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L'énergie à découvert

 | 
Rémy Mosseri
, 
Catherine Jeandel

Quatrième partie. L'énergie nucléaire

11. Fusion par confinement magnétique, le projet ITER

Pascale Hennequin

Texte intégral

1Libérant une grande quantité d’énergie, sans produire de gaz à effet de serre ni de déchets radioactifs à durée de vie longue, la réaction de fusion nucléaire paraît très attractive. Comment l’utiliser pour produire de l’énergie à grande échelle et pour le long terme ? Maîtriser la fusion thermonucléaire est un défi scientifique et technologique formidable, qui a nécessité un effort de recherche important au niveau mondial depuis plusieurs décennies, et ne devrait déboucher vers un réacteur industriel que dans la deuxième moitié du siècle. ITER en est l’étape de démonstration scientifique et technologique.

Principe

2La fusion d’éléments légers en éléments plus lourds libère une grande quantité d’énergie (cf. II.4). Sur Terre, comme dans le cœur des étoiles, cette réaction nécessite des conditions extrêmes : il faut vaincre la répulsion électrostatique*, intense et à longue portée, pour amener les noyaux chargés positivement aux distances où opèrent les forces nucléaires. L’agitation thermique du mélange porté à de très hautes températures permet la réaction, ainsi appelée « thermonucléaire ».

3Parmi les réactions de fusion envisageables sur Terre, la plus favorable, entre deux isotopes de l’hydrogène, le deutérium (D, constitué d’un proton* et d’un neutron) et le tritium (T, un proton et deux neutrons) libère 17,6 MeV sous forme d’énergie cinétique de ses produits, un noyau d’hélium 4 He (ou particule alpha) et un neutron. Le deutérium, isotope stable et naturel de l’hydrogène, est abondant (33 mg par litre d’eau de mer) et peu coûteux à isoler. Le tritium est un élément instable à courte durée de vie (12,6 ans), qui n’existe dans la nature qu’à l’état de traces. Il sera produit in situ par réaction des neutrons issus de la réaction de fusion avec du lithium, réparti dans la couverture (« tritigène ») entourant le plasma dans le réacteur. Le lithium existe en grande quantité dans l’écorce terrestre. D’autres réactions, D + D, ou D + 3He (hélium), pourraient être envisagées à plus long terme pour optimiser les ressources en combustibles* (se passer de T et donc de Li) ou l’activation radiologique (ne pas produire de neutrons), mais elles nécessitent une température encore plus élevée.

4La fusion présente des avantages de sûreté intrinsèque : l’hélium produit est un gaz inerte et non toxique. Il n’y a pas de risques d’emballement (pas de réaction en chaîne), peu de combustible en jeu, de l’ordre du gramme, et tout dysfonctionnement arrête rapidement le processus, comme en témoigne la difficulté à maintenir la réaction dans les machines actuelles, pas de risque de prolifération (pas de produits de réactions fissiles, des concepts de confinement magnétique très éloignés de ceux des armes). Les déchets, et donc le coût en matière d’environnement devraient être limités par rapport aux centrales actuelles, thermiques ou nucléaires : pas de rejets de gaz à effet de serre, radioactivité limitée à celle du tritium, de faible durée de vie, et à l’activation des structures du réacteur par les neutrons, qui peut être minimisée par un choix de matériaux peu activables. La présence de tritium requiert un confinement sécurisé, dont on a déjà une expérience approfondie dans certaines installations de fusion actuelles et des installations industrielles ; pour cette raison, l’installation ITER sera une installation nucléaire de base.

5Le gain énergétique de la réaction DT devient assez élevé à des températures de l’ordre de 150 millions de degrés, dix fois supérieures à celles du cœur du Soleil où se produit la réaction proton-proton. À ces températures, le mélange se trouve à l’état de plasma complètement ionisé (les électrons* sont séparés des noyaux).

6Une réaction de fusion libère près d’un million de fois plus d’énergie qu’une réaction chimique. Pour récupérer cette énergie, on « thermalise », c’est-à-dire qu’on ralentit par collisions, les particules produites : le neutron, qui emporte 80 % de l’énergie, convertira son énergie cinétique en chaleur dans la « couverture » du réacteur, puis par la suite en électricité par des technologies conventionnelles. Les particules alpha, confinées dans le plasma, vont céder leur énergie au plasma : si le taux de réaction est suffisant, cet apport compense les multiples processus de refroidissement et la réaction peut s’auto-entretenir. Les processus de refroidissement peuvent être quantifiés de manière simplifiée en introduisant le « temps de confinement* », défini comme le rapport entre l’énergie contenue dans le plasma – qui lui permet de maintenir sa température et sa densité – et la puissance perdue. Le taux de réaction dépend de la densité des noyaux de deutérium et tritium (leur nombre par unité de volume) et augmente avec la température. La balance des deux permet de définir les conditions d’un bilan énergétique favorable, au-delà d’une valeur seuil du produit de la densité par le temps de confinement (critère « de Lawson »), paramètre que l’on cherche justement à optimiser dans la voie du confinement magnétique.

Confinement magnétique

7Un plasma chaud et peu dense (1 millionième de la densité atmosphérique) est contenu par une « structure » magnétique de grand volume, qui l’isole des parois. Les trajectoires des particules chargées s’enroulent autour des lignes de champ magnétique*, qui jouent le rôle de guide dans un circuit fermé, ces lignes s’enroulant elles-mêmes en hélice sur des tores emboîtés. Cette configuration torique hélicoïdale « tokamak* » est générée par un ensemble de bobines, supraconductrices dans le cas d’ITER. Le champ magnétique principal, dans la direction du tore (plusieurs teslas) peut être maintenu longtemps (ne pas confondre le temps de maintien de la décharge et le temps de confinement de l’énergie). Le champ magnétique secondaire (un ordre de grandeur plus faible), lui, est produit par un courant de plusieurs millions d’ampères circulant dans le plasma, lui-même produit par induction. D’autres configurations sont étudiées, comme le stellarator : le champ hélicoïdal est alors créé par l’arrangement complexe des bobines, sans courant induit, favorisant le régime continu.

Problèmes à résoudre

8La structure magnétique doit assurer le confinement des particules chargées pendant un temps suffisant (quelques secondes) pour permettre d’entretenir les réactions de fusion. Dans le plasma – constitué de particules chargées d’inertie différente (ions*/électrons*) sensibles aux champs électriques et magnétiques extérieurs ou auto-générés – les gradients de température qui s’établissent entre le cœur (plus de 150 millions de °C) et le bord (compatible avec une paroi matérielle, < 1 000 °C), constituent une source riche d’instabilités qui présentent certaines similarités avec celles du plasma solaire : déformations à grande échelle affectant la structure magnétique de confinement ; turbulence à plus petite échelle refroidissant le cœur très chaud en le brassant par des mouvements de convection* (cf. IV.12). C’est la principale source de limitation du temps de confinement, que l’on apprend à améliorer et à maîtriser en adaptant les conditions de fonctionnement. Un autre point crucial est le contrôle de l’interaction du plasma avec la paroi, l’énergie produite dans le cœur se traduisant par un flux de puissance sortant du plasma, qu’il faut extraire. Tore Supra (France) supporte des flux de chaleur de l’ordre de 10 MW/m2, ITER fera deux fois mieux. Des plasmas très chauds, atteignant 300 millions de degrés, sont déjà obtenus en laboratoire. Dans le tokamak européen JET (Angleterre), la puissance de fusion atteint 17 MW, presque autant que la puissance injectée. Des durées de décharges de plusieurs minutes conduisant à extraire des énergies dépassant le gigajoule ont été obtenues sur Tore Supra. L’amélioration des performances (critère de Lawson) de plusieurs ordres de grandeur en trois décennies traduit une progression encore plus importante que celle de la puissance de calcul des ordinateurs sur la même période. Ces progrès s’appuient sur une compréhension et un contrôle toujours plus fins permis par la physique et la technologie : description théorique et simulation numérique de phénomènes nonlinéaires (cf. IV.12), prise en compte des couplages des processus à la frontière de plusieurs domaines (physicochimie…), mais aussi développement de moyens d’actions (les chauffages, le contrôle du courant et sa génération en phase quasi-stationnaire…) et d’études (diagnostics) du plasma de plus en plus précis et souples. L’étape cruciale de démonstration de la maîtrise du plasma en combustion dans laquelle nous entrons, offrira en outre un cadre nouveau : le plasma sera chauffé majoritairement par les particules alpha produites par les réactions (la part de chauffage due aux particules alpha atteint à peine 10 % dans les meilleures décharges actuelles). Cette étape nécessite de construire des installations complexes de très grande taille car contrairement aux autres filières de production d’énergie, le passage par de petits prototypes n’est pas possible. En effet, l’accès au régime de combustion, à seuil, est facilité lorsque le volume du plasma est important, parce que le confinement y est d’autant meilleur.

Le projet ITER

9ITER vise la maîtrise, sur des temps longs (500 s), de plasmas en combustion, chauffés à plus de 60 % par les particules alpha, produisant une puissance de fusion de l’ordre de 500 MW soit une dizaine de fois supérieure à la puissance injectée. Le fonctionnement en régime permanent sera étudié grâce à la génération de courant sans induction. ITER sera avant tout une machine de recherche, qui ne produira pas encore d’énergie, mais les technologies essentielles y seront intégrées et démontrées pour préparer le futur réacteur de fusion : aimants supraconducteurs, maintenance téléopérée, tests de modules de couverture (optimisant l’intégration de la barrière neutronique, l’échange de chaleur, et la génération de tritium).

10ITER est un projet international unique par son nombre de partenaires : l’Union européenne, la Chine, l’Inde, le Japon, la Corée du Sud, la Russie et les États-Unis, soit 34 nations. En cours de construction à Cadarache, le premier plasma est prévu en 2020, la phase d’exploitation thermonucléaire en mélange deutérium tritium devant démarrer en 2027. Le coût complet du projet, estimé à 12,8 M€ pour les douze années de la phase de construction de la machine, est certes considérable pour une installation de recherche, mais réparti entre les partenaires, comme la France, il reste comparable aux projets internationaux (CERN, missions spatiales).

11Dans ITER, les matériaux utilisés pour les enceintes matérielles ont été éprouvés pour être compatibles avec le flux de neutrons attendu. Cependant, dans un futur réacteur, produisant un flux 5 à 20 fois supérieur, on s’attend à ce que l’interaction des neutrons avec les matériaux qui entourent le plasma et forment la structure de la machine puisse altérer les propriétés mécaniques des matériaux. En effet, les neutrons provoquent par collision des déplacements d’atomes qui modifient la structure du matériau – effet déjà bien étudié dans les centrales à fission. D’énergie plus élevée (14 MeV), ils induisent également des transmutations, conduisant à la formation d’hydrogène ou d’hélium dans le matériau. Un programme de recherche est donc mené en parallèle d’ITER, notamment en synergie avec les recherches des matériaux pour la fission, pour développer des matériaux à basse activation*, qui permettent de maximiser la longévité des structures et de réduire les déchets. Il prévoit de construire pour une source de neutron à spectre similaire à celui produit dans un réacteur de fusion (prototype IFMIF).

Schéma du tokamak ITER. Le plasma de forme torique est représenté en rose, les systèmes magnétiques permettant de créer la structure de confinement en bleu. Les fenêtres visibles tout autour permettent d’installer les systèmes de chauffage et de contrôle, ainsi que tous les dispositifs de mesure et d’étude

12L’étape de démonstration ITER 2020-2035, sera suivie, si elle remplit ses objectifs, par un réacteur préindustriel, DEMO pour 2030/50. On n’envisage pas d’aboutissement avant le milieu du siècle (cent ans de recherche en tout), pour une production déployée vers la fin du siècle. Des recherches de très long terme, qui ne participent que peu au débat actuel, mais l’avenir se réduit-il à l’horizon 2050 ? Peut-on se passer d’explorer toutes les pistes qui pourraient assurer des sources d’énergie de grande et d’impact limité pour les siècles futurs ?

Bibliographie

Références bibliographiques

• J. WEISSE – La Fusion nucléaire, Que sais-je, PUF, 2003.

• A. BENUZZI-MOUNAIX – La fusion nucléaire, Belin - Pour la Science 2008.

• G. LAVAL – La fusion nucléaire, de la recherche fondamentale à la production d’énergie ? Rapport de l’académie des sciences, EDP, 2007.

• www.iter.org

• www.itercad.org

Table des illustrations

Légende Schéma du tokamak ITER. Le plasma de forme torique est représenté en rose, les systèmes magnétiques permettant de créer la structure de confinement en bleu. Les fenêtres visibles tout autour permettent d’installer les systèmes de chauffage et de contrôle, ainsi que tous les dispositifs de mesure et d’étude
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/11001/img-1.jpg
Fichier image/jpeg, 614k

Auteur

Physicienne, Directrice de recherche au CNRS, LPP, École Polytechnique, Directrice de la Fédération de Recherche « Fusion par confinement magnétique-ITER », Palaiseau.
pascale.hennequin@lpp.polytechnique.fr

© CNRS Éditions, 2013

Conditions d’utilisation : http://www.openedition.org/6540

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