Accords de fournitureLes Accords de fourniture sont une particularité du projet ITER. Chacun de ces documents définit dans leurs moindres détails les spécifications techniques et administratives relatives à la fourniture des éléments destinés à la machine ou aux constructions édifiées sur le site. La valeur de chaque Accord de fourniture est exprimée en Unités de compte ITER (ITER Units of Account—IUAs). Près de 140 Accords de fourniture sont d'ores et déjà programmés pour réaliser les lots de travaux de la construction d'ITER. AIEAAgence internationale de l'énergie atomique, basée à Vienne, en Autriche. www.iaea.org. Aimant supraconducteur(Superconducting magnets) Bobine d'excitation supraconductrice qui circonscrit le tore pour confiner le plasma à l'intérieur de celui-ci sans qu'il entre en contact avec sa surface interne. Alcator C-ModTokamak expérimental exploité par le Massachusetts Institute of Technology (MIT) à Boston, aux États-Unis. L'un des trois grands tokamaks nord-américains, avec DIII-D et NSTX. Voir www.psfc.mit.edu. AntenneAntenne de chauffage délivrant au plasma une puissance hyperfréquence aux fréquences cyclotronique électronique et cyclotronique ionique. Approche élargieEn février 2007, la Communauté européenne de l'énergie atomique (Euratom) et le gouvernement japonais ont signé un accord baptisé « Approche élargie » (Broader Approach), portant sur un programme de recherche et de développement destiné à soutenir ITER pendant une période de dix ans. Arrêt du plasma(Plasma shutdown) Procédure d'extinction du plasma au terme d'une décharge de combustion, consistant à réduire l'énergie thermique du plasma puis à faire baisser le courant qui le parcourt jusqu'à ce que celui-ci atteigne une valeur nulle. ASDEX UpgradeLe tokamak ASDEX Upgrade de Garching, doté d'un divertor, est la plus grosse machine de fusion d'Allemagne. Voir www.ipp.mpg.de. Bobine de champ poloïdal(Poloidal field coils) Elément 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.Bobine de champ toroïdal(Toroidal field coils) Composant 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. Bobine de correction(Correction coils) Bobine permettant de compenser les petites anomalies du champ magnétique de confinement dues à des défauts d'alignement pendant la fabrication. Bobine d'induction(Induction Coil) Transformateur utilisé pour produire des impulsions haute tension dans l'enroulement secondaire par coupure du courant direct dans l'enroulement primaire. Bobine supraconductrice(Superconducting coil) Bobine magnétique utilisant des matériaux supraconducteurs dont la résistivité devient nulle aux températures inférieures à une température critique. Bouclier(Shield) Composant du tokamak qui absorbe les neutrons et dissipe la chaleur, protégeant ainsi la chambre à vide et les aimants. Bouclier de couverture(Blanket shield) Premier élément face au plasma, qui dissipe la chaleur et protège la chambre à vide et les aimants contre les dégradations dues au rayonnement. BreakevenLe « 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. La performance de fusion est exprimée par le paramètre Q. Le « breakeven » (Q=1) n'a jamais été atteint à ce jour. Le record actuel est détenu par le JET, qui est parvenu à restituer sous forme d'énergie 70 % de la puissance qui lui avait été apportée. ITER a été conçu pour générer plus d'énergie qu'il n'en reçoit : la machine produira 500 MW d'énergie pour 50 MW consommés (Q=10). Canal du divertorZone du divertor vers laquelle sont dirigées les lignes de force de la couche extérieure du plasma. Cellule chaude(Hot Cell) 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. Chambre à vide(Vacuum vessel) Les réactions de fusion se produisent dans la chambre à vide, qui constitue le coeur de l'installation. La chambre à vide joue le rôle de barrière de confinement dans le tokamak et limite le flux de chaleur vers les bobines de champ toroïdal. Champ poloïdal(Poloidal field) 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. Champ toroïdal(Toroidal field) Champ magnétique généré par un courant électrique circulant autour d'un tore. Charge neutronique sur la paroi(Neutron wall loading) Flux d'énergie transporté par les neutrons issus des réactions de fusion vers la première barrière physique qui entoure le plasma. Chauffage à résonance cyclotronique électronique(Electron Cyclotron Resonance Heating). 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. Chauffage à résonance cyclotronique ionique(Ion Cyclotron Resonance Heating) 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. Chauffage additionnelChauffage 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(Ohmic heating) 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. Chauffage par effet Joule(Resistive heating) Voir Chauffage ohmique. Circuit d'eau de refroidissement(Cooling Water System) 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. Combustion(Burn) Pendant la décharge de plasma, la période pendant laquelle la puissance de fusion atteint son niveau maximum et demeure plus ou moins constante. Conducteur NbTi(Conducteur NbTi) Supraconducteur souple constitué d'un composé niobium-titane, capable de supporter un champ magnétique de 10 T, refroidi par une circulation d'hélium à la température de 4,5 K (-269 °C). ConfinementRestriction d'un plasma chaud à un volume donné aussi longtemps que possible en faisant intervenir des aimants et des effets de striction. Confinement magnétique(Magnetic confinement) Maintien d'un plasma par des champs magnétiques de configuration spécifique pendant des expériences de fusion. On parle aussi de « bouteille magnétique ». Courant du plasma(Plasma current) Courant électrique qui circule à l'intérieur du tore. Courant toroïdal(Toroidal current) 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.Couverture(Blanket) La couverture tapisse les surfaces internes de la chambre à vide, protégeant la chambre et les aimants supraconducteurs contre la chaleur et les flux de neutrons de la réaction de fusion. Elle ralentit les neutrons, transformant leur énergie cinétique en énergie thermique qui sera dissipée par les fluides de refroidissement. Dans les centrales de fusion, cette énergie sera utilisée pour produire de l'électricité. Certains des 444 modules de couverture du tokamak ITER serviront à tester les matériaux destinés à produire du tritium à partir des neutrons générés par la réaction de fusion. Couverture tritigène(Breeding blanket) 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. Cryogénique(Cryogenic) Terme désignant les substances et les matériaux à très basse température (inférieure à -150 °C). Cryopompe(Cryopump) Système de pompage à vide utilisant des panneaux refroidis à l'hélium liquide. CryostatEnceinte sous vide construite autour d'un tokamak supraconducteur dans laquelle on peut faire le vide à température ambiante. Le cryostat assure l'isolation thermique requise pour maintenir les aimants à basse température. Décroissance rapide du courant(Quench) 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. Démantèlement(Decommissioning) 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. DEMORéacteur de fusion de démonstration. Dispositif expérimental qui succédera à ITER et aboutira au premier réacteur de fusion capable de produire de l'énergie à des fins commerciales. DEMO produira quelques centaines de mégawatts d'électricité et utilisera toutes les technologies requises pour une installation commerciale. DeutériumIsotope de l'hydrogène dont le noyau renferme un neutron et un proton. DiagnosticLes installations de diagnostic permettent de déterminer et de contrôler les propriétés et le comportement d'un plasma au cours d'une expérience. DIII-DLe tokamak DIII-D a été développé dans les années quatre-vingt par General Atomics, à San Diego (États-Unis), dans le cadre de travaux visant à obtenir une réaction de fusion par confinement magnétique. Voir www.ga.com/energy. Direction poloïdale(Poloidal direction) Mouvement dans le plan vertical, perpendiculaire au tore du plasma, le long de projections dans ce plan de l'une quelconque des surfaces de flux toroïdal du tokamak. Direction toroïdale(Toroidal direction) Direction parallèle à la plus grande circonférence d'un tore en forme d'anneau. Disruption d'un plasma(Plasma disruption) Transfert rapide d'énergie depuis le plasma vers une partie de la structure face au plasma en cas de perte de confinement due à des instabilités. DivertorComposant de la machine ITER qui assure l'extraction des « cendres » d'hélium et de la chaleur produite par le plasma pendant le fonctionnement du tokamak. Situé sur le « plancher » de la chambre à vide, le divertor est constitué de 54 cassettes qui peuvent être extraites par télémanipulation. Chaque cassette contient trois éléments qui font directement face au plasma, également appelés « cibles » : une cible verticale interne, une cible verticale externe et un dôme. EASTEAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) est un tokamak supraconducteur expérimental. Ce réacteur se trouve à Hefei, capitale de la province d'Anhui, dans l'est de la Chine. EFDAEuropean Fusion Development Agreement. Accord européen pour le développement de la fusion. Voir www.efda.org. Élément face au plasma(Plasma facing components) 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. Eléments face au plasma(In-vessel components) Les éléments face au plasma comprennent la couverture, le divertor, les systèmes d'alimentation en combustible et de pompage interne, les obturateurs des pénétrations et les capteurs de diagnostic installés directement sur les parois de la chambre. ELMEdge Localized Mode. « 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.Enceinte de protection biologique(Bioshield) 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. Faisceau de neutres(Neutral Beam) Faisceau d'atomes neutres très énergétiques, généralement un isotope de l'hydrogène comme le deutérium, qui sont projetés au cœur du plasma par un dispositif d'injection. Ces atomes très énergétiques transfèrent leur énergie au plasma, augmentant ainsi sa température. Faisceau d'électrons(Electron Beam) 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. FissionPhénomène par lequel un neutron entre en collision avec un noyau et le scinde en plusieurs fragments. La fission nucléaire est accompagnée d'une émission de neutrons très rapides, d'un dégagement de chaleur et de rayonnement. Fonctionnement en régime permanent(Steady state operation) Dans le cas d'ITER, exploitation du plasma de manière à ce que l'arrêt de la décharge ne soit pas déterminé par le comportement du plasma mais par une intervention de l'exploitant. Fonctionnement qui peut en principe se poursuivre de manière continue. FusionRéaction consistant à combiner deux noyaux atomiques légers pour donner naissance à un noyau plus lourd, dont la masse est inférieure la somme de celle des deux atomes de départ, en dégageant une grande quantité d'énergie. Fusion magnétique(Magnetic fusion) Utilisation de champs magnétiques pour confiner un plasma de fusion. Génération de courant(Current drive) Moyen de production du courant toroïdal du plasma. Glaçon de combustible(Fuel pellets) 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. Grand rayon du plasma(Major plasma radius) Centre de la dernière surface magnétique fermée à la hauteur de la largeur maximum du plasma. Grand rayon du tore. GyrotronTube de transmission de puissance hyperfréquence utilisé pour produire des ondes électromagnétiques de l'ordre du gigahertz afin de chauffer le plasma dans sa plage de résonance cyclotronique électronique. Hélium supercritique(Supercritical helium) 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. IFMIFInternational 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. Conçu par le Japon, l'Union européenne, les États-Unis et la Russie et géré par l'Agence internationale de l'énergie atomique, 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. IgnitionLe point à partir duquel une réaction de fusion s'auto-entretient. Au point d'ignition, l'auto-chauffage suffit à compenser toutes les pertes d'énergie, si bien qu'il n'est plus nécessaire de mobiliser des sources de chauffage externes pour entretenir la réaction. ImpuretéLes impuretés sont des atomes d'éléments indésirables présents dans le plasma, provenant généralement des parois qui l'entourent. Injecteur de glaçons(Pellet injector) 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. Injection de gaz(Gas puffing) 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 ». Installation cryogénique(Cryoplant) Installation utilisée pour liquéfier l'hélium et l'azote destinés au refroidissement des aimants, des panneaux du système de pompage à vide, etc. IonAtome qui perdu un ou plusieurs électrons et qui, de ce fait, est devenu porteur d'une charge électrique. Un atome totalement ionisé a perdu l'ensemble de ses électrons. IonisationPhénomène par lequel un atome neutre gagne ou perd un électron, devenant ainsi un ion. IsotopeChacune des formes d'un même élément dont le noyau renferme un nombre de protons identiques mais un nombre de neutrons différents. 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.Source: IAEA ITER Newsletter n°1 (septembre 1988) ITPAInternational 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 : www.itpa.ipp.de. et aussi la page ITPA sur le site web ITER.IUALe 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. JETJoint European Torus, situé à Culham, au Royaume-Uni. Voir www.jet.efda.org. JT 60SATokamak japonais JT-60 en voie de remaniement (JT-60SA). Voir http://www.jt60sa.org/. KSTARKSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) est une machine de fusion magnétique construite au National Fusion Research Institute de Daejon, en Corée sur Sud. Voir http://www.nfri.re.kr/english/ Ligne de faisceau(Beamlines) 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. LithiumPrésent dans les sels et les minéraux de la croûte terrestre, le lithium est le plus léger des métaux. Manipulation du tritium(Tritium handling) Procédure consistant à extraire le tritium présent dans les flux gazeux, notamment les effluents du plasma et l'atmosphère de l'installation, et à le recycler comme combustible dans le plasma ou à le stocker dans le respect des règles de sécurité. MASTMega Amp Spherical Tokamak, situé à Culham, au Royaume-Uni. Voir www.fusion.org.uk Mise en service(Commissioning) Procédure consistant à rendre opérationnels les composants et les systèmes de l'installation ou du réacteur après leur construction et à vérifier leur conformité avec les hypothèses de calcul et les critères de performance. Module de couverture(Blanket module) La couverture interne 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.NSTXLe National Spherical Torus Experiment est un tokamak sphérique exploité depuis 1999 par le Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL), aux États-Unis. Voir www.pppl.gov. Pénétration équatoriale(Equatorial port) 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. Pénétration inférieure(Lower ports) 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. Pénétration supérieure(Upper ports) 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. Performance de fusionDegré d'amplification de la puissance reçue (Q) ou temps de confinement de l'énergie pendant une réaction de fusion. PlasmaQuatrième état de la matière. A très haute température, les électrons sont dissociés des noyaux et le gaz se transforme en plasma, un gaz chaud électriquement chargé. Dans les étoiles, comme dans les machines de fusion, les plasmas constituent un environnement dans lequel les éléments légers peuvent fusionner et produire de l'énergie. 99 % environ de l'univers connu se trouve à l'état de plasma. Le soleil, les ampoules fluorescentes et les tubes à décharge gazeuse sont des exemples de plasmas. Plasma deutérium-tritiumPlasma dont les combustibles de fusion sont le deutérium et le tritium. Aussi appelé plasma DT. Plasma en combustion(Burning plasma) Plasma dans lequel l'énergie des noyaux d'hélium issus de la réaction de fusion suffira à entretenir sa température. Il deviendra alors possible de limiter le recours aux systèmes de chauffage externe, voire de s'en passer totalement. Obtenir un plasma en combustion générant de lui-même au moins 50 % de l'énergie nécessaire à la réaction de fusion constitue une étape déterminante sur la voie de la production d'électricité issue de l'énergie de fusion. Pompe à vide(Vacuum pumps) Pompe qui extrait un gaz, généralement de l'air, d'une chambre pour créer un vide dans celle-ci. ITER fait appel à différents types de pompes à vide, en fonction de la qualité et du degré de vide recherchés. Première paroi(First wall) Surface interne du tokamak la plus proche du plasma. QAmplification 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. 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 la machine n'en aura reçu. Réaction deutérium-tritiumRéaction entre les noyaux de deux isotopes de l'hydrogène, le deutérium et le tritium, visant à dégager de l'énergie par fusion nucléaire et produisant des noyaux d'hélium et des neutrons. Refroidissement(Cooldown) 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. SievertSymbole : Sv. Unité internationale de mesure d'équivalent de dose de rayonnement ionisant. Par exemple, une radio des poumons délivre une dose de 150 µSv. Solénoïde central(Central solenoid) Gros transformateur intégré au système d'électroaimants d'ITER, qui génère et maintient le courant circulant à l'intérieur du plasma pour le chauffer et lui donner sa forme. StellaratorDispositif inventé par Lyman Spitzer (États-Unis) pour confiner un plasma dans un tube de forme oblongue. Ce dispositif toroïdal utilise des bobines de champ magnétique externes pour produire un champ poloïdal dans un plasma. Supraconducteur(Superconductor) Matériau qui n'oppose pas de résistance au passage du courant électrique. Supraconductivité(Superconductivity) Passage du courant électrique sans résistance dans certains métaux, alliages ou composés maintenus à des températures proches du zéro absolu. Système de cycle du combustible(Fuel cycle system) Système permettant d'extraire le deutérium, le tritium et les impuretés des effluents du plasma et les traite en vue de les réinjecter dans le plasma. T-15Tokamak-15, dispositif expérimental de l'institut Kurchatov de Moscou. Premier tokamak ayant utilisé des aimants supraconducteurs pour contrôler le plasma. Technologie de production de tritium(Breeding technologies) 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. Télémaintenance(Remote maintenance) 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. Télémanipulation(Remote Handling) Manipulation d'outils ou d'éléments par des machines commandées à distance. Température du plasma(Plasma temperature) 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. Temps d'arrêt(Shut down time) Intervalle de temps entre la fin de la combustion et la fin de l'état de plasma, compris dans le temps de fonctionnement. Temps de confinement(Confinement time) 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 ». Temps de confinement de l'énergie(Energy confinement time) 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. Temps de montée en intensité(Ramp-up time) 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. TFTRLe 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 : www.pppl.gov. TokamakMachine de fusion conçue pour confiner un plasma à l'intérieur d'une chambre en forme d'anneau (tore) au moyen de deux champs magnétiques. Le premier champ est créé autour du tore par des bobines électriques alors que le deuxième est généré par un courant électrique de forte intensité circulant à l'intérieur même du plasma. Le concept de tokamak a été développé dans les années cinquante par les physiciens soviétiques Igor Yevgenyevich Tamm et Andrei Sakharov. Le terme « tokamak » est une translittération d'une expression russe (toroidalnaya kamera + magnitnaya katushka) signifiant « chambre toroïdale avec bobines magnétiques ». Tokamak à régime permanent(Steady state tokamak ) 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. ToreSurface de révolution engendrée par la rotation d'un cercle autour d'un axe extérieur au cercle et situé dans son plan. Les « doughnuts » américains et les chambres à air sont des exemples de tores. Le solide contenu dans cette surface est appelé toroïde. Tore SupraInstallation de fusion utilisant des bobines supraconductrices exploitée dans le cadre de l'association CEA-Euratom à Cadarache (France) dans le but d'étudier le fonctionnement des tokamaks à décharges longues. Triple produit de fusion(Fusion triple product) Le « triple produit » de la densité, du temps de confinement et de la température du plasma 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 d'un facteur six pour atteindre les seuils de performance exigés par une centrale industrielle de fusion. TritiumTroisième isotope de l'hydrogène, dont le noyau contient un proton et deux neutrons. |
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