, très bien définies, se trouvent dépassées. Dans la plupart des tokamaks, des disruptions ont été observées, évitées et prévenues. L'un des objectifs d'ITER est d'affiner un scénario opérationnel parfaitement stabilisé, de manière à ce que l'occurrence des disruptions soit la plus faible possible. Au cours des premières années d'exploitation, les opérateurs de la machine chercheront à provoquer de manière délibérée des événements « disruptifs ». Il s'agira alors d'analyser ces événements et d'apprendre à les contrôler dans un plasma aux paramètres réduits et à faible énergie, de manière à ce que les disruptions ne puissent causer de dommages à la machine lorsque le courant plasma et l'énergie atteindront leur intensité maximale. En « poussant » la machine vers la disruption pendant la production de plasmas de faible intensité, les opérateurs d'ITER pourront déterminer leur domaine de stabilité. Une fois ce domaine délimité, l'augmentation de l'intensité du courant et de l'énergie contenue dans le plasma ne sauraient conduire le plasma à « disrupter » spontanément — à condition que ces paramètres demeurent dans les limites de la zone de stabilité. Il existe une abondante littérature scientifique traitant des disruptions (voir en particulier Nuclear Fusion) ainsi que sur les stratégies opérationnelles et les modes de conduite de la machine permettant de les éviter ou, si cela s'avère impossible, d'en prévenir les conséquences. Les disruptions sont partie intégrante des bases de données publiques de la physique d'ITER, analysées et validées par la communauté scientifique ("ITER Physics Basis" Nuclear Fusion, 47; 2007, qui a complété le rapport initial de 1999). Au sein de la communauté des physiciens spécialistes de la fusion, les disruptions forment un domaine de recherche très dynamique dont l'objectif est de parfaire les modèles et techniques permettant d'éviter leur survenue ou de limiter leurs conséquences. fermerComme de très nombreux tokamaks de par le monde, le tokamak européen JET depuis 1983 et le tokamak CEA-Euratom Tore Supra depuis 1988 fonctionnent de manière totalement sûre et satisfaisante. Dans toutes ces machines, lorsqu'on explore de nouveaux régimes de plasma ou au cours d'expériences spécifiquement destinées à l'étude des disruptions et de leur atténuation, des disruptions peuvent se produire plusieurs fois par jour — elles n'ont jamais conduit à la destruction, ni même à une rupture de l'enceinte de la chambre à vide. La chambre à vide d'ITER et ses éléments internes ont été conçus pour résister aux forces que généreront, pendant la durée de vie de la machine, les quelque 3 000 disruptions qui pourraient se produire pendant les phases de fonctionnement à « plein régime ». La résistance d'ITER aux disruptions est fondée sur les « lois d'échelle » (« lois d'ingénierie ») qui ont permis de dimensionner les structures choisies pour ITER ; lesquelles ont été validées par des expériences réalisées sur d'autres tokamaks. Il est important de souligner que les disruptions n'ont pas d'incidence sur la sûreté de l'installation : elles ne présentent aucun risque pour l'intégrité de la chambre à vide. L'énergie déposée par les disruptions peut toutefois, au fil du temps, altérer la partie superficielle des éléments face au plasma, tels que les cibles du divertor et les modules de la première paroi. Ces derniers ont été conçus pour être, le cas échéant, remplacés. Ces opérations toutefois prennent du temps et réduisent la disponibilité de la machine. C'est pourquoi il est important de développer des techniques de prévention des disruptions et d'atténuation de leurs effets de manière à limiter les forces et les charges supportées par la machine. Ainsi, la fréquence de changement des éléments pourrait être sensiblement réduite et l'exploitation scientifique de la machine optimisée. Pendant la phase de mise en service progressive d'ITER, les paramètres de la machine (courant plasma, énergie plasma) seront maintenus en deçà des seuils permettant la production d'énergie de fusion. Ainsi, pendant cette phase « d'apprentissage », les dégradations que les disruptions pourraient causer aux éléments de la machine seront minimisées. La mise en œuvre de plasmas de faible énergie, avec de faibles intensités de courant, permettra dans un premier temps d'apprendre à « conduire » la machine de manière à éviter les disruptions ou à en atténuer les effets ; dans un deuxième temps, on explorera des scénarios opérationnels plus avancés, mettant en jeu des courants de plus forte intensité et des niveaux d'énergie plus élevés qui imposeront aux éléments de la machine de plus fortes contraintes. Cette stratégie ne diffère pas de celle qui a été mise en œuvre au JET, le plus gros tokamak aujourd'hui en activité. ITER a été conçu en anticipant un taux de disruptions de l'ordre de 10% de l'ensemble des plasmas produits. Dans une première phase, la production de plasmas de faible énergie permettra aux physiciens de caractériser les disruptions sans que l'intégrité de la machine soit affecté. La prévention/atténuation des disruptions est un des objectifs scientifiques d'ITER. Cet objectif s'inscrit dans la perspective du développement futur des centrales de fusion électrogènes fondées sur l'architecture du tokamak. fermerLe design du système de prévention/atténuation des disruptions (Disruption Mitigation System/DMS) d'ITER est en cours d'élaboration. Dans sa recherche de la méthode, ou combinaison de méthodes, optimales, ITER Organization prend en compte l'efficacité attendue tout autant que la fiabilité du système, sa flexibilité et son coût. Deux méthodes prometteuses sont aujourd'hui privilégiées. Elles seront affinées et optimisées en fonction des futurs scénarios d'ITER dans les mois qui viennent. L'injection massive de gaz ou de « glaçons,» introduisant en 10 millisecondes une quantité massive (jusqu'à 500g) de particules de gaz dans la chambre à vide, permet de dissiper l'énergie d'une disruption avant qu'elle ne concentre sa charge sur la paroi. Éprouvées sur de nombreuses installations, ces techniques n'ont cependant jamais été mises en œuvre dans l'environnement d'une installation de la taille d'ITER. La communauté des physiciens de fusion poursuit activement le programme de recherche et de développement sur la prévention/atténuation des disruptions. Des expériences réalisées, entre autres, sur les tokamaks ASDEX Upgrade (Allemagne), Tore Supra (France), DIII-D (États-Unis) et JET (Europe) contribuent à affiner l'approche de la prévention/atténuation des disruptions dans le tokamak ITER. Les moyens toujours plus puissants de la simulation numérique sont également mis à contribution pour mettre au point la stratégie qui sera la mieux adaptée. Dans la machine ITER, le système de prévention/atténuation des disruptions fonctionnera de manière automatique. Il sera déclenché par des capteurs et des algorithmes conçus pour évaluer la probabilité de l'imminence d'une disruption. Si l'on considère qu'ITER produira en moyenne 10 décharges de plasma chaque jour, que l'on anticipe des disruptions dans 10% d'entre elles, on peut qualifier « d'opérations de routine » le fonctionnement de ce système qui se déclenchera en moyenne une fois par jour — du moins pendant la première phase d'exploitation, tandis que seront élaborés les scénarios opérationnels. Pour savoir plus sur les disruptions, voir le site de l'Institut de Recherche sur la fusion magnétique (IRFM): http://www-fusion-magnetique.cea.fr/. fermerEn tant qu'opérateur, ITER assume la responsabilité financière du stockage temporaire et final des déchets d'exploitation radioactifs. La France, pays d'accueil du projet ITER, sera responsable de la phase de démantèlement et de la gestion des déchets qui en résulteront ; le coût de ces activités sera provisionné par ITER pendant la phase d'exploitation. La France sera également chargée de fournir un entreposage temporaire pour une partie des déchets opérationnels en attendant leur stockage définitif ; ces opérations seront financées dans le cadre des coûts d'exploitation d'ITER. fermerL'alimentation électrique du site ITER sera assurée par le réseau existant, qui alimente déjà le tokamak Tore Supra du CEA-Cadarache. Le poste RTE ITER, et son raccordement, ont été finalisé en juin 2012. La consommation électrique du tokamak ITER variera de 120 MW en régime stationnaire à 620 MW lors des périodes de pointe de 30 secondes. Les usagers locaux ne subiront aucune perturbation. ITER utilisera chaque année près de 3 millions de mètres cubes d'eau. Cette eau, qui proviendra du canal de Provence tout proche, sera acheminée par gravité jusqu'à l'installation de fusion par des conduites enterrées. L'eau est essentielle au fonctionnement d'ITER, mais le volume prélevé ne représentera que 1% du volume total transporté par le canal de Provence. L'effet conjugué de l'installation ITER et des installations du voisin CEA sur le volume total transporté par le Canal de Provence ne dépassera pas 5%. fermerLes réacteurs de fusion nucléaire ne produisent pas de déchet de haute activité à vie longue. Le produit de la fusion, sous forme de combustible « brûlé », est de l'hélium, un gaz non radioactif. La radioactivité présente dans le système procède d'une part du combustible (tritium), d'autre part des matériaux qui auront été activés pendant les phases de fonctionnement de la machine. Des techniques de télémanipulation seront mises en œuvre tout au long de la vie opérationnelle de la machine pour remplacer, en fonctions des besoins, les éléments de la chambre à vide. La demi-vie de la plupart des radioéléments présents dans ces « déchets » ne dépassant pas la dizaine d'années, leur radioactivité aura diminué de manière sensible au bout de 100 ans. Dans les machines futures, ce laps de temps pourrait être encore réduit grâce à l'utilisation de matériaux dits « à faible activation ». Une part importante de la recherche dans le domaine de la fusion est aujourd'hui consacrée au développement de tels matériaux. Pendant les vingt années que durera la phase opérationnelle du projet, ITER produira quelque 1 200 tonnes de déchets. Les déchets issus du démantèlement seront constitués à 90% de déchets de très faible, faible et moyenne activité à vie courte. Au terme de 100 ans de décroissance naturelle, 6 000 tonnes de déchets conditionnés subsisteront — l'équivalent d'un cube de 10 mètres d'arête. Le calendrier d'exploitation actuel ne prévoit pas le remplacement de la première paroi d'ITER. Cependant, des dispositions ont été prévues pour la remplacer, si besoin, une fois au cours de la durée de vie d'ITER. L'élément qui subit la plus grande partie de la charge thermique provenant du plasma (le divertor) devra, lui, être remplacé plusieurs fois pendant la vie de l'installation. Le divertor a été spécialement conçu pour que cette manipulation puisse être commandée à distance. Il faudra peut-être également remplacer d'autres éléments dans le cadre d'opérations de maintenance corrective. fermerLes risques liés au remplacement de la première paroi ont été étudiés et pris en compte lors de la conception de l'installation ; ils sont inclus dans le Rapport préliminaire de sûreté (RPrS) qui fait partie de la procédure de délivrance de permis d'ITER. Des techniques de télémanipulation ont été mises au point pour les applications de fusion. Elles ont été largement utilisées, par exemple, lors de la mise à niveau récente du JET (Joint European Torus) afin de s'assurer que le personnel n'est pas exposé aux composants radioactifs. fermerLes matériaux irradiés seront transférés dans un château de confinement vers des compartiments clos et blindés (cellules chaudes). Dans ces cellules chaudes, plusieurs opérations seront réalisées, notamment le nettoyage, la collecte de poussières, la détritiation, le reconditionnement et la mise au rebut. Les déchets, classés de niveau moyen, seront stockés dans les cellules chaudes d'ITER. Comme le spécifie le Rapport préliminaire de sûreté (RPrS), toutes ces procédures sont intégrées à l'exploitation d'ITER. De ce fait, elles sont également examinées par l'Autorité de sûreté nucléaire française dans le cadre de la procédure de délivrance de l'Autorisation de création. fermer La communauté scientifique de la fusion a accumulé plus de vingt années d'expérience dans l'exploitation de grands aimants supraconducteurs, notamment grâce au Large Helical Device (Japon) et à Tore Supra (France). Toute perte de supraconductivité est facilement détectée et l'énergie stockée est absorbée par des circuits de sécurité constitués de résistances externes montées en série sur les bobines. En cas de défaillance du système de sécurité et de ses sauvegardes, les bobines peuvent subir des dégâts, mais ceux-ci ne remettent pas en cause l'intégrité de la première barrière de confinement. fermerLes centrales de fusion contrôlée du futur devront produire le tritium qu'elles consommeront. Pour ITER toutefois, l'autosuffisance en tritium n'est pas indispensable. L'une des missions d'ITER dans les dernières phases du programme d'exploitation, consistera à démontrer la faisabilité d'un ou plusieurs concepts de production de tritium via le programme dit « Module de couverture test » (Test Blanket Module = TBM). Le programme TBM s'appuiera sur des études de production de tritium réalisées depuis plusieurs années, en particulier par l'Union européenne qui possède une grande expertise dans ce domaine. Ce savoir cumulé permet d'aborder avec une grande confiance la contribution d'ITER à l'autosuffisance des installations de la génération suivante. fermerToutes les études conceptuelles réalisées dans le cadre du programme de fusion européen ont démontré que le déploiement commercial des centrales de fusion ne sera pas limité par la disponibilité du combustible et des matières premières. Le deutérium combustible et le lithium (matière première à partir duquel le tritium combustible est produit par l'interaction des neutrons de la fusion avec le lithium) sont tous deux largement présents sur la planète : ITER et les prochaines machines de fusion utilisant la technologie actuelle en matière de supraconducteurs n'utiliseront qu'une part infime de la production mondiale d'hélium. L'une des plus grandes réserves d'hélium est constituée par la « Réserve stratégique » des Etats-Unis. Une partie de cette réserve a été mise sur le marché, ce qui a conduit à en diminuer le volume. Dans le même temps, dans le monde entier, de nouveaux gisements d'hélium sont entrés en production. D'importantes réserves, qui ne sont pas encore exploitées, garantissent qu'il n'y aura pénurie ni pour gonfler les ballons, ni pour refroidir les aimants supraconducteurs — les deux domaines les plus consommateurs d'hélium. Le prix de l'hélium dans les décennies qui viennent sera largement déterminé par l'offre et la demande. Dans tous les cas, aucune pénurie n'est anticipée. Lorsqu'ils entreront en exploitation, les réacteurs de fusion pourront non seulement produire le combustible qu'ils consommeront (le tritium) ; l'hélium issu de la réaction de fusion permettra de préserver les réserves naturelles de cet élément. fermer |
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