Création d'un plasma

Une réaction de fusion s'obtient lorsque deux noyaux atomiques se rencontrent. Or, à l'état naturel sur Terre, les noyaux sont entourés d'un nuage électronique, le tout formant un atome. Le noyau est chargé positivement et le nuage électronique, négativement, l'atome résultant étant globalement neutre. Comme les pôles sud ou nord d'un aimant se repoussent, les nuages électroniques se repoussent et forment un bouclier pour les noyaux. La première étape consiste donc à séparer les noyaux de leur nuage électronique. Deux méthodes sont utilisées : abaisser la pression (comme dans les néons), ou chauffer le gaz (comme dans une flamme).

La deuxième étape consiste à remplir une chambre avec un gaz de deutérium-tritium (les réactifs) sous une très faible pression (seuls quelques grammes de matières suffisent à « remplir » uniformément la chambre du tokamak). Dans ce cas, le confinement est mécanique. Le gaz est ensuite chauffé par micro-ondes (selon le même principe que dans l'appareil domestique) : il va commencer à perdre des électrons. Les températures atteintes par le plasma vont rapidement devenir dangereuses pour les matériaux de la paroi de la chambre.

Confinement du plasma

L'enjeu est de contrôler un plasma au cœur du tokamak, dans un volume limité et assez éloigné de tout élément solide, notamment la paroi de la chambre (qui brûlerait ou fondrait instantanément sous la chaleur).

Le concept initial consiste à confiner les particules dans un espace réduit, à l'intérieur de la chambre. Le plasma sera alors séparé des parois par du vide.

Confinement radial (solénoïde)

Schéma d'un solénoïde. En bleu, les lignes de champ, en jaune, les spires de la bobine.

Le plasma est constitué de particules chargées (ions et électrons), très faciles à confiner dans un champ magnétique, car elles ne peuvent bouger que perpendiculairement à ce dernier. On fait donc en sorte que la chambre devienne un long tube, entouré d'une bobine de fil électrique formant un solénoïde. Ce solénoïde crée un champ radial (le long du rayon du tube) et, grâce à la force de Lorentz, les particules ne peuvent plus bouger que dans la direction perpendiculaire : l'axe du tube. Cette direction correspond à une ligne de champ magnétique. Ce champ magnétique pousse les particules vers les extrémités du tube : ions d'un côté et électrons de l'autre.

Plus exactement, les particules se déplacent non pas en ligne droite, mais en spirale le long de la ligne de champ. D'autre part, le solénoïde ne doit pas nécessairement être continu ; dans la pratique, on utilise des bobines de Helmholtz, qui sont plus simples à construire et qui permettent d'ajourer le solénoïde pour accéder plus facilement à la chambre interne.

Confinement en tore (champ toroïdal)

Il reste à assurer le confinement aux extrémités du tube. Pour cela, on referme le tube sur lui-même, créant un tore. Ce dispositif a cependant un inconvénient : le champ magnétique n'est pas aussi homogène que dans un solénoïde. Les spires du bobinage au niveau du grand rayon du tore (l'extérieur) sont moins serrées que celles à l'intérieur : plus la matière s'éloigne du centre du tore, moins elle est soumise au champ magnétique. Trois phénomènes apparaissent :

• le plasma va avoir tendance à s'aplatir le long du petit rayon du tore. Ainsi, la section du tore (initialement circulaire) va devenir un cercle aplati, c'est-à-dire une « poloïde » ;
• les particules parcourant le tore, la force centrifuge va les forcer à aller vers l'extérieur, où le champ magnétique est plus faible ;
• les particules se déplaçant également en spirale, le long de leur déplacement, elles ne sont pas à une distance constante du centre du solénoïde.

Finalement, ces deux derniers phénomènes décalent la spirale de manière qu'après un tour les particules ne se retrouvent plus au même endroit : elles se sont décalées perpendiculairement au tore (toujours dans des sens opposés selon qu'on regarde les ions ou les électrons).

En haut : champ toroïdal. Au milieu : champ poloïdal. En bas résultante (champ « vrillé »). En bleu les aimants. En rouge le plasma.

Chauffage du plasma

Pour produire une réaction de fusion nucléaire, il faut chauffer la matière à de très hautes températures, atteignant environ 150 millions de degrés Celsius. Dans ces conditions, les électrons se détachent complètement de leur noyau — on dit que l'atome s'ionise. La matière entre alors dans un état de plasma.

Afin d'obtenir de telles températures, plusieurs méthodes ont été expérimentées :

• l'utilisation de l'effet Joule produit par le déplacement des électrons, notamment lié au champ poloïdal (mais ce phénomène n'est plus très efficace au-delà d'une température de dix millions de degrés) ;
• l'injection et le confinement magnétique de particules préalablement accélérées dans un accélérateur de particules annexe ;
• l'utilisation de puissants lasers (effet Compton) ;
• l'utilisation d'ondes électromagnétiques aux fréquences caractéristiques du milieu plasmique (le principe d'échauffement pourrait être comparé à celui du four à micro-ondes).

Dans les réacteurs à fusion du futur, la température nécessaire pourrait être obtenue par une combinaison de ces méthodes.

Bilan énergétique

Le bilan énergétique est mesuré par le facteur « Q », qui correspond au quotient de l'énergie libérée par la fusion divisée par l'énergie consommée, avec :

• énergie consommée : ensemble de la consommation électrique nécessaire pour maintenir le plasma à une température donnée ;
• énergie produite : chaleur rayonnée par le plasma (collectée par les parois et potentiellement utilisable pour produire de l'électricité).

On distingue différentes phases qui sont liées aux niveaux de confinement et de températures du plasma :

• Q = 0 Dans la phase transitoire d'échauffement, il n'y a pas de fusion, donc pas d'énergie produite ;
• Q < 1 Démarrage des réactions de fusion : Lorsque la température et le confinement atteignent les valeurs critiques, quelques noyaux finissent par se rencontrer avec suffisamment d'énergie pour fusionner, mais l'énergie produite ne compense pas l'énergie rayonnée (qui correspond au refroidissement naturel). Exemple : 50 MW de chauffage produisent 60 MW de chaleur, soit 10 MW liés à la fusion : Q = 0,2 ;
• Q = 1, le breakeven : les réactions de fusion produisent autant d'énergie qu'elles en consomment. Malheureusement, il faut toujours chauffer le plasma car 80 % environ de l'énergie rayonnée par la fusion traverse le plasma et ne contribue pas à son maintien en température. Techniquement, c'est un point arbitraire qui n'est pas relié à un phénomène physique. Il est cependant souvent utilisé comme objectif à atteindre ;
• Q = 5 : les réactions de fusion contribuent autant au chauffage du plasma que le chauffage externe ;
• Q = 20 : la qualité de la réaction (température/confinement) est proche de Q = ∞, mais si on arrête le chauffage externe, le plasma refroidit rapidement et les réactions s'arrêtent en quelques secondes ;
• Q = ∞, l'allumage (ignition en anglais) : 100 % de l'énergie nécessaire pour maintenir la température du plasma est issue des réactions de fusion. La conséquence directe est qu'il devient possible d'arrêter de chauffer le plasma et de continuer à observer les réactions de fusion.

Actuellement, le JET détient le record du plus haut facteur Q avec Q = 0,65. Le réacteur ITER en cours de construction est prévu pour atteindre théoriquement Q = 10 (et Q = 5 en fonctionnement continu).

Difficultés technologiques

Cette technologie est encore au stade de la recherche et de l'expérimentation :

• La physique des plasmas n'est pas encore bien maîtrisée, et la configuration d'ITER doit être faite en grande partie sur la base de modèles intégrés complexes^[6] alors qu'il est notamment très difficile de modéliser le comportement d'un plasma dans un confinement magnétique ;
• La gestion des microdébris, poussières et particules d'érosion produits par les disruptions pose également problème, car ils peuvent interagir avec le plasma. Il faut pouvoir les exporter^[7] (et les décontaminer). Les petites instabilités du plasma (instabilités « en dents de scie » (sawtooth instability) semblent devoir être conservées et maîtrisées pour éviter l'accumulation d'impuretés dans le plasma^[8] ;
• Les choix et l'utilisation des matériaux ne sont pas encore définis car les contraintes imposées sont nombreuses (stabilité aux radiations, importante durée de vie…). Et on ne connaît pour le moment aucun matériau capable de résister longtemps à ces conditions ;
• La chambre à vide d'ITER doit à la fois rester étanche mais alimentée en combustible (gaz et glaçons injectés) et débarrassée de ses impuretés. Le système de chauffage par faisceau de neutres (d'atomes neutres) utilisera du deutérium ou du protium ;
• Pour atteindre l'objectif d'une fusion auto-entretenue rentable, il serait nécessaire de confiner une grande quantité de plasma. La rentabilité des plasmas obtenus est liée à la taille des installations. Par exemple, la durée de confinement du plasma utile (fusible) varie avec le carré du grand rayon du plasma traité. Ainsi les coûts de construction et de maintenance de tels dispositifs seront très importants.

Disruptions

Les disruptions sont des phénomènes connus depuis la réalisation des premiers tokamaks. Elles sont définies comme « des pertes violentes et très rapides (environ 20 ms) du confinement des plasmas de tokamak qui peuvent conduire à des endommagements de la structure du tokamak. Elles génèrent des charges thermiques sur les composants face au plasma, des forces électromagnétiques dans les structures de la machine et produisent des électrons découplés relativistes pouvant perforer l'enceinte à vide »^[9].

Si le risque d'emballement (au sens où on l'entend pour une réaction de fission nucléaire) est a priori inexistant, celui d'apparition d'instabilités tridimensionnelles dites « disruptions » est inévitable et reconnu par le projet ITER, même en conditions normales de fonctionnement. Sans système de détection d'anomalie associé à un système d'atténuation, le plasma pourrait éroder, déformer, détruire ou faire fondre certains modules de couverture. Les ingénieurs cherchent donc à mieux comprendre les interactions entre particules rapides et les turbulences des plasmas toriques de fusion magnétique. Les porteurs du projet ITER estiment sur la base de modélisations récentes^[10], et de « lois-ingénieurs » pouvoir les gérer (par injection massives de gaz nobles dans l'anneau du Tokamak^[11]). ITER devra néanmoins être testé à des puissances progressives, car des flux d'énergie importants et destructeurs, avec possibilité d'érosion explosive pour les modules de la paroi du tokamak, peuvent être générés en situation d'instabilité ; le plasma chaud (T = 1-20 keV) qui sera produit dans le tokamak d'un réacteur à fusion agirait alors sur le graphite^[12] et le tungstène de la couverture de manière différente, avec un flux d'énergie allant jusqu'à 140 MJ/m² pouvant attaquer les matériaux de couverture avec « des valeurs beaucoup plus élevées que celles dans le cas de l'érosion sous l'effet d'un plasma avec une température plus basse, mais avec la même densité énergétique »^[13]. Enfin, les dégâts, particules et débris d'érosion d'échelle atomique de ces accidents doivent pouvoir être réparés et nettoyés par le système de décontamination dans des délais compatibles avec l'exploitation à des fins de production énergétique.
Une vanne d'atténuation des perturbations rapides a été récemment ajoutée au JET pour y étudier l'atténuation par injection massive de gaz. Elle a permis d'étudier les effets de plusieurs sortes de gaz et taux d'injection, au regard des délais et de leur efficacité en termes d'atténuation^[14].

Selon deux thèses récentes (Reux 2010 et Thornton 2011), plus le tokamak est puissant, plus les instabilités du plasma ont des conséquences importantes. Chaque génération de tokamak utilise une intensité plus importante. En cas de disruption dans ITER, une brève décharge pourrait atteindre environ 11 millions d'ampères appliqués en une sorte de coup de foudre sur une surface de quelques dizaines de cm, avec le risque de détruire le matériau de couverture de manière bien plus importante que dans les premiers tokamaks expérimentaux, voire l'étanchéité du tore. Selon la thèse soutenue par Andrew Thornton à l'université d'York en janvier 2011, « Les conséquences des disruptions dans les tokamaks de la prochaine génération sont sévères, et les conséquences d'une disruption dans une centrale électrique tokamak seraient catastrophiques »^[15].

Elles sont aujourd’hui présentées comme un « risque majeur » pour les prochaines générations de tokamaks dont ITER, qui seront beaucoup plus puissants que les précédents et qui ne pourront tolérer les effets caloriques et électromagnétiques des disruptions, pas plus que les flux d'électrons découplés à haute énergie (runaway electrons)^[16].

Bilan du tritium

Le fonctionnement d'un réacteur industriel consommerait des quantités importantes de tritium (56 kg par GWth et par an).

Pour les premières expérimentations, le stock produit par les réacteurs CANDU existants devrait suffire. Il est ensuite prévu que les réacteurs à fusion expérimentent une auto-production de tritium : une couverture tritigène arrosée par le flux neutronique pourrait produire assez de tritium pour les besoins du tokamak.

Une solution envisagée par Richard Majeski^[17] est de produire une barrière de lithium liquide autour du plasma. On a pour cela déjà testé un flux de 40 MeV pénétrant une cible constituée d'un flux de lithium liquide (Li target) circulant à 15 mètres par seconde, et on doit expérimenter la stabilité d'un flux de lithium liquide circulant à une vitesse de 20 m/s sous vide (10−3 Pa) dans une installation (ELTL) qui contiendra 5 m³ de lithium liquide. Dans ITER, en fonctionnement normal, ce lithium devrait être bombardé par un flux neutronique estimé à environ ${\displaystyle 10^{19}}$neutrons de haute énergie émis par centimètre carré et par seconde^[18].

Cependant, cette auto-production est très problématique, parce que le bilan neutronique est très défavorable. En effet, la production d'un atome de tritium à partir de lithium consomme un neutron, et la fusion ultérieure de cet atome ne produit qu'un seul neutron. Pour compenser les fuites inévitables de neutrons, il faut d'une manière ou d'une autre introduire une étape intermédiaire multipliant le nombre de neutrons.

Le bilan neutronique doit être augmenté par l'ajout de matériaux multiplicateurs de neutrons comme le plomb ou le béryllium^[19],[20], voire des isotopes fissiles. Cette solution a l'inconvénient de produire des déchets nucléaires du même type que ceux produits par les centrales nucléaires actuelles, alors même que l'un des objectifs avancés pour la fusion nucléaire est d'être une énergie « propre ».

Maîtrise de la radioactivité

Le tritium pose le problème de sa diffusion élevée dans les différents matériaux (risques significatifs de fuites et d'absorption dans les matériaux). Cela complique d'autant le choix de ces matériaux et des systèmes de décontamination du tritium (détritiation). Une installation comme ITER nécessitera plusieurs barrières de confinement et traitement du tritium dans chaque composant impliquant la présence de tritium. Des systèmes de détritiation de l’atmosphère et de la ventilation sont nécessaires, impliquant une unité de l'installation entièrement consacrée à ce gaz, dite « Bâtiment tritium » spécialement consacrée au traitement du combustible deutérium-tritium^[2].

Le flux de neutrons induit une radioactivité d'activation dans les matériaux entourant le plasma (plaques de protection du pilier central et de l'anneau, qui contribuent aussi à entretenir la production de tritium par bombardement du lithium qu'elles contiennent, dans une des solutions retenues) et des disruptions dans le plasma peuvent périodiquement endommager des éléments de la paroi (par bombardement de particules à haute énergie notamment), qu'il faut alors pouvoir changer. Le bâtiment cellule chaude du projet ITER sera en partie dédié à cette maintenance^[21].

Articles connexes

Bibliographie

• (en) Takaaki Fujita, « Tokamak equilibria with nearly zero central current: the current hole » ; Nuclear Fusion Volume 50 Numéro 11 ; doi:10.1088/0029-5515/50/11/113001 (Résumé)