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ITER



Projet international de fusion thermonucléaire contrôlée à Cadarache

Vue générale d'ITER
Vue éclatée d’ITER une fois achevé vers 2016. On aperçoit au centre l’enceinte de confinement du plasma à haute température. Le personnage figurant dans la partie inférieure de l’image donne l’échelle de l’installation.
EURATOM/EFDA

Le projet ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) de réacteur à fusion thermonucléaire contrôlée a été approuvé le 28 Juin 2006 à Moscou par les représentants des 7 pays intéressés par le développement à long terme de ce type d’énergie nucléaire. Après de longues négociations, l’Union Européenne, la Chine, la Corée du Sud, les Etats-Unis, l’Inde, le Japon et la Russie, se sont finalement accordés sur la localisation de cette machine expérimentale à Cadarache en région Provence. L’Europe avec le JET (Joint European Torus) à Culham (Royaume-Uni) et Tore Supra (à Cadarache), les Etats-Unis, la Russie et le Japon sont engagés depuis longtemps dans la recherche sur la fusion contrôlée. Les performances incontestables des chercheurs européens et des machines installées en Europe leur donnent dans cette recherche particulière un avantage compétitif majeur.

ITER, équipement lourd de recherche, ne sera pas un réacteur mais une machine destinée à étudier la fusion et les conditions d’allumage (ignition), étape majeure de la longue marche entreprise depuis une cinquantaine d’années vers la réalisation d’un « vrai » réacteur à fusion contrôlée aux alentours de 2040-2050. En effet, ITER devrait mener à la réalisation d’un pré démonstrateur, préalable indispensable au démonstrateur industriel qui devra valider les options scientifiques et technologiques choisies pour la production d’énergie ; à ce jour, en effet, le problème très complexe de l’extraction de l’énergie dans ces machines n’est pas résolu.

Rappelons brièvement les aspects fondamentaux de la technique utilisée aujourd’hui pour atteindre les conditions d’ignition (déclenchement de la réaction thermonucléaire et son auto entretien ).

La technique utilisée actuellement, celle du Tokomak inventée par les physiciens russes dans les années 60-70, est extrêmement délicate à réaliser. Il s’agit de d’injecter et de confiner dans une enceinte en acier, un plasma chaud et dense de noyaux de Deutérium (D) et de Tritium (T) à environ 100 millions de degrés C, température interne du Soleil. Le confinement des noyaux est assuré par un champ magnétique toroïdal qui enserre l’ensemble des noyaux légers dans une sorte de « chambre à air magnétique » (un tore) et qui les maintient hors contact des parois de la machine. On devine que la densité du plasma (n.) sa température (T) et son temps (t) de confinement sont des données essentielles pour évaluer la qualité du plasma et sa capacité à permettre l’entretien des réactions de fusion; c’est le fameux critère de Lawson à remplir et qui exprime la condition d’ignition d’une réaction de fusion :

Critère de Lawson

En pratique n doit être de l’ordre de 1020 par mètre cube, T de l’ordre de 100-200 millions de degrés (10-20 keV), t (tau) est le temps de confinement du plasma lorsque les sources qui l’alimentent s’arrêtent (typiquement plusieurs 100 ms) ; ce temps ne doit pas être confondu avec la durée de la décharge électrique dans le circuit magnétique (le record a été atteint par l’installation ToreSupra (Cadarache) durant 6mn30s et 1 MégaJoule injecté et extrait). Le critère de Lawson a presque été satisfait dans JET et par Tore Supra mais dans des temps encore trop brefs.

Le tritium n'existant pas naturellement, ITER devrait utiliser un stock de tritium généré par des réacteurs à eau lourde de la filière CANDU et serait a même d'en produire lors de son fonctionnement.

Caractéristiques principales de ITER
Les caractéristiques principales de ITER sont mises en regard avec celles de le Tokamak supraconducteur TORE-SUPRA encore en service à Cadarache. On remarquera le changement d’échelle impressionnant de la nouvelle installation. Les rayons indiqués sont ceux que le plasma ne doit atteindre pour ne pas toucher les parois de l’enceinte.
EURATOM/EFDA

Le coût total du projet est estimé à environ 10 milliards € étalés sur 10 ans (construction 4,7 milliards €, fonctionnement 4,8 milliards €, région 0,5 milliards €) répartis à hauteur de 40% pour l’UE, 10% pour la France, et 10% pour chacun des 5 autres partenaires.
La durée de construction est estimée à 10 ans (2015-2026)

La durée d’utilisation est estimée aux environs de 10 ans (2026-2030) avec un nombre de scientifiques travaillant autour voisin du millier sans compter les emplois locaux générés.

Quelques ouvrages sur la fusion