Demo (réacteur)

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Démo ou Demo (de l'anglais Demonstration Power Plant) est un projet de réacteur nucléaire à fusion qui devrait produire de l'électricité à l'horizon de 2040. Le projet consiste à créer un ou plusieurs démonstrateurs technologiques qui devraient succéder au réacteur expérimental de fusion nucléaire ITER (un acronyme pour International Thermonuclear Experimental Reactor).

Présentation[modifier | modifier le code]

L’objectif d’un tel projet est de démontrer qu’il est possible de produire de l’électricité, à la manière d’une centrale électrique traditionnelle, en utilisant l’énergie générée par des réactions de fusion nucléaire se produisant au cœur d’un plasma porté à haute température (plusieurs millions de degrés Celsius).

Il convient tout d’abord de démontrer la faisabilité d’un tel projet ce qui nécessite la réalisation de trois conditions qui sont encore aujourd’hui à l’état d’hypothèse :

- L’énergie produite par les réactions de fusion nucléaire doit être supérieure à l’énergie nécessaire à maintenir le plasma en condition de réaliser les réactions de fusion.

- L’énergie produite par les réactions de fusion doit pouvoir être transformée en électricité.

- Les réactions de fusion doivent être soutenues durant un temps indéfini permettant la production d’électricité.

Concernant la première condition, le tokamak JET (acronyme de Joint European Torus) possède aujourd’hui le record de production d’énergie mais le résultat reste toujours négatif, l’énergie produite ne représentant que 65 % de l’énergie consommée. Un des objectifs de l’expérimentation ITER est de démontrer qu’un bilan énergétique positif est possible. ITER a l’ambition de produire ponctuellement jusqu’à dix fois l’énergie finale consommée.

Concernant la deuxième condition, l’énergie produite par les réactions de fusion est principalement constituée de rayonnement gamma de haute énergie. Ce type d’énergie est difficilement « récupérable » par le biais notamment d’échange de chaleur avec un fluide. C’est un obstacle important sur lequel plusieurs expérimentations sont actuellement en cours employant notamment des dispositifs de type « tokamak sphérique » testant différentes configurations de divertor.

Mais c’est la troisième condition qui demeure à ce jour la plus problématique à réaliser. En effet, une centrale électrique, par définition, produit de l’électricité de manière continue sans interruption sur une longue durée, même si certaines tranches de la centrale sont à l’arrêt régulièrement pour des opérations de maintenance. Par exemple, dans le cadre d’une centrale nucléaire actuellement en exploitation chaque tranche est arrêtée pour des raisons de maintenance tous les 12 à 18 mois pour une période de 30 jours environ. Les expérimentations actuelles sont très éloignées de cette temporalité puisque les dispositifs actuels ne réalisent les réactions de fusion que sur des durées très brèves. Le record de durée de maintien d’un plasma en condition de fusion est de 390 secondes[1] et est détenu par le tokamak français Tore Supra. ITER a l’ambition de maintenir un plasma en condition de réaliser des réactions de fusion durant au moins 400 secondes, et les modèles de simulation prédisent qu'au-delà de cette durée, il sera possible de se passer de l'apport extérieur de chaleur car le plasma sera entretenu par la réaction elle-même[2].

L’exploitation des données issues du réacteur expérimental de fusion nucléaire ITER s’avère donc indispensable pour permettre de concevoir un cahier des charges destiné à un réacteur de démonstration de production d’électricité. Il est impossible aujourd’hui de trancher sur telle ou telle spécification et de nombreuses questions restent toujours sans réponse : Quels matériaux utiliser au centre du dispositif, emplacement où la pression magnétique est la plus forte dans le cadre d’un réacteur à fonctionnement continu ? Le solénoïde central est-il indispensable ? Quel type de divertor sera le plus performant pour « récupérer » l’énergie des rayonnements à haute énergies des réactions de fusion ? Quels combustibles permettront-ils une exploitation au long cours des réactions de fusion ? quelle forme (design et ratio d’aspect) doit prendre un réacteur de démonstration ?

Les combustibles candidats pour alimenter un réacteur de démonstration sont le deutérium (l'un des isotopes de l'hydrogène), et le lithium (comme combustible primaire), qui doivent s'associer dans le cycle interne de la machine pour produire du tritium, élément consommé lors des réactions de fusion, et remplacé par du tritium produit par les réactions internes. « Ce cycle ne sera que partiellement vérifié dans ITER. Demo devrait donc être une machine qui permette de faire cette démonstration. Il sera logiquement suivi d'une filière industrielle, avec des prototypes »[3].

Considérations techniques[modifier | modifier le code]

Les combustibles candidats sont le deutérium et le tritium. Lors de la fusion, les deux noyaux se rejoignent pour former à leur tour un noyau d' hélium (une particule alpha ) et un neutron de haute énergie [4],[5]

L'énergie d'activation pour la fusion est très importante car les protons de chaque noyau se repoussent fortement (barrière de potentiel); ils sont tous deux chargés positivement . Pour fusionner, les noyaux doivent être à moins de 1 femtomètre (10−15 m) les uns des autres, distance où les effets "tunnel quantique" (la matière est alors représentée par une fonction d'onde) permettent aux constituants des nucléons de traverser la barrière de potentiel, se retrouvant alors dans le même espace.

Un dispositif de type tokamak nécessite à la fois un plasma dense et des températures élevées pour que la réaction de fusion soit maintenue. Les températures élevées donnent aux noyaux suffisamment d'énergie pour surmonter leur répulsion électrostatique. Cela nécessite des températures de l'ordre de 100 000 000 °C qui sont obtenues en utilisant l'énergie de diverses sources, y compris le chauffage ohmique (des courants électriques induits dans le plasma), les micro - ondes , les faisceaux d' ions ou l'injection de faisceaux neutres.

Les récipients de confinement ne supportent pas ces températures, de sorte que le plasma doit être tenu à l'écart des parois par confinement magnétique .

Une fois que la fusion a commencé, les neutrons de haute énergie sont émis du plasma avec les rayons X. Comme les neutrons reçoivent la majorité de l'énergie de la fusion, ils seront la principale source d'énergie thermique du réacteur lors de leur passage dans un divertor. Le produit d'hélium ultra-chaud sera utilisé pour chauffer le plasma, et doit compenser tous les mécanismes de perte (principalement les rayons X de la décélération électronique) qui ont tendance à refroidir le plasma assez rapidement.

Le récipient de confinement Tokamak aura une doublure composée de carreaux de céramique ou composites contenant des tubes dans lesquels coulera du lithium métal liquide chaud , refroidissant la doublure. Le lithium absorbe facilement les neutrons à grande vitesse pour former de l'hélium et du tritium, devenant ainsi chauds.

Cette augmentation de la température est transmise à un autre liquide de refroidissement (intermédiaire), éventuellement de l' eau liquide (sous pression) dans un tuyau sous pression scellé. La chaleur du liquide de refroidissement intermédiaire sera utilisée pour faire bouillir l'eau dans un échangeur de chaleur. La vapeur de l'échangeur de chaleur sera utilisée pour entraîner les turbines et les générateurs, afin de créer du courant électrique. L'énergie thermique perdue au-delà de l'énergie électrique générée est rejetée dans l'environnement. Le sous-produit de l'hélium est la "cendre" de cette fusion et ne sera pas autorisé à s'accumuler trop dans le plasma.

Des quantités soigneusement mesurées de deutérium et de tritium sont ajoutées dans le plasma et chauffées. Le lithium est traité pour éliminer l'hélium et le tritium, le reste étant recyclé pour collecter plus de chaleur et de neutrons. Seule une infime quantité de lithium est consommée.

vue d'artiste (concept art) du réacteur expérimental ITER, un réacteur de démonstration dans la suite d'ITER aurait le même design et serait environ 30% plus grand (tout au centre sous le solénoïde l'échelle est concrétisée par le dessin d'un personnage)

Le projet devrait s'appuyer sur les résultats d'iter pour en définir les spécificités. De nombreuses questions restent aujourd’hui sans réponse, y compris les méthodes de chauffage et la méthode de capture des neutrons de haute énergie[6],[7],[8],[9],[10].

Différents projets internationaux[modifier | modifier le code]

Projet Contribution (MW) Production (MW) Valeur Q Ratio d’aspect Volume de plasma (m3) R / a (m)
JET 24 16 0,67 2,36 80 2.96/1.25
ITER 50 500 10 3 800 6.2/2.1
Suite d’ITER 80 2000 25 3 2200 9/3
STEP 50 1500 30 1,1 45 2.2/2
CFETR - 1000 >10 3.27 400-700 7.2/2.2
K-DEMO environ 1000 3,23 600 6.8/2.1

En l'absence de véritable cahier des charges pour la construction d’un réacteur de démonstration fonctionnant selon le principe de la fusion nucléaire, il existe plusieurs projets complémentaires ou contradictoires à l’horizon 2030-2040 engageant un ou plusieurs pays, un ou plusieurs acteurs publics et privés.

Pour les pays participants au consortium Iter, la construction d’un réacteur de démonstration est naturellement l’étape suivante survenant lorsque l’exploitation du réacteur expérimental ITER aura permis d’affiner un cahier des charges dont les bases sont d’ores et déjà disponibles. Mais la collaboration internationale aboutissant à ITER s’arrêtera peut-être là. Pour l'heure, plusieurs des pays participants au projet ITER (Chine, Union européenne, Inde, Japon, Corée, Russie et dans une moindre mesure États-Unis) ont d'ores et déjà défini leur point de vue concernant les spécificités d’un réacteur de démonstration.

Il existe ainsi plusieurs grands types de projet pour la construction d’un réacteur de démonstration.

Le principal projet est très certainement celui des promoteurs européens d’ITER que l’on pourrait qualifié de « suite d’ITER » dans lequel le Japon est partenaire. Ces spécifications ne sont pas figées mais peuvent se comprendre de la manière suivante : Refaire ITER en plus grand[6].

Le Rapport final du Comité 2019 US National Academy of Sciences, ingénierie et médecine donne son avis sur un plan stratégique pour la recherche aux États-Unis. Il est noté : « un grand dispositif de DEMO ne semble plus être le meilleur objectif à long terme pour le programme des États-Unis. Au lieu de cela, les innovations scientifiques et technologiques et l'intérêt croissant et le potentiel pour les entreprises du secteur privé de faire progresser les concepts et les technologies de l'énergie de fusion suggèrent que des installations plus petites et plus compactes attireraient mieux la participation industrielle et raccourciraient le temps et réduiraient le coût de la voie de développement vers énergie de fusion commerciale »[11].

vue d'artiste (concept art) d'un tokamak sphérique de démonstration sans solénoïde, design environ 10 fois plus compact qu'un tokamak traditionnel torique

Environ deux douzaines d'entreprises du secteur privé visent désormais à développer leurs propres réacteurs à fusion à l’horizon 2030-2040. Les 3 Octobre, 2019 annonce UK Atomic Energy d'un « Tokamak sphérique pour la production d' énergie » (STEP). Un tel projet semble vouloir faire en partie l’impasse sur l’étape représentée par ITER, s’appuyant sur les promesses d’un rendement et d’une compacité 10 fois supérieure au tokamak traditionnel bien qu'aucun dispositif de grande puissance n’ait été encore testé[12].

La machine CFETR proposée par la Chine , a aussi l'ambition de réaliser la démonstration d'une production d’électricité dans un réacteur de type tokamak[13],[14].

La Corée du sud possède un projet assez comparable dénommé K-DEMO[15],[16],[17].

La Russie ne semble plus développer de projet de réacteur de fusion nucléaire de démonstration. Le projet russe (Demo-FNS) est particulier, car il vise à créer un réacteur hybride fission/fusion visant à réutiliser les neutrons produits par la réaction de fusion pour dégrader des déchets nucléaires ou créer du combustible à partir de thorium ou d’uranium appauvri[18],[19].

Comparaison avec ITER[modifier | modifier le code]

Si le but d’ITER est de produire 500 millions de watts (500 MW) pendant 400 secondes et dix fois plus d’énergie que celle requise pour lancer la réaction, le but de Demo est de produire en continu quatre fois plus de puissance (2 GW) et vingt-cinq fois plus d’énergie que celle nécessaire pour amorcer la réaction[réf. nécessaire],[20].

Avec une puissance thermique de 1 500 MW pour le prototype japonais, Demo devrait être plus puissant qu’ITER (500 MW), la production atteignant les valeurs correspondant à une centrale électrique moderne. Demo est prévu pour être le premier réacteur à fusion à produire de l'énergie électrique. Les expériences précédentes, telles qu’ITER, dissipent principalement la puissance thermique qu’elles produisent dans l’atmosphère sous forme de vapeur d’eau[20].

Pour atteindre ces objectifs, Demo devrait avoir un tokamak de six à dix mètres de diamètre extérieur suivant les projets et un plasma environ 30 % plus dense.[réf. nécessaire] [20].

Après Demo[modifier | modifier le code]

La réaction de fusion deutérium-tritium (D-T) est considérée[Par qui ?] comme la plus prometteuse pour produire de l'énergie de fusion.

Le projet Demo devrait ouvrir la voie à la construction en série des premiers réacteurs commerciaux dont l’objectif est de coûter le quart du prix des Demo. Ceux-ci ne devraient pas être opérationnels avant 2040[21] ce qui implique de construire DEMO avant d'avoir le retour d'expérience d'ITER (première fusion prévue pour décembre 2035[22]) et de construire les réacteurs commerciaux avant le commissionnement de DEMO prévu pour 2054 au mieux[23].

Le calendrier affiché par les partenaires proposait un début de construction d'un premier réacteur en 2030, pour une première exploitation en 2040. En 2019, le directeur général d'ITER évoque le lancement de la construction du premier réacteur commercial vers 2045-2050 et sa mise en service dix ans plus tard[24] soit un délai de vingt ans par rapport à l'article précédemment cité.

Le successeur de DEMO devrait être PROTO.

Les déchets[modifier | modifier le code]

Le combustible utilisé par Demo ne deviendrait pas radioactif après la réaction, cependant les parties en métal près du plasma deviendraient radioactives[25]. Néanmoins, la durée de vie des déchets serait quasiment négligeable au regard de ceux qui sont produits par la fission nucléaire, car cette radioactivité se dissiperait en quelques dizaines d'années seulement[25].

Notes et références[modifier | modifier le code]

(en) Cet article est partiellement ou en totalité issu de l’article de Wikipédia en anglais intitulé « DEMO » (voir la liste des auteurs).
  1. (en) 6.5-minute pulse in Tore Supra, iter.org, décembre 2003.
  2. (en) Steven Cowley: ITER is going to be a historic experiment, iter.org, 7 septembre 2015.
  3. Pascal Garin (Directeur adjoint pour la France du projet ITER, audité par au Sénat par l'OPECST, Comptes rendus de l'office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques, jeudi 17 novembre 2011 sur le thème Sécurité nucléaire et avenir de la filière nucléaire], daté 17 novembre 2011, Présidence de M. Bruno Sido, sénateur, premier vice-président, rapporteur - Sécurité nucléaire et avenir de la filière nucléaire.
  4. (en) J. Rand McNally Jr., « D-3He as a “clean” fusion reactor », Nuclear Fusion, vol. 18, no 1,‎ (ISSN 0029-5515, DOI 10.1088/0029-5515/18/1/011/meta, lire en ligne, consulté le 18 mars 2020)
  5. Tetsuo Tanabe, « Characteristics of Tritium », dans Tritium: Fuel of Fusion Reactors, Springer Japan, (ISBN 978-4-431-56458-4, lire en ligne), p. 27–48
  6. a et b Sergio Ciattaglia, Gianfranco Federici, Luciana Barucca et Alessandro Lampasi, « The European DEMO fusion reactor: Design status and challenges from balance of plant point of view », 2017 IEEE International Conference on Environment and Electrical Engineering and 2017 IEEE Industrial and Commercial Power Systems Europe (EEEIC / I&CPS Europe), IEEE,‎ , p. 1–6 (ISBN 978-1-5386-3917-7, DOI 10.1109/EEEIC.2017.7977853, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  7. G. Federici, C. Bachmann, W. Biel et L. Boccaccini, « Overview of the design approach and prioritization of R&D activities towards an EU DEMO », Fusion Engineering and Design, vol. 109-111,‎ , p. 1464–1474 (ISSN 0920-3796, DOI 10.1016/j.fusengdes.2015.11.050, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  8. Alessandro Lampasi et Simone Minucci, « Survey of electric power supplies used in nuclear fusion experiments », 2017 IEEE International Conference on Environment and Electrical Engineering and 2017 IEEE Industrial and Commercial Power Systems Europe (EEEIC / I&CPS Europe), IEEE,‎ (ISBN 978-1-5386-3917-7, DOI 10.1109/eeeic.2017.7977851, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  9. Joel Hourtoule, Charles Neumeyer, Inyoung Suh et Yinbo Ding, « ITER electrical distribution system », 2013 IEEE 25th Symposium on Fusion Engineering (SOFE), IEEE,‎ (ISBN 978-1-4799-0171-5, DOI 10.1109/sofe.2013.6635314, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  10. Antonius Johannes Donné, « Roadmap Towards Fusion Electricity (Editorial) », Journal of Fusion Energy, vol. 38, nos 5-6,‎ , p. 503–505 (ISSN 0164-0313 et 1572-9591, DOI 10.1007/s10894-019-00223-7, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  11. National Academies of Sciences, Engineering, and Medicine (U.S.). Committee on a Strategic Plan for U.S. Burning Plasma Research, et National Academies of Sciences, Engineering, and Medicine (U.S.). Board on Physics and Astronomy,, Final report of the Committee on a Strategic Plan for U.S. Burning Plasma Research (ISBN 978-0-309-48744-3, 0-309-48744-7 et 978-0-309-48746-7, OCLC 1104084761, lire en ligne)
  12. (en) E. T Cheng, Y. K. Martin Peng, Ralph Cerbone et Paul Fogarty, « Study of a spherical tokamak based volumetric neutron source », Fusion Engineering and Design, vol. 38, no 3,‎ , p. 219–255 (ISSN 0920-3796, DOI 10.1016/S0920-3796(97)00096-3, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  13. Yuntao Song, Songtao Wu, Yuanxi Wan et Jiangang Li, « Concept design on RH maintenance of CFETR Tokamak reactor », Fusion Engineering and Design, vol. 89, nos 9-10,‎ , p. 2331–2335 (ISSN 0920-3796, DOI 10.1016/j.fusengdes.2014.03.045, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  14. Yuanxi Wan, Jiangang Li, Yong Liu et Xiaolin Wang, « Overview of the present progress and activities on the CFETR », Nuclear Fusion, vol. 57, no 10,‎ , p. 102009 (ISSN 0029-5515 et 1741-4326, DOI 10.1088/1741-4326/aa686a, lire en ligne, consulté le 16 mars 2020)
  15. (en) K. Kim, K. Im, H.C. Kim et S. Oh, « Design concept of K-DEMO for near-term implementation », Nuclear Fusion, vol. 55, no 5,‎ , p. 053027 (ISSN 0029-5515 et 1741-4326, DOI 10.1088/0029-5515/55/5/053027, lire en ligne, consulté le 17 mars 2020)
  16. C. E. Kessel, Keeman Kim, Jun Ho Yeom et T. Brown, « Systems analysis exploration of operating points for the Korean DEMO program », 2013 IEEE 25th Symposium on Fusion Engineering (SOFE), IEEE,‎ (ISBN 978-1-4799-0171-5, DOI 10.1109/sofe.2013.6635389, lire en ligne, consulté le 17 mars 2020)
  17. « Author Index for Nuclear Fusion Articles Based on Papers Presented at the 25th IAEA Fusion Energy Conference (St. Petersburg, Russian Federation, 13–18 October 2014) », Nuclear Fusion, vol. 56, no 4,‎ , p. 049902 (ISSN 0029-5515 et 1741-4326, DOI 10.1088/0029-5515/56/4/049902, lire en ligne, consulté le 17 mars 2020)
  18. « Définition de la feuille de route internationale pour une centrale de démonstration à fusion », sur www.iaea.org, (consulté le 17 mars 2020)
  19. B.V. Kuteev et Yu.S. Shpanskiy, « Status of DEMO-FNS development », Nuclear Fusion, vol. 57, no 7,‎ , p. 076039 (ISSN 0029-5515 et 1741-4326, DOI 10.1088/1741-4326/aa6dcb, lire en ligne, consulté le 17 mars 2020)
  20. a b et c Robert Arnoux, « ITER, et après ? », ITER Mag, ITER Organization, no 3,‎ (lire en ligne, consulté le 10 mai 2019).
  21. (fr + en) « L’après-ITER », sur iter.org, ITER Organization (consulté le 10 mai 2019).
  22. (en) « Perspectives and Planning », sur firefusionpower.org, ITER Organization (consulté le 3 août 2020).
  23. (en) « DEMO in the EU Roadmap », sur firefusionpower.org, G. Federici - Fusion for Energy (consulté le 3 août 2020)
  24. Bernard Bigot, « ITER : vers une révolution énergétique », sur le site de la SFEN, (consulté le 10 mai 2019)
  25. a et b (fr + en) « Site officiel ITER, avantage de la fusion »(ArchiveWikiwixArchive.isGoogleQue faire ?), sur iter.org, .