Tokamak

Un article de Wikipédia, l'encyclopédie libre.
Aller à : navigation, rechercher
Cyrillic letter Dzhe.svg Cette page contient des caractères cyrilliques. En cas de problème, consultez Aide:Unicode ou testez votre navigateur.
Page d'aide sur l'homonymie Pour les articles homonymes, voir Tokamak (homonymie).
Vue intérieure du tore du Tokamak à configuration variable (TCV), dont les parois sont recouvertes de tuiles de graphite
Plasma typique du MAST

Un tokamak est une chambre torique de confinement magnétique destinée à contrôler un plasma pour étudier la possibilité de la production d'énergie par fusion nucléaire.

C'est une technologie de recherche expérimentale qui est, avec le confinement inertiel par laser, candidate pour permettre à long terme la production d'électricité en récupérant la chaleur qui serait produite par la réaction de fusion nucléaire.

Inventé au début des années 1950 par les Russes Igor Tamm et Andreï Sakharov, le terme tokamak vient du russe « тороидальная камера с магнитными катушками » (toroïdalnaïa kamera s magnitnymi katushkami : en français, chambre toroïdale avec bobines magnétiques). On rencontre – plus rarement – la graphie tokomak. Le premier tokamak, dénommé T1, a été construit à l'institut Kurchatov à Moscou[1].

Principe[modifier | modifier le code]

Fusion nucléaire

La fusion nucléaire permet à partir de deux atomes très légers (par exemple le deutérium et le tritium) de créer des atomes plus lourds. Cette transformation produit un défaut de masse qui se manifeste sous forme d'énergie (E=mc2E est l'énergie produite en joules, m la masse disparue en kg, et c la célérité de la lumière dans le vide, en m.s-¹). Cet excès d'énergie pourrait se transformer en excès de chaleur, qui par convection pourrait être convertie en électricité au moyen d'une turbine à vapeur couplée à un alternateur ; ITER vise l'utilisation d'un mélange deutérium-tritium (D‑T) équimolaires[2].

Conditions nécessaires[modifier | modifier le code]

Température de fusion[modifier | modifier le code]

Pour produire une réaction de fusion nucléaire, il faut chauffer la matière à de très hautes températures (environ 100 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 nouvel état : l'état de plasma.

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

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

Confinement du plasma[modifier | modifier le code]

L'enjeu est de contrôler un plasma au cœur du tokamak, dans un volume limité et assez éloigné des équipements.

Le plasma est constitué de particules chargées ; on peut donc confiner leur trajectoire de déplacement à l'intérieur d'un tore au moyen de champs magnétiques. Pour cela on doit créer un champ toroïdal auquel on associe une composante de champ qui lui est perpendiculaire (champ poloïdal). Dans les dispositifs du type Tokamak, le champ poloïdal est créé par un fort courant induit au sein même du plasma. La forme des aimants est ovale, cf: ITER

Ce dispositif se distingue des Stellarators, qui adoptent une configuration de chambre à fusion de forme analogue au Tokomak, mais au sein desquels aucun courant ne circule dans le plasma.

Aujourd'hui le principal problème n'est pas d'atteindre les gigantesques températures demandées, mais de parvenir à confiner le plasma sans qu'il ne devienne instable.

Plusieurs procédés sont possibles, dont l'un des plus prometteur semble être le projet multinational ITER qui doit être construit en France (à Cadarache), la France devant couvrir 50 % des coûts de construction du réacteur[3].

Bilan énergétique[modifier | modifier le code]

Il faut fournir une énergie initiale pour lancer les conditions de maintien de la réaction (température et confinement). Théoriquement, plus on injecte de « combustible », plus l'énergie thermique produite est importante.

Si la température produite était celle demandée par la réaction, il ne serait plus nécessaire de réchauffer le combustible par des moyens extérieurs, on aurait alors atteint le seuil d'ignition de la réaction.

Ainsi pour un tel générateur, si le rapport de l'énergie produite par rapport à l'énergie fournie de façon extérieure arrivait à l'équilibre (autant d'énergie produite que d'énergie nécessaire au maintien de la réaction), on parlerait de « breakeven ». Ce générateur serait alors autonome sur un plan énergétique. Et au-delà de ce seuil, tout surplus de combustible produirait un surplus d'énergie au bénéfice de l'exploitant.

Les déchets ne sont, comparativement aux centrales traditionnelles, qu'en partie radioactifs ; la demi-vie de la plupart des isotopes radioactifs dans ces déchets est inférieure à dix ans et en un siècle, la radioactivité de ces matériaux aura suffisamment diminué pour permettre leur recyclage[4], ce qui est très peu par rapport aux millions d'années nécessaires à la désintégration des déchets à longue vie des centrales actuelles.

Avantages[modifier | modifier le code]

Si une telle technologie parvenait à être mise au point, ses avantages seraient :

  • Une grande quantité de « carburant » fusible disponible : la matière fusible choisie est constituée de deutérium et de tritium. On trouve le deutérium (ou eau lourde quand cet isotope est combiné à l'oxygène) à l'état naturel (1 atome de deutérium pour 6 000 atomes d'hydrogène dans l'eau soit 30 mg/l d'eau). De plus, si l'on place dans des modules dits « tritigènes »[5] des atomes de Lithium 7 sur le chemin des neutrons produits, il y aura réaction de fission et seront produits de l'hélium, un neutron et du tritium, le réacteur auto-produirait ainsi une partie de son combustible[5].
  • Une production d'éléments radioactifs à vie courte : le combustible est faiblement radioactif (tritium) et sa production reste confinée dans l'enceinte du réacteur. À la fin de vie du réacteur, les éléments radioactifs à recycler sont pour la plupart dits « à vie courte ».
  • Un faible risque d'accident nucléaire majeur : étant donné les conditions strictes nécessaires à la fusion, toute anomalie dans l'état de la réaction provoquerait l'arrêt immédiat des réactions en cours. Il n'y aurait donc pas de risque d'emballement de la réaction. Selon le Rapport préliminaire de sûreté d'ITER, « même en cas de brèche accidentelle dans le Tokamak, les niveaux de radioactivité à l'extérieur de l'enceinte seraient encore très faibles »[6].

Difficultés[modifier | modifier le code]

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 [7] alors qu'il est notamment très difficile de modéliser le comportement d'un plasma dans un confinement magnétique.
  • 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 turbulence des plasmas toriques de fusion magnétique. Les porteurs du projet ITER estiment sur la base de modélisations récentes[8], et de « lois-ingénieurs » pouvoir les gérer (par injection massives de gaz nobles dans l'anneau du Tokamak[9]). 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[10] 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 »[11]. 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[12].
  • 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 [13] (et les décontaminer). Les petites instabilités du plasma (instabilités "en dents de scies" (sawtooth instability) semblent devoir être conservées et maîtrisées pour éviter l'accumulation d'impuretés dans le plasma[14].
  • Les choix et l'utilisation des matériaux ne sont pas encore définis car les contraintes imposées sont nombreuses (température, résistance aux champs magnétiques, stabilité aux radiations, importante durée de vie ...). Et on ne connaît pour le moment aucun matériau capable de résister longtemps à ces conditions.
  • 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, et il est ensuite prévu que les réacteurs à fusion expérimentent une auto-production de tritium, dans une « couverture tritigène » arrosée par le flux neutronique assez de tritium pour leur propre besoin.
    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 : le bilan neutronique doit être augmenté par l'ajout de matériaux multiplicateurs de neutrons comme le plomb ou le béryllium[15],[16].
  • 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−1 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 10^19 neutrons de haute énergie émis par centimètre carré et par seconde[3].
  • 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.
  • 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 composants 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].
  • 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.
  • La radioactivité contamine 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 la plasma peuvent périodiquement endommager des éléments de la paroi (par bombardement de particules à haute-énergie notamment), qu'il faut alors pouvoir changer.
  • Selon la député européenne Michèle Rivasi, aucune assurance n'a été prévue pour couvrir un éventuel accident de ce type s'il devait aboutir à une destruction avec contamination de l'environnement par le tritium, ou encore par le tritium, bérilyum, plomb, lithium de l'installation [18], 4 produits très toxiques.

Les disruptions[modifier | modifier le code]

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 »[19].

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 un ampérage plus important. 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 serait catastrophique »[20].

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)[21].

La gestion et « l'amortissement des disruptions »[modifier | modifier le code]

Les concepteurs des futurs réacteurs expérimentaux (ou de futur tokamaks de puissance destinés à produire de l'électricité en routine, encore théoriques) estiment aujourd'hui ne pas pouvoir éviter les disruptions. Ils cherchent donc à les « amortir », c'est-à-dire à en limiter les effets destructeurs (deux thèses récentes ont porté sur ce sujet, s'appuyant sur des modélisations et des expériences conduites dans les tokamaks Tore Supra et JET). Pour cela, les ingénieurs prévoient notamment des systèmes d'injection massive de gaz qui s'ils sont injecté assez tôt et de manière assez homogène (la disruption peut se produire en quelques millisecondes, et le plasma est alors très turbulent), doivent freiner et/ou totalement inhiber la production d'électrons découplés à haute énergie.

  • Des gaz légers et nobles (hélium par exemple, qui est lui-même le principal sous-produit de la fusion) inhibent la production de tels électrons découplés ;
  • L'injection de gaz plus lourds permettrait aussi de dissiper par rayonnement et moins violemment une partie de l'énergie thermique du plasma ;
  • Tous les gaz injectés affaiblissent les forces électromagnétiques ;
  • Divers mélanges de gaz — dont légers et lourds en mélange ; He, Ne, Ar, He/Ar[21]) en dosages variés (de 5 à 500 Pa m3)[21] — ont déjà été testés en tokamaks expérimentaux sur des plasmas sains (en prévision de la réalisation d'ITER). Ils n’ont pratiquement pas été testées sur des plasmas déjà pré-disruptifs. Les conditions réelles de l'intérieur du tokamak d'ITER ou des futurs réacteurs de puissance ne peuvent à ce jour qu'être approchées par la modélisation. Les conditions de température et de pression y seront très supérieures à celles qu'on trouve dans le soleil. À ce jour, des simulations d'injections massives ont été faites (avec le code 3D MHD Jorek couplé à un modèle de fluide neutre) [19], qui laissent penser que « la croissance des instabilités MHD est plus rapide lorsque de grandes quantités de gaz sont injectées et que les surfaces rationnelles sont successivement ergodisées lors de la pénétration du front de densité dans le plasma, conformément aux observations expérimentales »[19]. « Ces instabilités MHD du plasma augmentent le transport radial du gaz ionisé vers le centre, mais empêchent la propagation des neutres au-delà d'une surface critique »[19].

Prototypes[modifier | modifier le code]

Maquette de ITER
KSTAR, en construction à Daejeon (Corée du Sud)

Il existe actuellement plusieurs prototypes de tokamak :

Premiers prototypes :

  • Tokamak T3, conçu en Union soviétique dans les années 1960
  • T 10, conçu en Union soviétique dans les années 1970 (toujours en exploitation)
  • TFR (Tokamak de Fontenay-aux-Roses), conçu en France dans les années 1970
  • PLT, conçu aux États-Unis dans les années 1970
  • TFTR, conçu aux États-Unis dans les années 1980, aujourd'hui fermé

Il existe de nombreuses autres expériences, chacune avec ses spécificités :

D'autres pistes d'étude de production d'énergie à partir de la fusion sont étudiées :

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Sur les autres projets Wikimedia :

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

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

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. http://www.iter.org/sci/beyonditer
  2. a et b Manfred Glugla (Head of Fuel Cycle Engineering Division - ITER) Les systèmes de détritiation d’ITER (ITER), consulté 2011-12-25
  3. a et b Jean-Pierre Louvet, Futura science Une barrière de lithium liquide pour les futurs réacteurs à fusion d'après Nature physics online ; doi: 10.1038/nphys003 ; 7 juillet 2005
  4. ITER et la sûreté, sur le site internet d'ITER.
  5. a et b ITER, Les combustibles de la réaction de fusion, consulté 2011-12-25
  6. FAQ du site internet d'ITER : « Pendant l'exploitation normale, l'impact radiologique d'ITER sur les populations les plus exposées sera mille fois inférieur au rayonnement ionisant naturel. Dans les scénarios les plus pessimistes, comme un incendie dans l'installation de traitement du tritium, aucune évacuation des populations avoisinantes ou autre contre-mesure ne serait nécessaire. »
  7. A.H. Kritz, T. Rafiq, C. Kessel, G. Bateman, D.C. McCune, R.V. Budny and A.Y. Pankin Integrated modelling for prediction of optimized ITER performance ; 2011 ; Nucl. Fusion 51 123009 doi:10.1088/0029-5515/51/12/123009
  8. Cédric Reux, École Polytechnique X (04/11/2010), Pascale Hennequin (Dir.) Étude d'une méthode d'amortissement des disruptions d'un plasma de tokamak ; 2010-11-04
  9. M. Sugihara, M. Shimada, H. Fujieda, Yu. Gribov, K. Ioki, Y. Kawano, R. Khayrutdinov, V. Lukash et J. Ohmori, Disruption scenarios, their mitigation and operation window in ITER ; Nuclear Fusion Volume 47 Number 4 Create an alert RSS this journal M. Sugihara et al 2007 Nucl. Fusion 47 337 doi:10.1088/0029-5515/47/4/012 (Résumé)
  10. J. Linke, V.R. Barabash, H. Bolt, A. Gervash, I. Mazul, I. Ovchinnikov, M. Rödig, Erosion of metals and carbon based materials during disruptions — simulation experiments in plasma accelerators ; Journal of Nuclear Materials, Volumes 212-215, Part B, September 1994, Pages 1195-1200
  11. A.V. Burdakov, M.N. Chagin, V.V. Filippov, V.S. Koidan, K.I. Mekler, P.I. Melnikov, V.V. Postupaev, A.F. Rovenskikh, M.A. Shcheglov, K.V. Tsigutkin, H. Wuerz, On a possibility of explosive material erosion under conditions of ITER disruption event ; Journal of Nuclear Materials Volumes 233-237, Part 1, 1 October 1996, Pages 697-700 doi:10.1016/S0022-3115(96)00015-3 (Résumé)
  12. M. Lehnen, A. Alonso, G. Arnoux, N. Baumgarten, S.A. Bozhenkov, S. Brezinsek, M. Brix, T. Eich, S.N. Gerasimov, A. Huber, S. Jachmich, U. Kruezi, P.D. Morgan, V.V. Plyusnin, C. Reux, V. Riccardo, G. Sergienko, M.F. Stamp et contributeurs du JET EFDA , Disruption mitigation by massive gas injection in JET Nuclear Fusion Volume 51 Number 12 ; doi:10.1088/0029-5515/51/12/123010 (Résumé)
  13. S I Krasheninnikov, R D Smirnov and D L Rudakov, 2011, Dust in magnetic fusion devices ; Plasma Physics and Controlled Fusion Volume 53, Number 8, ; doi:10.1088/0741-3335/53/8/083001 (Résumé)
  14. I T Chapman, Controlling sawtooth oscillations in tokamak plasmas, Plasma Physics and Controlled Fusion Volume 53 Number 1 , 2011, Plasma Phys. Control ; doi:10.1088/0741-3335/53/1/013001 (Résumé)
  15. Le nucléaire expliqué par des physiciens Par Paul Bonche
  16. Plasmas: des étoiles... au quotidien ; Fusion:... énergie du XXIe siècle
  17. R. Majeski et al., Nuclear Fusion 45 (2005) 519 (publié le 26 mai 2005)
  18. Vidéo présentant M Rivasi et JP Petit à propos du risque de disruptions
  19. a, b, c et d résumé de thèse de Cédric Reux et lien de téléchargement sur le site Archives ouvertes
  20. (en) Andrew Thornton, The impact of transient mitigation schemes on the MAST edge plasma, Université de York, janvier 2011, page 14 : « The consequences of disruptions in the next generation of tokamaks are severe, the consequences of a disruption in a power plant tokamak would be catastrophic »
  21. a, b et c C. Reux, J. Bucalossi, F. Saint-Laurent, C. Gil, P. Moreau et P. Maget, Experimental study of disruption mitigation using massive injection of noble gases on Tore Supra ; Nuclear Fusion Volume 50 Number 9 Create an alert RSS this journal C. Reux et al 2010 Nucl. Fusion 50 095006 doi:10.1088/0029-5515/50/9/095006. (Résumé)