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Le glossaire (A-Z)

I

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

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

Le point à partir duquel une réaction de fusion s'auto-entretient complètement. 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.
Les impuretés sont des atomes d'éléments indésirables présents dans le plasma, provenant généralement des parois qui l'entourent.
Dispositif qui projette à grande vitesse des petites pastilles de deutérium congelé, au cœur d'un plasma chaud. Cette méthode permet de faire pénétrer le combustible à l'intérieur du plasma plus efficacement que la technique d'injection de gaz classique. (Pellet injector)
Technique consistant à injecter, par le biais de vannes, du combustible ou du gaz d'impuretés dans la chambre de manière à alimenter les zones périphériques du plasma. Pour projeter le combustible au cœur même du plasma on utilise la technique des « glaçons de combustible ». (Gas puffing)
L'injection de neutres consiste à faire pénétrer des particules de haute énergie dans le plasma, où elles vont entrer en collision avec les particules déjà présentes, leur transférer leur énergie et porter ainsi la température à des niveaux plus proches de celui que requièrent les réactions de fusion. (Neutral beam injection)
Installation à ITER utilisée pour liquéfier l'hélium et l'azote destinés au refroidissement des aimants, des écrans thermiques, des panneaux du système de pompage à vide, etc. (Cryoplant)
Atome 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.
Phénomène par lequel un atome neutre gagne ou perd un électron, devenant ainsi un ion.

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

Chacune des formes d'un même élément dont le noyau renferme un nombre de protons identiques mais un nombre de neutrons différents.
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.

L'activité internationale de physique et d'ingénierie des tokamaks (ITPEA, International Tokamak Physics and Engineering Activity) fournit un cadre pour la coordination internationale des activités de recherche sur la fusion. L'ITPEA poursuit les activités de R&D en physique et ingénierie des tokamaks menées à l'échelle internationale depuis de nombreuses années, qui ont permis d'acquérir une base solide en ingénierie et en physique, essentielle à la conception de l'ITER et utile à tous les programmes de fusion ainsi qu'à l'avancement général de l'énergie de fusion. (Anciennement ITPA, le nom a été changé fin 2025.)

L'ITPEA opère sous l'égide de l'ITER. Voir la page ITPEA du site web ITER.

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