Les tokamaks au cœur de la recherche

Au sein du centre de recherche pour l'étude des sciences des plasmas et de la fusion (Plasma Science and Fusion Center, PSFC) de l'université MIT (US), le tokamak compact Alcator C-Mod se caractérise par une pression du plasma et une intensité du champ magnétique particulièrement élevées.

Jusqu'à son arrêt, en septembre 2016, les caractéristiques d'Alcator C-Mod ont permis de faire progresser la recherche dans les domaines suivants : la physique dans la région « plancher » (divertor) de la machine, les disruptions et leur atténuation, le contrôle du plasma, l'optimisation du chauffage par ondes radioélectriques, la stabilisation de la turbulence par micro-ondes, l'exploration des composants en tungstène, et les diagnostics. Alcator C-Mod a été également un centre de formation important pour les futurs physiciens aux Etats-Unis. Les résultats de 20 ans d'expériences continuent d'être analysés et partagés avec la communauté scientifique mondiale. Cliquez ici pour le site web d'Alcator C-Mod (en anglais).

Cliquez ici pour le site web du tokamak SPARC, le nouveau projet de MIT basé sur une nouvelle generation d'électroaimants.

COMPASS-U, qui est en cours de construction dans les locaux de l'Institut de physique des plasmas de l'Académie des sciences tchèque, à Prague, remplacera le tokamak COMPASS qui a produit son dernier plasma au mois d'août 2021 après onze ans de bons et loyaux services (2009-2021).

COMPASS-U sera le seul tokamak de taille moyenne au monde capable de confiner le plasma dans des conditions similaires à ITER et a DEMO (géométrie du plasma, charges thermiques très importantes au niveau du divertor, densité...). Sa première paroi pourra supporter des températures jusqu'à 500 °C, permettant ainsi aux chercheurs d'obtenir des données qui serviront à la conception des réacteurs de fusion du futur. Sa configuration permettra aussi de faire progresser les études sur l'extraction de la puissance générée par un réacteur—l'un des enjeux-clé identifiés dans la feuille de route européenne européenne vers la réalisation de l'énergie de fusion.

Les caractéristiques uniques de COMPASS-U favoriseront l'exploration des scénarios d'exploitation et de configurations de plasma avancés ; la mise à l'épreuve de nouveaux matériaux face au plasma, et enfin l'élaboration de nouveaux concepts pour le divertor (divertor en métal liquide par exemple). Cliquez ici pour le site web de COMPASS-U (en anglais).

Un nouveau tokamak va voir le jour en Italie pour investiguer l'un des enjeux cruciaux pour le développement de l'énergie de fusion : quelles solutions pour extraire la puissance générée par un réacteur de fusion ? Le « Divertor Tokamak Test facility (DTT) » se construit sous l'égide de l'Agence nationale pour les Nouvelles technologies, l'énergie et le développement économique durable (ENEA) à Frascati (près de Rome), en collaboration avec les acteurs de la communauté de recherche sur la fusion italienne et internationale.

Le tokamak DTT démarrera avec un divertor en tungstène, comme ITER. Mais la polyvalence inhérente à sa conception permettra des expériences innovantes sur la géométrie des cibles du divertor et des champs magnétiques et, plus tard, sur des cibles en métal liquide. Le consortium DTT, créé en 2019 pour l'implémentation du programme, a levé plus de 500 millions d'euros. Aujourd'hui, les appels d'offres sont lancés et la fabrication des éléments est en cours. Cliquez ici pour le site web (en anglais).

Le tokamak Globus-M2 est une évolution majeure du Globus-M, mis en service en 1999 à l'Institute Ioffe, en Russie, et exploité à des fins de recherche sur les matériaux et sur les systèmes diagnostics d'ITER.

Pendant sa modernisation, le tokamak sphérique a été équipé de nouveaux systèmes de chauffage externe, d'aimants supraconducteurs permettant un champ magnétique et un courant du plasma plus grand, et enfin une alimentation électrique renforcée. Globus-M2 a produit son premier plasma au mois d'avril 2018. Une grande latitude dans les possibilités d'exploitation des systèmes de chauffage externes et des diagnostiques et la capabilité de tester des scénarios avancés assureront à Globus-M2 une place de choix dans la préparation des scénarios d'exploitation d'ITER et le développement de nouveaux projets tels des réacteurs hybride fission/fusion basés sur une source de neutrons rapides. Voir ce site pour plus d'informations.

Le Joint European Torus (JET) du Culham Centre for Fusion Energy (UK), était le plus grand et le plus puissant tokamak en opération dans le monde entre 1983 et 2023, et l'outil majeur de la recherche européenne sur la fusion. Conçu pour étudier la fusion dans des conditions proches de celles d'un réacteur industriel, le JET était la seule machine capable de fonctionner avec le mélange de combustible deutérium-tritium qui sera utilisé dans ITER et dans les installations qui lui succéderont. Après un premier plasma en 1983, le JET a obtenu en 1991 la première production d'énergie par fusion contrôlée deutérium-tritium et a établi en 1997 le record mondial de puissance de fusion (16 mégawatts). Par la suite, la principale mission du programme était de préparer la construction et l'exploitation d'ITER en jouant le rôle de banc d'essai pour les technologies et les scénarios d'exploitation du plasma :

* Avec une nouvelle paroi intérne en béryllium et tungstène et une puissance de chauffage accrue, le JET a permis aux chercheurs d'élaborer les scénarios de fonctionnement les plus proches de ceux prévus pour ITER, ainsi que d'étudier l'interaction entre le plasma et les matériaux de la paroi, ainsi que l'accumulation des particules de tungstène au cœur du plasma ;

* Des expériences ont été réalisées pour caractériser le comportement du tungstène au niveau du « plancher » de la machine (le « divertor », élément le plus exposé à la charge thermique et au flux de de particules généré par la réaction de fusion). Ces expériences ont fourni de précieuses données physiques aux ingénieurs et scientifiques d'ITER, lesquelles ont conduit à la décision stratégique de doter ITER d'un « divertor » en tungstène dès le début des opérations. Les expériences de JET ont contribué, en amont d'ITER, à enrichir la base de données sur ce composant clé de la machine.

* Avec des régimes de fonctionnement proches de ceux d'ITER, les scientifiques ont pu étudier les différentes formes d'instabilité du plasma et développer des méthodes pour les anticiper et les atténuer ;

Pendant l'année 2021 JET a réalisé, pour la première fois depuis 2003, des expériences en deutérium-tritium (D-T) et a obtenu des résultats records. Cette campagne de JET était aussi une « répétition générale » précieuse préalable à la phase opérationnelle d'ITER. Après une ultime campagne D-T à l'automne 2023, le tokamak JET est rentré dans une phase de mise à l'arrêt et de démantèlement. Cliquez ici pour le site web du JET en anglais.

Le réacteur sud-coréen KSTAR (pour « Korea Superconducting Tokamak Advanced Research ») a produit son premier plasma en 2008 à Daejeon au terme de 11 années de construction par l'Institut National de Recherche sur la Fusion (NFRI).

Avec ses plasmas de longue durée, KSTAR permet aux physiciens et aux ingénieurs d'explorer la physique des plasmas des futures centrales de fusion, qui fonctionneront en régime continu ou quasi-continu (appelé « steady-state »). Le comportement des systèmes magnétiques et cryogéniques de KSTAR constitue également une source de données précieuses pour la conception et la conduite d'ITER— tant en termes de fabrication et d'assemblage qu'en termes de contrôle et d'assurance-qualité. Des technologies du système CODAC d'ITER—qui permet à tous les éléments de l'installation de communiquer dans un langage informatique commun—ont pu être testées sur KSTAR, démontrant leur parfaite adaptation au contrôle opérationnel d'un tokamak. L'exploitation sur KSTAR des systèmes magnétique et cryogénique ont également fourni de précieuses données pour la conception et le contrôle qualité des mêmes systèmes sur ITER.

KSTAR servira également de banc d'essai pour deux dispositifs du système de chauffage cyclotronique électronique d'ITER, dont le gyrotron de170 GHz. Depuis 2011, les équipes scientifiques de KSTAR ont aussi réalisé des expériences sur l'atténuation des disruptions de type ELM, en mettant en œuvre  des techniques préalablement testées sur les tokamaks DIII-D (US) et Asdex Upgrade (Allemagne). En 2023, la machine a été équipée d'un divertor en tungstène, ce qui ouvre la voie à des plasmas plus longues (jusqu'à 300 secondes). Cliquez ici pour le site web de KSTAR (en anglais).

Avec plus de 30 000 expériences à son actif, MAST (pour Mega Amp Spherical Tokamak) a fortement contribué entre 2000 et 2013 à enrichir la base de données internationale sur la physique des plasmas et sur le phénomène des instabilités qui se forment sur ses bords. La machine est exploitée par le Culham Centre for Fusion Energy (CCFE) au Royaume-Uni.

MAST Upgrade est une évolution entreprise afin d'explorer une nouvelle configuration magnétique. Avec son divertor « super-X », capable de distribuer la charge thermique sur une plus grande surface, MAST testera une technologie qui pourra être utilisée par les réacteurs du futur, plus grands et plus puissants. D'autres améliorations concernent les systèmes de chauffage, de contrôle et d'obtention du vide, permettant de générer des plasmas plus chauds et d'une durée jusqu'à dix fois plus longue.

Le « nouveau » MAST permettra aux scientifiques d'explorer des régimes de fonctionnement continu ou quasi-continu pour préparer les réacteurs de fusion du futur, qui devront être pendant plusieurs heures ou plusieurs jours et non pendant quelques secondes comme les machines d'aujourd'hui. Depuis son premier plasma au mois d'octobre 2020, il a effectivement repris le cours de ses expérimentations. Cliquez ici pour le site web de MAST (en anglais).

Le tokamak indien SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak) est opérationnel depuis 2013 à l'institut IPR (Institute for Plasma Research) de Gujarat (Inde). SST-1 produit régulièrement des plasmas d'une durée d'environ 500 ms, avec des courants dépassant 75 000 A pour un champ magnétique central de 1.5 T. SST-1 se caractérise également par un champ électrique semblable à celui d'ITER et un système de chauffage cyclotronique.

SST-1 est le seul tokamak supraconducteur au monde dont les aimants de champ toroidal sont refroidis par un mélange d'hélium liquide et gazeux (two-phase helium) plutôt que par un flux d'hélium supercritique. Ce choix permet de réduire la consommation d'hélium. Pour explorer les régimes de plasma de longue durée, SST-1 s'est doté d'une nouvelle paroi. Les campagnes d'expériences en cours s'intéressent au contrôle du plasma, au fonctionnement du divertor et à l'interaction plasma-paroi. Cliquez ici pour en savoir plus sur SST-1 (site web en anglais).

Le Tokamak à configuration variable (TCV) est exploité par le Swiss Plasma Center, un laboratoire de recherche sur la fusion à l'Ecole polytechnique fédérale de Lausanne, EPFL.

La configuration unique de sa chambre à vide permet d'étudier différentes formes de plasmas  « allongés » (plus hauts que larges). Au travers ses caractéristiques —variabilité de la forme du plasma ; systèmes de chauffage, de mesure, et de contrôle  configurables —le tokamak TCV apporte une importante contribution à la recherche sur la fusion par confinement magnétique, préparant ainsi l'exploitation d'ITER et celle des futures centrales de fusion.

En 2014, un puissant système de chauffage par injection de neutres (1 MW) est venu renforcer les capacités de chauffage de la machine.  Au mois de septembre 2023, EPFL a célébré 30 ans de recherche sur le tokamak TCV. Cliquez ici pour le site web du Swiss Plasma Center (en anglais).