Lettres d'information

Choisissez ce que vous souhaitez recevoir :


Merci de renseigner votre adresse de messagerie électronique :

@

La science

Dans le monde entier, depuis les années 1950, plus de 200 tokamaks ont contribué aux avancées régulières de la recherche sur la fusion par confinement magnétique. Aujourd'hui, en Chine, en Europe, en Inde, au Japon, en Corée, en Russie, et aux Etats-Unis, chercheurs et ingénieurs reconfigurent leurs tokamaks, modifiant leurs programmes scientifiques pour les transformer—partiellement ou totalement—en bancs d'essais pour ITER ou pour DEMO, la machine qui succédera à ITER.

Au niveau international, les activités de recherche sur la fusion sont coordonnées au sein de l'ITPA (International Tokamak Physics Activity), un groupe qui fonctionne depuis 2008 sous les auspices d'ITER. Une liste des laboratoires, des universités et des centres de recherche engagés dans le domaine de la fusion peut aussi être consultée sur la page Fusion dans le Monde.

ADITYA : Un petit soleil

ADITYA (synonyme de « soleil » en hindi) est le premier tokamak conçu et réalisé en Inde. Opérationnel depuis 1989 à l'Institut de Recherche sur les Plasmas (Institute for Plasma Research), dans l'état de Gujarat à l'ouest du pays, ce tokamak de taille moyenne conduit des expériences caractérisées par un courant plasma et des températures élevés. Pour permettre à ADITYA de contribuer à la phase opérationnelle d'ITER, des évolutions (systèmes de chauffage externes, de vide et de diagnostics) sont venues compléter sa configuration d'origine. ADITYA contribue ainsi à enrichir la base de données internationale sur les disruptions et leur atténuation, ainsi que sur le phénomène des électrons accélérés. Cette installation expérimentale joue également un rôle important dans la formation des jeunes scientifiques et ingénieurs au « pilotage » d'un tokamak.
 
Cliquez ici pour le site web d'ADITYA (en anglais). 

ALCATOR C-MOD : UN TOKAMAK COMPACT A FORT CHAMP MAGNETIQUE

Au sein du centre de recherche pour l'étude des sciences des plasmas et de la fusion (Plasma Science and Fusion Center) 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.
 
Cliquez ici pour le site web d'ALCATOR C-MOD (en anglais).

ASDEX UPGRADE : L'EXPLORATION DE LA STABILITE DU PLASMA ET DE L'INTERACTION PLASMA-PAROI

En 1982, à l'Institut Max-Planck de physique des plasmas en Allemagne, une importante découverte a été réalisée sur le tokamak ASDEX. Il s'agit d'un régime de plasma baptisé « mode H », caractérisé par un confinement particulièrement performant. La conduite des tokamaks contemporains, dont celle d'ITER, est basée sur ce mode avancé.
 
Equipée de nouveaux systèmes en 1991, cette machine de taille moyenne est exploitée depuis sous le nom d'ASDEX Upgrade. Ses caractéristiques (densité et pression du plasma ; charge thermique sur la paroi) permettent de reproduire certaines des conditions propres aux futurs réacteurs à fusion.
 
Grâce à son architecture, sa paroi en tungstène et ses systèmes de chauffage puissants et modulables, ASDEX Upgrade apporte une contribution importante aux recherches sur la stabilité du plasma et sur les interactions plasma/paroi—deux domaines essentiels à la conception d'ITER et de son successeur DEMO. Les résultats de deux ans d'expérimentation ont ainsi été déterminants dans le choix de doter ITER d'un divertor en tungstène dès la première campagne d'expérimentations.

Cliquez pour le site web d'ASDEX UPGRADE en anglais ou en allemand. (Photo: IPP, Volker Rohde)

COMPASS: un petit tokamak qui ressemble (un peu) à ITER

Installé dans les locaux de l'Institut de physique des plasmas de l'Académie des sciences tchèque, à Prague, le tokamak COMPASS a été offert par la Commission européenne et l'UKAEA en 2004, après dix ans de bons et loyaux services au sein du CCFE, le laboratoire national britannique pour la fusion.
 
Equipé de nouveaux instruments de mesure, de systèmes d'acquisition et de contrôle des données plus performants, et d'une alimentation en électricité renforcée, COMPASS est opérationnel depuis 2008.
 
Les expériences réalisées sur le tokamak tchèque contribuent à préparer l'exploitation d'ITER et à faire progresser la connaissance de la physique des bords du plasma et de la zone de « piédestal », l'interaction plasma-paroi, et la physique des instabilités et des disruptions. Avec une configuration de plasma similaire à celle d'ITER, un système de chauffage par injection de neutres particulièrement performant et un fonctionnement en mode-H (voir ASDEX), l'installation expérimentale joue également un rôle important dans la formation des jeunes scientifiques et ingénieurs.
 
Un projet de modernisation est maintenant en cours. Conduit à son terme, le tokamak COMPASS-U (« Upgrade ») élargirait son spectre opérationnel et disposerait d'une pression du plasma et d'une intensité du champ magnétique accrues. Les premières expériences sont attendues en 2021.

Cliquez ici pour le site web de COMPASS (en anglais).

DIII-D : Des scenarios d'exploitation avancées

Le Tokamak américain DIII-D est exploité par General Atomics, à San Diego en Californie, dans le but d'établir les bases scientifiques d'une optimisation de la configuration « tokamak » pour la production de l'énergie de fusion.
 
Mis en service dans les années 1980, DIII-D a joué un rôle important dans la conception d'ITER, quand celle-ci était encore à l'état d'étude technique (Engineering Design Activities) ; ITER reprend d'ailleurs un grand nombre des caractéristiques de DIII-D. Certaines technologies de fusion aujourd'hui bien établies y ont été développé—on peut citer par exemple le chauffage par injection de neutres et l'utilisation de bobines supplémentaires placées au sein de la chambre à vide pour réduire les instabilités ELM (Edge Localized Modes). Aujourd'hui, des expériences réalisées sur DIII-D permettent aux scientifiques d'explorer des scenarios d'exploitation avancée et de contribuer ainsi à l'optimisation de la phase opérationnelle d'ITER.
 
Des expériences sont également réalisées dans les domaines suivants : exploration de l'efficacité des bobines internes sur les instabilités du plasma, développement d'éléments du système de chauffage par micro-ondes et développement de systèmes électroniques de contrôle et de protection.   
 
Cliquez ici pour le site web de DIII-D (en anglais).

EAST : Science et technologie des plasmas longue durée

Le tokamak EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) a produit son premier plasma en 2006 à l'Institut ASIPP (Hefei, Chine). Il est entré dès lors dans le club fermé des tokamaks supraconducteurs en opération dans le monde.
 
Pour pouvoir explorer les régimes de plasma de longue durée, EAST s'est doté de systèmes de chauffage puissants et de capacités opérationnelles élargies ; il peut maintenant reproduire la configuration magnétique et le type de chauffage propres à ITER et réaliser des expériences en rapport direct avec le programme de recherche ITER.
 
Des expériences récentes ont permis de réaliser des plasmas d'une durée de plus de 100 secondes en mode H (voir ASDEX UPGRADE) et à une température élevée grâce au chauffage par ondes radiofréquence.
 
D'autres résultats ont ouvert des champs de recherche nouveaux tels que l'utilisation des ondes radiofréquence dans la suppression des instabilités de type ELM (Edge Localized Mode). En exploitant les capacités de décharges longues de la machine, des opérateurs explorent également les interactions plasma-paroi.
 
Cliquez ici pour le site web d'EAST (en anglais).

JET : une paroi similaire à celle d'ITER et des expériences deutérium-tritium

Le Joint European Torus (JET) du Culham Centre for Fusion Energy (UK), est aujourd'hui le plus grand et le plus puissant tokamak en opération dans le monde 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 est 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.
 
En activité depuis 1983, le JET a obtenu en 1991 la première production d'énergie par fusion contrôlée deutérium-tritium et établi en 1997 le record mondial de puissance de fusion (16 mégawatts). La principale mission du programme est désormais 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 permet 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. JET continue de réaliser des expériences qui contribuent, 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 la possibilité d'étudier les différentes formes d'instabilité du plasma et de développer des méthodes pour les anticiper et les atténuer ;
 
* Le calendrier actuel prévoit de réaliser, pour la première fois depuis 2003, des expériences deutérium -tritium en 2017. La campagne deutérium-tritium (DT) de JET  sera la « répétition générale » préalable à la phase opérationnelle d'ITER.
Le Consortium européen pour le développement de l'énergie de fusion, EUROfusion, fournit la plate-forme d'exploitation du JET.
 
Cliquez ici pour le site web du JET (en anglais).

JT-60SA : Ouvrir la voie aux réacteurs du futur

Le tokamak JT-60SA (pour « Super Advanced ») est une évolution majeure du JT-60U, mis en service en 2008 à Naka, au Japon. Exploité dans le cadre de « l'Approche Elargie »—un accord de recherche sur la fusion entre la Communauté européenne de l'énergie atomique (Euratom) et le gouvernement japonais—JT-60SA a été conçu comme une machine « satellite » d'ITER, dont le retour d'expérience permettra d'optimiser les caractéristiques techniques et opérationnelles des réacteurs du futur.
 
Le programme d'expériences de JT-60SA permettra d'explorer les principales problématiques de la physique de plasmas, de l'ingénierie et de la technologie des tokamaks et de la modélisation du comportement du plasma. Il s'intéressera notamment à la mise au point de régimes de fonctionnement optimisés ; à la stabilité et au contrôle du plasma ; au transport et au confinement des particules et au comportement des particules de haute énergie ; à la physique des bords du plasma et de la zone « piédestal » ; à l'interaction plasma-paroi ; à l'ingénierie des machines de fusion ; et aux techniques de modélisation.
 
Cliquez ici pour en savoir plus sur JT-60SA (site web en anglais).

KSTAR : une expérience « pilote » pour ITER

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.
 
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). 
 
Cliquez ici pour le site web de KSTAR (en anglais).

KTM : un petit tokamak capable de tester des matériaux

Le tokamak KTM, dont le programme a été lancé en 2000, a été conçu pour modéliser les interactions entre le plasma et les matériaux dans les conditions qui seront celles d'ITER.
 
Installé au sein du Centre nucléaire national de Kurchatov, Kazakhstan, le tokamak KTM se caractérise par un système magnétique non-supraconducteur et un volume de plasma de 12,3 mètres cubes (comparé aux 840 mètres cubes d'ITER).
 
Son divertor, rotatif, permet de tester la tenue des éléments face au plasma et de remplacer les échantillons testés sans pour autant perdre le vide dans l'enceinte —une polyvalence qui n'existe sur aucune autre machine.
 
Les recherches sur KTM contribueront à la sélection de matériaux capables de supporter la fluence neutronique et les niveaux de température générés par un réacteur de fusion électrogène—un des défis majeurs pour l'avenir de la fusion.

MAST : un tokamak sphérique pour tester différents régimes de plasma

Avec plus de 30 000 expériences à son actif, MAST (pour Mega Amp Spherical Tokamak) a fortement contribué à enrichir la base de données internationale sur la physique des plasmas et sur le phénomène des instabilités qui se forment sur ses bords. 
 
Exploité par le Culham Centre for Fusion Energy (CCFE) au Royaume-Uni, MAST est actuellement en cours de modernisation 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, qui doit reprendre sa campagne d'expériences en 2017, 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.
 
Cliquez ici pour le site web de MAST (en anglais).

NSTX-U : Le comportement du plasma à l'étude

Depuis 1999, le tokamak sphérique NSTX (pour National Spherical Torus Experiment) réalise des expériences au sein du centre de recherches PPPL (Princeton Plasma Physics Laboratory, US).
 
Une importante mise à niveau, parachevée en 2016, a permis de doubler la puissance de son courant et de ses champs magnétiques. Avec cette nouvelle configuration, les expériences réalisées sur NSTX-U (« Upgrade ») permettront de progresser dans la compréhension du comportement du plasma et de ses performances.
 
Sur la machine NSTX-U, les scientifiques poursuivront des recherches sur les instabilités et leurs causes ; sur la physique et la modélisation prédictive du confinement magnétique toroïdal, ainsi que sur l'interaction des flux de neutrons de haute énergie avec les matériaux des parois internes.
 
Cliquez ici pour savoir plus sur le NSTX-U (en anglais).

SST-1 : un nouveau tokamak supraconducteur

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 se dote actuellement d'une nouvelle paroi. La prochaine campagne d'expériences s'intéressera au contrôle du plasma, au fonctionnement du divertor et a l'interaction plasma-paroi.
 
Cliquez ici pour en savoir plus sur SST-1 (site web en anglais).

T-15U: EN QUÊTE DES PARAMETRES OPTIMAUX

Pendant sa première campagne d'opération, de 1988 à 1995 à l'Institut Kourtchatov à Moscou, le tokamak T-15 était une référence parmi les tokamaks supraconducteurs. Aujourd'hui, on équipe T-15 de systèmes de chauffage externes pour augmenter simultanément la température et la densité des plasmas qu'il produit.
 
Ces améliorations—système d'injection de neutres (trois injecteurs), chauffage cyclotronique électronique (sept gyrotrons), chauffage cyclotronique ionique (trois antennes), chauffage à fréquence hybride basse (lower hybrid, LH)—permettront d'affiner le contrôle des paramètres du plasma. Des expériences sur le tokamak T-15U (« U » pour « Upgrade ») contribueront à l'optimisation de la phase opérationnelle d'ITER, de DEMO et des futurs réacteurs industriels.
 
Il n'y a pas actuellement de site web.

TCV : La polyvalence au service des plasmas « différents »

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.
 
Cliquez ici pour le site web du Swiss Plasma Center (en anglais).

Tore Supra/WEST : Un banc d'essais pour le divertor en tungstène d'ITER

Le tokamak supraconducteur Tore Supra est en exploitation depuis 1998 à l'Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (IRFM) au centre CEA de Cadarache (Bouches-du-Rhône).
 
Tore Supra a été le premier tokamak à mettre en œuvre des aimants supraconducteurs ainsi que le refroidissement des éléments face au plasma par circulation d'eau sous pression. L'association des deux techniques a conféré à Tore Supra la capacité de maîtriser des plasmas de longue durée, dont un plasma d'une durée record de 6 minutes 30 secondes obtenu au mois de décembre 2003.
 
Aujourd'hui, avec plus de 46 000 expériences à son actif, l'IRFM transforme son tokamak Tore Supra en WEST—pour Tungsten (W) Environment in Steady-state Tokamak—afin de tester l'un des composants clés d'ITER—le divertor tungstène activement refroidi.  WEST permettra de tester la technologie, d'explorer la tenue et le vieillissement des matériaux, et de mettre au point l'ensemble des procédures d'opération en amont d'ITER. Le projet WEST a été lancé en 2009.
 
Le 14 décembre 2016, le tokamak WEST a produit son premier plasma. Les opérateurs continueront à tester les systèmes de manière intégrée jusqu'en juin 2017 ... date du début de la première campagne opérationnelle.
 
Cliquez ici pour le site web de WEST (en anglais).