LE PROJET DE MACHINE A ETUDIER LA FUSION : ITER
F.Hennion et R.Rzekiecki
(fiche n° 16)
Les recherches sur la fusion
magnétique contrôlée ont beaucoup progressé ces dernières années dans
tous les domaines, tant au niveau de la physique, des matériaux, des
technologies que de l'image d'un réacteur électrogène de fusion. La
communauté des chercheurs et ingénieurs impliqués dans les études sur
la fusion magnétique contrôlée est maintenant prête à effectuer un pas
supplémentaire : démontrer la maîtrise de l’entretien de la combustion
d'un plasma sur des temps longs. C'est l'objectif principal visé par
le projet ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).
1. BREF RAPPEL SUR LA FUSION ET LES CARACTERISTIQUES
DES MACHINES EXPERIMENTALES
1.1. QU’EST-CE QUE LA FUSION
?
1.2. COMMENT REALISER LA FUSION DANS UN LABORATOIRE
OU DANS UN REACTEUR ? LE TOKAMAK
1.3. LES EXPERIENCES ACTUELLES
1.4. DE L’EXPERIMENTATION AU REACTEUR
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2. PROJET ITER
2.1. HISTORIQUE
2.2. OBJECTIFS ET DIMENSIONS DE LA MACHINE ITER |
| 3. COUTS |
4. SITE DE CONSTRUCTION ET D’EXPLOITATION
D’ITER : CADARACHE ?
4.1. EXPERIENCE FRANÇAISE EN LA
MATIERE
4.2. CARACTERISTIQUES DU SITE
4.3. SECURITE ET PROCESSUS REGLEMENTAIRE |
| 5. CONCLUSION |
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1. BREF RAPPEL SUR LA FUSION ET LES CARACTERISTIQUES
DES MACHINES EXPERIMENTALES
1.1. QU’EST-CE QUE LA FUSION ?
Selon la célèbre formule e = m c2 (e=énergie,
m=masse, c=vitesse de la lumière), les réactions des noyaux
de la matière qui peuvent donner lieu à une diminution de
la masse des composants libèrent de l’énergie. Il
existe deux possibilités : soit par la fission des noyaux d’atomes
lourds (uranium, plutonium) utilisée dans les centrales nucléaires
actuelles, soit par la fusion des noyaux d’atomes légers
(hydrogène H, deutérium D, tritium T, hélium He).
Au sein du soleil, ce sont les atomes légers (hydrogène)
qui fusio
nnent en libérant de formidables quantités d’énergie.Ces
réactions sont à l’origine de la chaleur et de la lumière
que nous recevons. Sur terre, c’est la réaction de fusion des
noyaux de deutérium et de tritium, deux cousins (isotopes) de l’hydrogène,
qui est la plus efficace. La figure ci-contre indique que les produits issus
de la fusion « pèsent » moins lourds que les produits
initiaux : la différence se retrouve dans l’énergie
des particules finales, neutron et noyau d’hélium. Le noyau
d’hélium est aussi connu sous le nom de particule alpha.
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1.2. COMMENT REALISER
LA FUSION DANS UN LABORATOIRE OU DANS UN REACTEUR ? LE TOKAMAK
Pour que cette réaction ait lieu, les noyaux de charge
positive doivent vaincre la répulsion électrostatique
; c’est possible à très haute température
(plusieurs dizaines de millions de degrés) ; les constituants
fondamentaux des atomes sont alors dissociés – électrons
(négatifs) et noyaux (positifs) - : ils forment un milieu
ionisé chaud appelé « plasma » ; c’e
st le 4è état de la matière après le solide,
le liquide et le gaz.
Dans le soleil et les étoiles, ce sont les forces gravitationnelles
(pesanteur) qui maintiennent les conditions nécessaires aux
réactions de fusion (température et pression). Sur terre,
cette force n’est pas suffisante et il faut en utiliser d’autres,
par exemple : des champs électriques puissants peuvent créer
le plasma que l’on maintient dans un champ magnétique
intense pour l’empêcher de toucher les parois. La configuration
la plus prometteuse aujourd’hui est celle du Tokamak (nom d’origine
russe) ; c’est une machine en forme de tore (forme géométrique
similaire à une chambre à air).
Ses éléments principaux sont :
• Une chambre métallique toroïdale étanche renfermant
les isotopes de l’hydrogène dans laquelle le plasma est formé,
confiné et chauffé.
• Des enroulements électriques ou bobines, destinés
à créer les champs magnétiques intenses qui empêchent
tout contact entre plasma et les parois de la chambre. Certaines assurent
le guidage du plasma autour de l’axe du tore et d’autres, la
stabilité. Pour ne pas consommer d’énergie, toutes les
bobines devront être supraconductrices dans les machines futures.
• Le système cryogénique qui est chargé d’abaisser
la température des bobines créant les champs magnétiques
à des températures proches du zéro absolu (-269 °C)
pour les rendre supraconductrices.
• Les circuits magnétiques en fer qui, associés aux
bobines, constituent un transformateur. Le secondaire est l’anneau
de plasma dans lequel circule un courant de plusieurs millions d’ampères.
Le deutérium et le tritium sont préparés et approvisionnés
hors de la chambre. Ils sont introduits autant que de besoin dans cette
enceinte préalablement mise sous un vide poussé. Lorsque le
champ magnétique est établi et les gaz deutérium et
tritium introduits, une tension appliquée sur le primaire du transformateur
initialise le plasma dans l’enceinte (secondaire du transformateur).
Le plasma se comporte comme une résistance électrique et chauffe
par effet joule pour atteindre des températures très élevées
(de l’ordre de 20 millions de degrés).
Au delà de cette température, le plasma perd progressivement
sa capacité de résistance au passage du courant et l’effet
devient de moins en moins efficace. Ces températures sont trop basses
pour obtenir l’ « ignition », c’est à dire
une réaction de fusion dégageant suffisamment d’énergie
pour s’entretenir elle même. Il faut ajouter des dispositifs
annexes pour augmenter la température. Ces chauffages « additionnels
» sont basés sur l’utilisation d’ondes à
haute fréquence (comme dans un four à micro-ondes) qui transmettent
leur énergie aux ions ou aux électrons selon leur fréquence
ou bien sur l’injection de particules accélérées
(échange d’énergie par collisions). |
1.3. LES EXPERIENCES
ACTUELLES
Les tokamaks créés en premier par les russes sont développés
dans le monde sous des patronymes différents : JT60 au Japon, Doublet
III aux états Unis, Asdex en Allemagne, FTU en Italie, JET en Angleterre
(machine européenne), Tore Supra à Cadarache.
Les buts principaux des 2 dernières expériences sont les suivants
: JET étudie les plasmas performants, Tore Supra, grâce à
ses bobinages supraconducteurs étudie les plasmas de longue durée
(jusqu’à 1000 secondes). |
1.4. DE L’EXPERIMENTATION
AU REACTEUR
Depuis
longtemps la communauté Fusion a cherché à
définir ce que pourrait être le réacteur du
futur. On dispose donc d'études, régulièrement
remises à jour, qui fixent les contours et parfois les détails
de ce que pourrait être un réacteur de fusion. Son
principe est montré dans le schéma ci-contre.
Comme indiqué précédemment, le mélange
combustible deutérium-tritium est injecté (1) dans
une chambre à vide où, grâce aux champs électriques
et au confinement magnétique, il passe à l'état
de plasma et brûle (2). Ce faisant, le réacteur produit
des cendres (les atomes d'hélium) et de l'énergie
sous forme de particules rapides ou de rayonnement (3). L'énergie
produite sous forme de particules chargées et de rayonnement,
s'absorbe dans un composant particulier, la "première
paroi" qui, comme son nom l'indique, est le premier élément
matériel rencontré au-delà du plasma. L'énergie
des neutrons qui apparaît sous forme d'énergie cinétique
est, quant à elle, convertie en chaleur dans la couverture
générant du tritium (4), élément au-delà
de la première paroi, mais néanmoins à l'intérieur
de la chambre à vide. La chambre à vide elle-même
est le composant qui clôt l'espace où a lieu la réaction
de fusion. Première paroi, couverture et chambre à
vide sont bien évidemment refroidies par un système
d'extraction de la chaleur. La chaleur est utilisée pour
produire de la vapeur et alimenter un ensemble classique turbine
et alternateur producteur d'électricité (5).
Les combustibles pour la fusion sont abondants : le deutérium
est abondant dans l'eau de mer (33 g/m3) et le tritium sera à
terme produit à partir du lithium très abondant également
(20 mg/kg dans la croûte terrestre et 180 mg/m3 dans les océans).
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2. PROJET ITER 
La phase expérimentale avant le réacteur de démonstration
s’appelle ITER. Si l’on exclut certains composants, comme
par exemple la couverture générant du tritium, le projet
expérimental sera assez proche du réacteur décrit
ci-dessus. Ce projet validera la faisabilité de la production
d'énergie via la fusion thermonucléaire non seulement
au niveau de la physique mais aussi au niveau de la majeure partie
des grands composants d'un réacteur (bobines magnétiques
supraconductrices de grande taille par exemple). Les performances
en terme de confinement plasma demandées à un réacteur
électrogène ne sont que 4 à 5 fois supérieures
aux performances nominales du projet ITER.
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2.1. HISTORIQUE
ITER
est le fruit d’une collaboration internationale unique et
qui n’a, à ce jour, aucun autre exemple. Lors du Sommet
de Genève en Novembre 1985, l'Union Soviétique proposait
de construire la prochaine génération de tokamak sur
la base d'une collaboration internationale entre les partenaires
majeurs du programme fusion. En octobre 1986, les Etats-Unis, l'Europe
(à laquelle est associé le Canada) et le Japon répondaient
favorablement à cette proposition et se regroupaient sous
les auspices de l'Agence Internationale de l'Energie Atomique (AIEA).
Le projet ITER est ainsi né.
Aujourd’hui, au niveau international, les différents acteurs
sont : l’Union européenne, le Japon, la Russie, les USA, la
Chine et la Corée du Sud.
La cheville ouvrière est le ITER International Team. Cette équipe
conduit depuis 1992 les études d’ingénierie détaillée
d’ITER. Elle est garante de la préservation du dossier.
Au niveau européen, la Commission européenne a reçu
mandat du conseil des ministres européens pour négocier
ITER au nom de l’Union Européenne. Cadarache a été
retenu le 26 Novembre 2003 par l’UE comme site pour ITER. Une
analyse détaillée du dossier ITER a été
menée et des études particulières prenant en
compte les spécificités du site français ont
été conduites par le CEA. Les calculs sur le site de
Cadarache ont été effectués, en particulier sur
les aspects : séismes, rejets, déchets.
L’équipe projet (EISS : European ITER Sites Studies), en charge
des études du site de Cadarache est constituée d’agents
CEA, de membres des associations européennes, de représentants
du consortium industriel EFET.
Actuellement restent en compétition les sites de Cadarache proposé
par l’Europe et soutenu par la Russie et la Chine et de Rokkasho-Mura
proposé par le Japon et soutenu par les USA et la Corée du
Sud.
En plus du problème du site, il est nécessaire de convenir
de la répartition coûts / fournitures des partenaires.
L’approvisionnement et la construction durerait une dizaine d’années.
La machine serait opérationnelle 20 ans environ.
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2.2. OBJECTIFS ET
DIMENSIONS DE LA MACHINE ITER
Dans ITER seront étudiés les plasmas en combustion, c'est
à dire des plasmas où le chauffage par les particules alpha
créées lors des réactions de fusion est majoritaire
(plus de 60%), alors qu’il atteint à peine 10% dans les meilleures
performances réalisées dans la machine JET ; la puissance
thermonucléaire produite sera égale à 10 fois la puissance
injectée dans le plasma pour le produire. Ce sera aussi la première
machine intégrant la majorité des technologies essentielles
à la préparation du réacteur de fusion (composants
face au plasma, gestion du tritium, robotique, tests de couvertures générant
du tritium....).
Le tableau ci-dessous compare les caractéristiques d’ITER à
celles de Tore Supra et de JET.
Paramètres |
Tore Supra |
JET |
ITER |
| Grand rayon du plasma (mètre) |
2,25 |
3 |
6,2 |
| Petit rayon du plasma (mètre) |
0,8 |
1 |
2,0 |
| Courant plasma (million d’Ampères) |
1,7 |
5 - 7 |
15 |
| Durée de maintien du plasma (sec) |
120 (bientôt 1000) |
10 |
> 300 s |
Un problème important à résoudre est le transport
des pièces lourdes et/ou encombrantes. Les éléments
les plus volumineux à transporter sont les 18 bobines toroïdales
(14,3 m de long sur 9 m de large) ; les éléments les plus
lourds sont les secteurs de 40° de l’enceinte à vide
(575 tonnes).
Les autres bobines (26 m de diamètre) seront fabriquées
sur place si Cadarache est retenu.
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3. COUTS 
Une des négociations importantes en cours concerne la répartition
des budgets de construction, de fonctionnement et de démantèlement
entre les différents participants. Le coût de construction
dépensé sur 10 ans est estimé à 4 à
5 milliards d’Euro. Dans l’hypothèse du choix de
Cadarache, l’ordre de grandeur de la participation de l’Union
Européenne serait de 20 à 30%, celle de la France 10%
et celle la région 10%. Le coût d’exploitation
réparti sur 20 ans est du même ordre de grandeur.
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4. SITE DE CONSTRUCTION ET D’EXPLOITATION
D’ITER : CADARACHE ? 
4.1. EXPERIENCE FRANÇAISE EN LA
MATIERE
Au début des années 1980, le CEA exploitait le tokamak
TFR à Fontenay aux Roses, le tokamak Pétula et l’installation
Wéga à Grenoble. C'était encore l'époque
des « petites machines ». A l'occasion de l'étude
du projet Tore Supra, s'est posée la question de sa localisation
ainsi que celle du regroupement de l'ensemble des équipes sur
un seul équipement. Le site de Cadarache s'est imposé
comme le site français devant accueillir à terme une
grande machine thermonucléaire.
C'est ainsi que de 1984 à 1986 s'est constituée l'équipe
actuellement en place, dans un premier temps pour assurer la construction
de Tore Supra, dans un deuxième temps pour en assurer l'exploitation
et participer aux programmes d'accompagnement. Dès 1992, en même
temps que se constituaient les équipes du projet ITER, le CEA a réalisé
une première évaluation technique des capacités de
Cadarache à accueillir cette future machine.
L'environnement industriel social et culturel est tout à fait favorable.
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4.2. CARACTERISTIQUES
DU SITE
Le centre de Cadarache, qui héberge déjà 18 installations
nucléaires de base, satisfait à la plupart des contraintes
imposées par l'installation projetée ITER, avec souvent de
grandes marges.
Les contraintes sismiques découlant des RFS (règles fondamentales
de sûreté) en vigueur sur le site sont supérieures à
celle du site requis par le projet. Leur analyse montre que le bâtiment
Tokamak tel qu’il est conçu actuellement résiste et
ne nécessite pas de renforcement. Si une plus grande exigence est
demandée, restent les options de renforcement local ou de pose de
patins sismiques.
Le transport des composants de grande taille (le Centre est à 100
Km environ du port le plus proche) est analysé avec attention.
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4.3. SECURITE ET
PROCESSUS REGLEMENTAIRE
Les exigences de la réglementation française pour la construction,
l’exploitation et le démantèlement d’ITER sont
satisfaites.
Procédure réglementaire : Le CEA a entamé
dès à présent la procédure d'autorisation,
par la rédaction du dossier d’options de sûreté,
afin de ne pas retarder le planning prévu aujourd’hui
pour la construction d'ITER.
Effluents et rejets : les éléments nécessaires
à la fusion étant introduits en faible quantité
et au fur et à mesure que le besoin se fait sentir, la quantité
de combustible et de produits présente à chaque instant
est faible. Il n'est donc pas étonnant que les analyses de
sûreté conduisent à des doses en moyenne très
faibles pour les opérateurs et l'environnement. Les sources
possibles de rejets radioactifs gazeux, liquides ou solides (aérosols)
ont été analysées et évaluées pour
l’ensemble des équipements, y compris ceux relatifs au
circuit tritium.. En fait, l'évaluation préliminaire
des doses délivrées au public par l'atmosphère
sera inférieure à 10 µSv par an à la fin
de vie d'ITER. Concernant la concentration du tritium dans l'eau,
les doses prévues sont aussi très basses (moins de 0,1
µSv par an). Les effluents et les rejets d'ITER sont bien en
dessous des limites légales actuelles pour tous les effluents
(1 mSv). Rappelons au lecteur que le Sievert (Sv) est l'unité
de dose reçue traduisant la dangerosité d'un milieu
pour l'homme et que la dose naturelle reçue par un homme en
France est en moyenne de 2,5 mSv par an.
Gestion des déchets et démantèlement : Au
moment de l’arrêt de l’installation, la quantité
totale de déchets est de l’ordre de 30.000 tonnes dont
60% de très faible activité, 30% de faible ou moyenne
activité à vie courte et 10% de faible ou moyenne activité
à vie longue.
Gestion du tritium : Après une phase initiale d'exploitation
avec de l'hydrogène puis du deutérium, ITER fonctionnera
pendant 10 ans avec un mélange de deutérium-tritium.
Le transport du tritium, et la comptabilité précise
de l'inventaire seront faits selon les règlements français
et internationaux.
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5. CONCLUSION 
Quel que soit le site retenu pour son implantation, la machine ITER
représente une avancée importante dans le domaine de
la fusion.
Avec les premiers résultats, la voie sera ouverte à une énergie
« propre » avec la possibilité de disposer d’un
réacteur de démonstration dans une vingtaine d’années
et, plus tard, un réacteur commercial.
Cadarache réunit toutes les conditions pour accueillir l'installation
ITER, et satisfait à toutes les exigences formulées dans la
conception retenue. Dans ce cas, le bilan entre d’une part les coûts
d’aménagement et de fonctionnement et d’autre part les
retombées économiques devrait être nettement positif.
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Références
:
• site WEB du CEA http://www-fusion-magnetique.cea.fr,
• document synthétique du site www.energethique.com,
• « La Fusion Nucléaire », par Joseph Weisse, Collection
Que Sais-je n° 3659
• Revue Clefs CEA, printemps 2004, article sur la fusion magnétique
par M.Chatelier et P.Magaud.
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