ITER

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International Thermonuclear Experimental Reactor
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Membres d'ITER — L'Union européenne, l'Inde, la Russie, la Chine, la Corée du Sud, le Japon, les États Unis et la Suisse.

Création 24 Octobre 2007
Siège Cadarache (Drapeau de la France France)
Coordonnées 43° 42′ 28″ N, 5° 46′ 39″ E
Dirigeant Bernard Bigot
Site web iter.org

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International Thermonuclear Experimental Reactor

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ITER (en anglais : International Thermonuclear Experimental Reactor, en français : « réacteur thermonucléaire expérimental international ») est un réacteur de recherche civil à fusion nucléaire de type tokamak. Le projet de recherche s'inscrit dans une démarche à long terme visant à l'industrialisation de la fusion nucléaire. Cette démarche prévoit de construire un second réacteur de recherche, DEMO, plus proche d'un réacteur de production, avant la phase industrielle. Le projet associe trente-cinq pays : ceux de l'Union européenne ainsi que l'Inde, le Japon, la Chine, la Russie, la Corée du Sud, les États-Unis et la Suisse.

Le projet ITER est sujet à de nombreuses controverses concernant le budget du projet, passé de 5 à 16 milliards d'euros, ainsi que son utilité, sa dangerosité et ses effets sur l'environnement.

Coupe du tokamak ITER

Sommaire

Nom[modifier | modifier le code]

L'acronyme Iter signifie « chemin » en latin. Les participants aux études de conception préliminaires (entre 1988 et 1992) ont choisi ce nom pour exprimer leur souhait de voir le monde coopérer au développement de la maîtrise d'une nouvelle forme d'énergie[1]. Le projet Iter a en effet été lancé dans le contexte de la perestroïka, sur proposition de l'URSS à la communauté internationale[2].

Objectif[modifier | modifier le code]

Le projet ITER vise à vérifier la « faisabilité scientifique et technique de la fusion nucléaire comme nouvelle source d’énergie[3] ».

La réaction de fusion est destinée à être utilisée comme source de chaleur pour une chaudière produisant de la vapeur d'eau qui elle-même entraîne des alternateurs pour produire de l'électricité, comme dans la plupart des centrales électriques.

Le réacteur ITER est un tokamak. Il est une évolution des tokamaks précédents comme DIII-D, TFTR, JET, JT-60 et T-15. Il doit produire 500 MW de chaleur en continu pendant 6 minutes soit environ 100 fois plus que le JET pendant 100 fois plus longtemps, ou encore environ 20 % de la puissance thermique produite dans une chaudière de centrale nucléaire traditionnelle.

ITER est une étape pour concevoir les technologies nécessaires à la fabrication du futur réacteur expérimental DEMO, d'une puissance prévisionnelle de 2 000 MW, dont l'objectif sera de mettre au point la production industrielle d’électricité par fusion nucléaire[4]. DEMO est destiné à être le premier réacteur de fusion produisant plus d'énergie que nécessaire pour son fonctionnement.

Situation actuelle[modifier | modifier le code]

Entrée du site

ITER est actuellement en construction à proximité de Cadarache (France).

Celui-ci devait, selon ses concepteurs, être achevé en 2019, soit avec trois ans de retard sur le calendrier initial[5],[6],[7], va être à nouveau décalé en février 2020, les promoteurs du projet s'étant montrés trop optimistes quant aux délais de réalisation[8]. Le budget, initialement estimé à 10 milliards d'euros (50 % pour la construction et 50 % pour l'exploitation), va subir une augmentation de 3 milliards[9] à 20 milliards[10]. En , la BBC avait déjà affirmé que le doublement du coût du projet à 16 milliards de dollars pourrait inciter les responsables du programme à diminuer de façon notable la taille du projet[11].

En février 2014, le magazine américain The New Yorker a publié le rapport d'évaluation du management d'ITER qui liste un total de 11 recommandations essentielles, dont par exemple : « créer une culture de projet », « instiller une culture de sûreté nucléaire », « développer un planning réaliste du projet ITER » et « simplifier et réduire la bureaucratie »[12]. Le Sénat américain a ensuite publié en juillet 2014 un rapport indiquant que « le Comité ordonne au Département de l’Énergie de travailler avec le Département d'État pour se retirer du projet ITER[13] ». Cependant, à ce jour, les États-Unis continuent leur soutien du projet.

Histoire[modifier | modifier le code]

Proposition initialement soviétique[modifier | modifier le code]

Reagan et Gorbachev au sommet de Genève en 1985

C'est lors du Sommet de Genève, en novembre 1985 que Mikhaïl Gorbatchev propose de réaliser un programme international pour construire la prochaine génération de tokamak. L'Union soviétique travaillait, depuis plusieurs années, sur ce type de réacteur exploitant la fusion nucléaire, phénomène qui existe en permanence au sein des étoiles.

En octobre 1986, les États-Unis, l'Europe et le Japon acceptent de rejoindre l'Union soviétique au sein de ce projet. C'est ainsi qu'il a été décidé de créer ITER, qui fut placé sous l'autorité de l'AIEA. Initialement, seuls quatre membres participaient à ITER : la Russie, les États-Unis, l'Europe (en association avec le Canada) et le Japon.

Phase d'étude, de conception et de coordination[modifier | modifier le code]

En avril 1988, débuta la phase de conception (appelée Conceptual design activities ou CDA). Cette phase avait pour but de faire la synthèse des résultats des différents programmes existants pour les intégrer à ITER. La CDA se termina en décembre 1990.

En juillet 1992, à Washington (district de Columbia) aux États-Unis, les quatre membres signèrent un accord qui lança la phase d'ingénierie (appelée Engineering design activity ou EDA) qui dura six ans. Cette phase se termina comme prévu fin 1998. Les États-Unis quittèrent le projet à la fin de la phase EDA, car ils jugeaient ce projet incertain et ruineux[14].

À la suite du retrait des États-Unis fut décidé le lancement de la deuxième phase de l'EDA. Cette seconde phase avait pour but de revoir à la baisse les objectifs d'ITER, de manière à prendre en considération le manque de financement engendré par le retrait des États-Unis. Cette phase se termina en juillet 2001.

La phase de coordination (appelée Coordinated technical activities ou CTA) se termina fin 2002. Elle avait pour but de préparer la phase de conception. Elle souleva la question de l'emplacement du site de construction, mais également celles du financement et du cadre juridique d'ITER.

En janvier 2003, la Chine rejoignit ITER, suivie en février du retour des États-Unis et en juin de l'arrivée de la Corée du Sud.

Choix du site de construction du prototype[modifier | modifier le code]

Initialement, quatre sites de construction ont été proposés :

Le choix du site était très important politiquement, mais surtout économiquement. L'investissement d'ITER est estimé à 10 milliards d'euros sur 40 ans[15]. Une étude réalisée en France en 2002 prévoit qu'ITER créera 3 000 emplois[16] indirects pendant les 10 ans de construction et 3 250 emplois[16] indirects pendant les 20 ans d'exploitation (dont les 3/4 environ en région PACA)[16].

Après une querelle franco-espagnole[17], l'Espagne a retiré sa proposition le . Cadarache est ainsi resté le seul site soutenu par l'Union européenne. La proposition canadienne de Clarington a disparu d'elle-même, faute de véritable financement et de volonté politique des Canadiens, qui ont décidé de rejoindre le point de vue de l'UE. Le site de Cadarache a également reçu le soutien de la Chine et de la Russie tandis que le site de Rokkasho recevait celui des États-Unis et de la Corée du Sud.

Emplacement du site de Cadarache en France

En mai 2005, avant même que le choix du site n'ait été arrêté, le site de Cadarache semblait déjà avoir l'avantage[18], si bien que l'Union européenne avait décidé, quelle que soit la décision, de commencer les travaux à Cadarache.

Alors que le gouvernement japonais défendait toujours officiellement la candidature de son site, il laissait entendre à plusieurs reprises qu'il ne se battrait plus pour avoir 100 % du projet. Le 5 mai à Genève en Suisse, un accord technique a été signé entre le Japon et l'Union européenne[19], où il était stipulé que le pays hôte (aucun nom n'est alors cité) assumerait 40 % du prix de construction d'ITER, alors que le pays non hôte obtiendrait :

  • 20 % des contrats industriels pour la construction et 20 % des effectifs permanents d'ITER ;
  • un programme complémentaire de recherche d'un montant de 700 millions d'euros financé à moitié par le pays hôte et non-hôte ;
  • la construction d'un centre d'étude de matériaux pour la paroi d'ITER, baptisé International Fusion Materials Irradiation Facility (en) (IFMIF) ;
  • le soutien du pays hôte à sa candidature pour le poste de directeur général d'ITER.

Tous ces avantages seront obtenus sans que la contribution n'augmente par rapport aux autres membres non hôtes, qui est de 10 % du coût de construction. Le Japon renonce alors implicitement à accueillir le réacteur, mais gagne sur de nombreux tableaux.

C'est finalement à Moscou, le 28 juin 2005, qu'a été signée la déclaration commune de tous les membres du programme ITER, désignant Cadarache comme le site de construction du réacteur[20]. Kaname Ikeda (en), ancien ambassadeur japonais, nommé comme directeur général de l'organisation en décembre 2005, prend ses fonctions en octobre 2007, à l'occasion de l'entrée en vigueur de l'accord sur la création de l'organisation internationale ITER.

Accord final et début de la construction[modifier | modifier le code]

Le site d'ITER en août 2010
Entrée du site d'ITER en août 2010

Le 21 novembre 2006 est signé au Palais de l'Élysée l'accord final sur la construction d'ITER, par les représentants de la Chine, de la Corée du Sud, des États-Unis, de l'Inde, du Japon, de la Russie et de l'Union européenne[21]. La même journée, après la signature de l'accord, le premier conseil des gouverneurs d'ITER a eu lieu au Centre de conférences internationales à Paris.

La phase de construction débute en 2007 et doit durer dix ans. La première phase consiste à défricher la moitié des 180 hectares du site, l'autre moitié restant à l'état naturel[22]. Durant cette phase, l'archéologie préventive a mis en lumière quelques découvertes comme une nécropole du Ve siècle et une fabrique de verre du XVIIIe siècle[23]. Pour acheminer les équipements nécessaires à la construction des installations, 104 km de routes et de pistes ont été aménagés pour l'occasion[24].

Phase d'enquête publique et autorisation[modifier | modifier le code]

L'enquête publique relative à la création de l'installation à Cadarache, dans les Bouches-du-Rhône, est ouverte (4 ans après le début de la construction) du 15 juin au 20 juillet 2011 dans les communes de : Jouques, Gréoux-les-Bains, Corbières, Beaumont-de-Pertuis, Saint-Julien-le-Montagnier, Sainte-Tulle, Vinon-sur-Verdon, Ginasservis, Rians, Saint-Paul-lès-Durance, Mirabeau et Manosque. Le décret autorisant la construction de l'installation nucléaire de base ITER est paru au Journal Officiel le 10 novembre 2012[25]

Projet[modifier | modifier le code]

Organisation d'ITER[modifier | modifier le code]

La gestion d'ITER est réalisée par un ensemble d'instances où se réunissent les différents membres.

La principale instance est le Conseil ITER. Les membres du Conseil sont des représentants de tous les partenaires.

Le Conseil ITER est assisté d'un comité scientifique et technique (appelé le Scientific and Technical advisory committee ou STAC) et d'un comité de gestion (appelé le Management advisory committee ou MAC).

Pays membres du projet[modifier | modifier le code]

Les trente-cinq pays participant au projet ITER

En 2014, les pays membres du projet sont :

La Suisse, en raison de son association au programme européen de recherche, participe via Euratom au projet.

Le Brésil a également déposé sa candidature pour rejoindre le projet. Ce financement supplémentaire pourrait devenir essentiel en cas de dépassement (fréquent dans les grands projets nucléaires) du budget alloué initialement au projet.

En 2007, le Kazakhstan a fait savoir qu'il désire être membre à part entière du programme[26], ce qui peut se réaliser, sous réserve de l'accord des gouvernements des autres partenaires[27].

Phase d'exploitation[modifier | modifier le code]

La phase d'exploitation devrait commencer en 2020 (premier plasma)[28] et durer 21 ans[29].

La durée effective d'utilisation d'ITER prévue est de 400 h[30], réparties en de multiples expériences et tests de quelques minutes, et ce pour des problèmes de matériaux.

Phase de démantèlement[modifier | modifier le code]

Une fois la phase d'exploitation terminée, il faudra démanteler l'installation. Les sous-produits de fusion nucléaire issus d'ITER sont peu voire pas du tout radioactifs, ce qui n'est pas le cas de la chambre, qui devra être traitée comme il se doit pour respecter les normes de sécurité qui seront alors en vigueur. Des déchets vont également être indirectement produits par la dégradation de la chambre sous irradiation (rayonnements alpha échappant au confinement, neutrons). Par exemple, des atomes de carbone seront arrachés aux céramiques des parois, ce qui conduit à la production d'hydrocarbures tritiés, dans l'enceinte de confinement. La phase de désactivation devrait durer cinq ans[31], puis le démantèlement à la charge de la France devrait durer 10 ans.

Après ITER[modifier | modifier le code]

Après la phase d'exploitation et suivant les résultats obtenus (le point de break even de production d'énergie dépassé ou non), un autre réacteur expérimental de puissance équivalente à un réacteur industriel pourrait être créé. Nommé DEMO (pour DEMOnstration Power Plant, ce qui, en français, signifie Centrale électrique de démonstration), il sera destiné à étudier la possibilité d'une exploitation commerciale à proprement parler. DEMO devra atteindre le seuil d'« ignition » dans lequel le chauffage du plasma est réalisé par l'énergie des alphas produits sans apport d'électricité.

Après quoi un véritable prototype de réacteurs industriels pourrait être construit, sans doute pas avant 2050[32].

Par la suite, les premiers réacteurs d'application pourront être fabriqués. Les prototypes à construire sont de taille et puissance importante[Combien ?].

Description du tokamak ITER[modifier | modifier le code]

ITER est un tokamak, c'est un réacteur nucléaire à fusion, destiné à générer de l'énergie à partir de combustible. Le combustible est stocké sous forme de quelques grammes de plasma dans une chambre à vide très poussé de forme toroïdale[33]. Ce plasma est chauffé à 150 millions de degrés pour déclencher des réactions de fusion, qui dégagent de l'énergie[34]. Pour protéger les parois de la température, le plasma est confiné par un champ magnétique[35]. Les parois sont tout de même chauffées par les particules issues des réactions nucléaires et par le rayonnement thermique émis par le plasma, elles doivent donc être en permanence refroidies[36].

Les différents composants du réacteur[modifier | modifier le code]

La chambre à vide[modifier | modifier le code]

La chambre à vide[37] est constituée de deux parois d'acier entre lesquelles circulent de l'eau de refroidissement. Le volume de plasma qu'elle peut contenir est plus de 8 fois plus important que dans les précédents tokamaks[38]. Elle est percée de 40 trous qui permettent d'y connecter le système de chauffage du plasma, les pompes à vides, et qui permettent l'accès pour la maintenance.

Couverture de la chambre à vide[modifier | modifier le code]

La couverture de la chambre à vide est constituée de dalles en cuivre et recouverte de beryllium[36]. Elle a deux fonctions. La première est d'absorber les neutrons produits par les réactions de fusion et de capter leur chaleur pour la transmettre aux système de refroidissement. La deuxième fonction de la couverture est la production de tritium à partir de lithium. Cette deuxième fonction ne sera utilisée que dans les dernières phases de recherche au sein d'ITER, lors desquelles seront testés différents types de dalles proposés par différentes équipes de recherche[39]. L'étude de l'auto-production de tritium par ITER est un des principaux sujets de recherche pour le passage à l'industrialisation de la fusion.

Le système d'aimants d'ITER[modifier | modifier le code]

Quatre types d'aimants participent au contrôle du plasma et de la réaction[35],[40] :

  • les bobines toroïdales ont pour rôle principal de confiner le plasma ;
  • le solénoïde central induit le courant dans le plasma et contribue à son chauffage ;
  • les bobines poloïdales pincent (voir Pinch (plasma physics) (en)) le plasma, en conjonction avec le courant induit dans le plasma lui-même, et contribuent à l'éloigner des parois de la chambre ;
  • les aimants de correction.

Ces aimants sont supra-conducteurs, refroidis par le système cryogénique à 4,5 K. Les caractéristiques des aimants sont données dans le tableau ci-dessous.

Caractéristiques des principaux aimants[41]
Matériau conducteur Longueur de bobinage Masse Courant nominal Champ magnétique Énergie stockée Coût (prévision en 2011)
Bobines poloïdales NbTi 65 km 2 163 t 52 kA 6 T 4 GJ 122 M€
Bobines toroïdales Nb3Sn 88 km 6 540 t 68 kA 11,8 T 41 GJ 323 M€
Solénoïde central Nb3Sn 42 km 974 t 46 kA 13 T 6,4 GJ 135 M€

Paramètres techniques[modifier | modifier le code]

Les principales caractéristiques d'ITER sont[42] :

  • puissance thermique de la fusion : 500 MW ;
  • puissance électrique consommée au démarrage : 500 MW ;
  • puissance électrique pour chauffer le plasma : 50 MW ;
  • puissance électrique pour le fonctionnement : 120 MW ;
  • petit rayon du plasma : 2 m ;
  • grand rayon du plasma : 6,20 m ;
  • hauteur du plasma : 6,80 m ;
  • volume plasma : 840 m3 ;
  • masse plasma : variable, de l'ordre du gramme ;
  • courant plasma : 15 MA ;
  • champ magnétique toroïdal : 5,3 T ;
  • durée de maintien : de 6 min à 1 heure ;
  • bilan énergétique : Q = 10 (rapport entre l'énergie fournie par le plasma et l'énergie extérieure fournie au plasma).

Les puissances électriques mises en jeu sont importantes et supposent l'existence d'un réseau électrique solide pour faire face aux appels de charge.

Le site d'implantation d'ITER[modifier | modifier le code]

Le site d'ITER de Cadarache est articulé autour du bâtiment tokamak. Il comprend de nombreux bâtiment annexes destinés à la fabrication de certaines pièces, au montage du réacteur, ainsi qu'à son alimentation en électricité[43].

Complexe tokamak[modifier | modifier le code]

Ce complexe est composé du bâtiment tokamak et de plusieurs bâtiment qui lui sont accolés. Ces bâtiments contiennent les tours de refroidissement, les pompes à vide, la salle de contrôle ainsi qu'un système de maintenance robotisé qui permet de démonter ou monter à distances les éléments de la chambre de combustion, afin de limiter l'exposition des opérateurs à la radioactivité. Le tokamak est monté sur des patins anti-sismiques et un bouclier en béton armé de 3 mètres bloque les radiations qu'il émet et protège les installations qui l'entourent. Cet édifice pèse 400 000 tonnes. Il mesure 80 mètres de large, 120 mètres de long et 80 mètres de haut[44].

Bâtiment PF[modifier | modifier le code]

Le bâtiment PF [45] est destiné au bobinage des aimants à champ poloïdal trop grands pour être assemblés dans les pays partenaires (poloidal field en anglais, abrégé en PF). Il mesure 257 m de long pour 49 m de large. Sa construction est achevée en février 2012 et le bobinage des aimants commence en 2013[45].

Atelier cryostat[modifier | modifier le code]

Ce bâtiment est destiné à assembler les composants du cryostat, fabriqués en Inde[46]. Le bâtiment est terminé en septembre 2014 et le premier élément de cryostat doit être livré en septembre 2015 [47].

Bâtiment d'assemblage[modifier | modifier le code]

Dans ce bâtiment sont pré-assemblés les éléments du tokamak avant leur installation[48].

Il est situé près de la fosse sismique et du complexe tokamak. il mesure 60 mètres de haut, 97 mètres de long, 60 mètres de large.

Le siège d'ITER[modifier | modifier le code]

Ce bâtiment administratif contient des bureaux pour 800 personnes ainsi que des salles de conférence, de réunion, un restaurant, une bibliothèque, un auditorium et une salle de réalité. Le siège d'ITER est en contrebas de la plateforme et il est en forme d'aile. Il a été achevé en 2012 mais une extension a été réalisée en 2014[49].

Les objectifs techniques[modifier | modifier le code]

Deux objectifs principaux[modifier | modifier le code]

  • Le premier est de générer une puissance de 500 MW en n’en consommant que 50, durant 400 s (6 min 40 s), donc dépasser le "break even". Le record mondial est, à ce jour, de 16 MW générés pour une puissance fournie de 25 MW, durant 1 s, réalisé par le tokamak européen JET.
  • Le second objectif vise à maintenir les réactions de fusion dans le plasma pendant au moins 1 000 s (16 min 40 s) et jusqu'à 3000 s. Dans ce cas, pour 50 MW fournis, seuls 250 MW seraient produits. Le record mondial de durée est, à ce jour, de 6 min et 30 s, réalisé par le tokamak français Tore Supra en 2003.

Autres objectifs[modifier | modifier le code]

  • Démontrer la capacité du système à régénérer le tritium au moins de façon théorique
  • Démontrer la capacité du système à extraire l'hélium produit

Problématiques scientifiques et techniques[modifier | modifier le code]

Approvisionnement en deutérium[modifier | modifier le code]

Le deutérium constitue 0,015 % des atomes d'hydrogène et peut être extrait de l'eau de mer (≈32,4 g.m−3) pour un coût d'environ 5 000 $ par kilogramme[Quand ?][50].

Approvisionnement en tritium à partir du lithium[modifier | modifier le code]

Généralités[modifier | modifier le code]

La période ou demi-vie du tritium (12,32 ans) est trop courte pour le trouver naturellement autrement qu'à l'état de traces infimes. La conservation du tritium sur de longues durées suppose des extractions périodique de l'hélium 3 produit par radioactivité bêta; environ 5,47% du tritium est ainsi perdu chaque année. On ne sait en fabriquer qu'en faible quantité, notamment dans les réacteurs à eau lourde, et à un coût de 30 000 dollars le gramme en 2004. La charge de tritium d'ITER représente une masse importante en comparaison des stocks détenus par les principaux producteurs l'Inde ou le Canada[51].

L'inventaire total en tritium sur ITER pendant son exploitation en phase nucléaire sera de l'ordre de 2 kg[52], ce qui nécessitera une prise en charge spécifique pour éviter tout impact biologique et écologique du tritium.

Régénération du tritium[modifier | modifier le code]

Un des enjeux d'ITER est justement la production par le réacteur lui-même du tritium dont il a besoin à partir du lithium qui est la matière première de la fusion :

  • la réaction de fusion du deutérium et du tritium libère un et un seul neutron[53] de forte énergie (14,1 MeV), dans tous les cas, accompagné d'une particule alpha (chargée électriquement donc restant dans le tokamak) de 3,5 MeV (total libéré par la fusion nucléaire deutérium tritium = 17,6 MeV) ;
  • la formation d'un atome de tritium à partir d'un atome de lithium demande un neutron; lorsqu'il capture un neutron, le noyau de lithium 6 se désintègre en une particule α et un noyau de tritium; la réaction est exothermique. Une autre réaction (endothermique, à seuil de 2,466 MeV) existe avec le lithium 7 dont le rendement est moindre.

Idéalement, le neutron formé par la réaction deutérium tritium réagit avec un noyau de lithium, régénérant ainsi le noyau de tritium perdu. Cependant les neutrons émis par la fusion deutérium tritium sont perdus en grande proportion du fait du procédé. Le neutron, ne possédant pas de charge, est insensible au confinement, et finalement le flux de neutrons est presque isotrope. En outre, il est à sa naissance très rapide (14,1 MeV), donc très pénétrant, et sort rapidement du plasma pour aller causer de graves dommages à la structure.

Bilan neutronique[modifier | modifier le code]

L'idée est d'utiliser ces neutrons sortant du plasma pour régénérer du tritium, par réaction avec du lithium. Mais il est illusoire d'espérer récupérer tous les neutrons sortant du plasma avec cette méthode, ce qui serait pourtant nécessaire pour régénérer le combustible. Il faut donc multiplier les neutrons de fuite pour compenser ceux absorbés par la structure. Ce qui est possible par exemple par la réaction d'un neutron sur un noyau de plomb, qui libère deux neutrons. D'où le mélange plomb/lithium envisagé pour les couvertures du tokamak[54].

Extraction de l'hélium[modifier | modifier le code]

Lors de la fusion les noyaux d'hélium produits (chargés électriquement) restent dans le tokamak et étouffent progressivement la réaction deutérium tritium. Il faut donc extraire l'hélium produit du mélange deutérium tritium de façon continue ou plus probablement périodiquement de façon pulsée; on parle du "pompage" de l'hélium. Dans la perspective d'un fonctionnement continu, il est nécessaire que cette opération soit faisable assez rapidement sauf à devoir maintenir un stock important de deutérium tritium.

Champs magnétiques intenses[modifier | modifier le code]

La maîtrise de champs magnétiques de plusieurs teslas dans un tore de grandes dimensions reste à démontrer, toutefois les tokamaks précédents mettaient également en œuvre des champs magnétiques intenses.

Fragilisation des matériaux par les neutrons rapides[modifier | modifier le code]

Le prix Nobel de physique japonais Masatoshi Koshiba exprime des réserves[55] au vu des problèmes posés par les neutrons rapides : « dans ITER, la réaction de fusion produit des neutrons de grande énergie, de 14 MeV, niveau jamais atteint encore. […] Si les scientifiques ont déjà fait l'expérience de la manipulation de neutrons de faible énergie, ces neutrons de 14 MeV sont tout à fait nouveaux et personne à l'heure actuelle ne sait comment les manipuler (...) S'ils doivent remplacer les absorbeurs tous les six mois, cela entraînera un arrêt des opérations qui se traduira en un surcoût de l'énergie ».

Richard Majeski[56] et ses collaborateurs ont publié[57] une méthode qui permettrait de supporter le flux des neutrons. Cette méthode consiste en une première barrière de lithium liquide avec pour but de protéger la seconde barrière qui, elle, est solide. Cette méthode aurait été expérimentée avec succès sur le réacteur d'essai Current Drive Experiment-Upgrade (CDX-U) du laboratoire PPPL de l'université de Princeton. Les performances du réacteur auraient également été améliorées, la tension pour maintenir le courant dans le plasma ayant été divisée par quatre[58],[59].

Par ailleurs, les bobines supraconductrices générant le champ magnétique du tokamak pourront-elles résister au flux de neutrons émis par le cœur du réacteur ? Ainsi Pierre-Gilles de Gennes affirmait : « connaissant assez bien les métaux supraconducteurs, je sais qu’ils sont extraordinairement fragiles. Alors, croire que des bobinages supraconducteurs servant à confiner le plasma, soumis à des flux de neutrons rapides comparables à une bombe H, auront la capacité de résister pendant toute la durée de vie d’un tel réacteur (dix à vingt ans), me paraît fou »[60].

Gestion défaillante des non-conformités[modifier | modifier le code]

Le , l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a jugé que la gestion des non-conformités n'était pas satisfaisante lors de l'inspection des patins parasismiques.

En 2012, des fissures microscopiques ont été détectées sur les murs de soutènement. Une inspection de l'ASN a permis de montrer que l'organisation interne dans le suivi de ces non-conformités avait été à nouveau défaillante[61].

Ces non-conformités dans le béton restent cependant inévitables dans un projet de cette envergure qui n'est pas un projet industriel mais qui relève de la recherche.[réf. souhaitée]

Critiques[modifier | modifier le code]

banderole contre le projet ITER

Des physiciens, bien que favorables à l'énergie nucléaire, estiment qu'il est prématuré de construire ITER alors que des « verrous technologiques » n'ont pas été levés : « On nous annonce que l'on va mettre le Soleil en boîte. La formule est jolie. Le problème, c'est que l'on ne sait pas fabriquer la boîte », observe le physicien Sébastien Balibar, de l'École normale supérieure[62].

Selon Pierre-Gilles de Gennes, Prix Nobel de physique en 1991, « le projet ITER a été soutenu par Bruxelles pour des raisons d'image politique (...) un réacteur de fusion, c'est à la fois Superphénix et l'usine de retraitement de la Hague au même endroit[63] ». En tant qu'ancien ingénieur du CEA, il a de nombreuses réticences vis-à-vis du réacteur expérimental ITER et les multiples difficultés du projet comme l'instabilité des plasmas, les fuites thermiques et la fragilité des métaux supraconducteurs.

Les militants antinucléaires dénoncent un projet incertain, dangereux et très coûteux[64]. Stéphane Lhomme, écologiste antinucléaire et sociologue de formation, soutient que l'on ne parviendra jamais à produire de l'énergie de façon industrielle avec la fusion nucléaire[65]. Le projet de recherche ITER serait donc selon lui un moyen de financer indirectement l'industrie nucléaire.

Critiques liées à ITER[modifier | modifier le code]

  • La présence de plusieurs kilogrammes de tritium, matière nécessaire à la confection des bombes thermonucléaires. Bien que la technologie des « bombes H » soit très complexe et totalement différente de celle d'ITER, la production de tritium ferait courir un risque de prolifération des armes nucléaires[66].
  • Le tritium est un élément radioactif de période courte, mais son danger vient du fait que lorsqu'il est libéré accidentellement, il s'insinue partout, ce qui crée un risque d'accident du travail grave. Sous forme organiquement liée (OBT), le tritium dans l'environnement semble plus radiotoxique qu'on ne l'avait initialement estimé. Selon l'ASN, dans un avenir proche, « (...) l’installation de fusion ITER devrai(en)t conduire, dans les années qui viennent, à une augmentation des rejets de tritium »[67]. Or, les impacts du tritium dans l'environnement sont discutés, réputés peu importants pour l'eau tritiée, mais ils pourraient être réévalués, au moins pour la forme organiquement liée du tritium (dite TOL ou OBT).
  • Si l'on n'apprend pas à empêcher les disruptions, la détérioration rapide de la chambre de confinement, notamment évoquée ci-dessus par le professeur Masatoshi Koshiba, imposerait des remplacements réguliers (coûteux et nécessitant d'interrompre la production d'énergie) et produirait une quantité importante de déchets radioactifs. Cependant, même si la maîtrise de ces événements violents n'est pas obtenue, une autre configuration que le tokamak, le stellarator permet d'éliminer ce problème. Cette configuration n'a pas été retenue pour ITER car elle n'était pas aussi avancée que la filière Tokamak à l'époque du choix de la conception du projet.
  • Investissement considérable, aux dépens d'autres axes de recherche (notamment sur les réacteurs à fission surgénérateur au thorium ou au plutonium selon Georges Charpak, ou pour la maîtrise de l'énergie ou les énergies renouvelables selon certaines associations écologistes).
  • G. A. Wurden[68], physicien au National Nuclear Security Administration (États-Unis) est très critique quant à la durée de vie de ITER principalement à cause des disruptions mettant en jeu d'énormes quantités d'énergie.
  • Le physicien Jean-Pierre Petit dans une interview pour le journal "L'expansion" émet les plus grandes réserves quant à la durée de vie du projet ITER[69]:
  • Le physicien Cédric Reux, dans sa thèse[70], soutenue en 2010 à l’Institut de Recherche sur la Fusion par Confinement Magnétique, dépendant du Commissariat à l’Énergie Atomique Français (CEA), conclut, au sujet des disruptions, que « la nécessité de les éviter ou de les maîtriser devient donc indispensable, l'évitement n'étant pas toujours possible. »
  • Le physicien Yves Lenoir, conseiller de Corinne Lepage sur les questions énergétiques, dénonce les risques du projet ITER[71].

Critique de la faisabilité d'ITER[modifier | modifier le code]

D'après des physiciens dont Sébastien Balibar, Yves Pomeau et Jacques Treiner[72], la mise en œuvre d'un réacteur à fusion à l'échelle industrielle suppose de résoudre préalablement plusieurs problèmes :

  • maîtrise des réactions de fusion, particulièrement d'une réaction auto-entretenue ;
  • maitrise et gestion d'une production massive de tritium ;
  • invention d'un matériau résistant aux flux de neutrons (produits par la fusion) pour les enceintes de confinement[73],[74].
  • maîtrise de l'inhibition de la radiolyse de l'eau par addition d'hydrogène, car cette inhibition est très sensible à la concentration de l'hydrogène, à la température de l'eau, à la nature du rayonnement et à la présence éventuelle d'impuretés chimiques, par exemple issue de la corrosion qui peut être exacerbée par la radiolyse (formation d'oxygène et d'eau oxygénée augmentant la corrosion[75]) ou certains dysfonctionnements du réacteur (« Une très faible modification de l'un de ces paramètres lorsqu'on est proche du seuil peut faire brutalement basculer la radiolyse de l'eau »[75]). L'acide borique est classiquement utilisé, mais au-delà d'une certaine concentration (seuil variant selon divers paramètres dont la température, la pression...), la décomposition de l'eau est brutalement accentuée, « avec formation d'hydrogène, d'oxygène et d'eau oxygénée. Ce phénomène brutal est dû à l'empoisonnement de la réaction en chaîne recombinant H2 et H2O2. Dans certains cas, on observe un phénomène de saturation : lorsque les concentrations de O2 et H2O2 augmentent trop, la réaction en chaîne s'arrête. Cette saturation fut confirmée par des simulations sur ordinateur[75] ».
  • maîtrise des conséquences des disruptions en situation de très fortes température, pression et rayonnement.

Le tokamak ITER ne s'attaque explicitement qu'au premier de ces problèmes, même si l'installation International Fusion Materials Irradiation Facility a été incluse dans le projet pour l'étude de la résistance des matériaux aux neutrons de 14,1 MeV.

Impact sur l'environnement[modifier | modifier le code]

Impact sur la biodiversité[modifier | modifier le code]

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La forêt centenaire de Cadarache qui s’étendait sur 1 200 hectares avant le début des travaux ITER, est maintenant réduite à 800 hectares.

On y dénombre près de 40 espèces protégées sur les 400 espèces présentes telles que :

  • le lézard ocellé (il a été déporté hors du site dans un lieu propice à son développement )
  • l’orchidée sauvage (une zone a été préservée lors des travaux afin de protéger son milieu de vie )
  • le scarabée pique-prune, qui se nourrit de bois mort a changé d’environnement (du bois mort a été accroché aux logements des pique-prunes car leurs moyens de déplacements sont réduits)

Pour acquérir ce site, ITER a dû prendre des mesures compensatoires sur le long terme.

Rejets radioactifs[modifier | modifier le code]

Les simulations réalisées par l'organisation ITER montrent que les rejets en fonctionnement normal seront de 10 µSv par an, alors que la radioactivité naturelle est de 2 000 µSv par an[76].

La Commission européenne estime qu'en cas d'accident les rejets d'effluents radioactifs, sous quelque forme que ce soit, provenant d'ITER en France, ne seront jamais susceptibles d'entraîner, même en cas d'accident nucléaire, une contamination radioactive à l'extérieur des frontières françaises[77].

Les risques d'accidents nucléaires ne sont pas comparables, car il n'y a ni risque d'explosion nucléaire, ni risque de contamination à grande échelle[76].

Comparaison avec les réacteurs nucléaires à fission[modifier | modifier le code]

Selon les concepteurs d'ITER, un accident aurait des conséquences considérablement moins importantes que dans le cas d'un réacteur à fission.

  • La quantité, l'activité et la durée de vie des déchets nucléaires seraient nettement plus faibles[76].
  • Contrairement aux réacteurs à fission où tout le combustible nucléaire est placé dans le cœur du réacteur dès le début (une centaine de tonnes d'uranium et/ou de plutonium pour un REP[78]), un réacteur à fusion est alimenté au fur et à mesure en combustible (quelques grammes). La réaction nucléaire peut être arrêtée immédiatement : il suffit d'arrêter d'injecter du combustible dans l'enceinte à vide[79].

Comparaison avec une bombe à fusion, risques de prolifération[modifier | modifier le code]

Il n'y a pas de rapport entre une bombe H et un tokamak. Dans une bombe H on réalise une explosion en comprimant le mélange de tritium et de deutérium jusqu'à une densité supérieure à celle de l'état solide[80]. Dans un réacteur à fusion, la densité du mélange deutérium-tritium est 10 million de fois plus petite que celle de l'air ambiant[81]. La recherche sur la fusion par confinement magnétique, dont ITER est une étape importante, n'a pas d'applications militaires, contrairement à la recherche sur la fusion inertielle, telle que menée sur le laser mégajoule à Bordeaux. Un pays qui maîtriserait une technologie de type ITER ne serait pas plus avancé si son objectif est d'obtenir une bombe H.

Point de vue de Greenpeace[modifier | modifier le code]

Frédéric Marillier de Greenpeace dénonçait le projet, affirmant que « la fusion nucléaire pose exactement les mêmes problèmes que la fission nucléaire, y compris la production de déchets radioactifs et les risques d'accidents nucléaires et de prolifération[82] »

Budget du prototype[modifier | modifier le code]

Le coût de l'ITER est passé de 5 à 16 milliards d'euros[83] (hors fonctionnement) soit plus de trois fois les estimations de 2006, ce qui pose des problèmes de financement au niveau européen[84]. La France a déjà investi 1,2 milliards d'euros, et la commission européenne 6,6 milliards d'euros [85].

Autres projets[modifier | modifier le code]

Un autre projet, HIPER (pour High Power Laser Energy Research), vise à tester la possibilité d'utiliser un laser pour retirer de l'énergie utile de la fusion nucléaire, avec un budget initial estimé à 600 M€, puis 735 M€[86],[87],[88].

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. Glossary (a-z) of iter terms (Glossaire alphabétique des termes utilisés dans ITER) sur le site officiel du projet. Consulté le 31 juillet 2013.
  2. Histoire du projet iter.
  3. (en) ITER Objectives, sur le site iter.org
  4. A quoi sert le projet ITER ?, sur le site itercad.org
  5. Iter : une valeur plafonnée et un nouveau calendrier sur le site laprovence.com du 29 juillet 2010
  6. communiqué de presse du conseil ITER, sur le site iter.org du 17-18 juin 2008
  7. UN NOUVEL ÉLAN POUR LE PROGRAMME ITER - 18 juin 2008, sur le site iter.org
  8. [PDF]Publication officielle, sur le site iter.org
  9. « ITER: le coût de la fusion nucléaire explose », Le Temps (Suisse), 13 octobre 2008
  10. Revue "Sortir du nucléaire" no 39, sur le site sortirdunucleaire.org
  11. (en) Personnel de rédaction, « Fusion falters under soaring costs », BBC News,‎ (lire en ligne)
  12. (en) « How to fix ITER », sur The New Yorker magazine,‎ (consulté le 12 août 2014)
  13. (en) « Senate FY 2015 DOE Office of Science Appropriations Bill », sur Americain Institute of Physics,‎ (consulté le 12 août 2014)
  14. Les chercheurs nous embarquent pour ITER, article du Canard enchaîné du
  15. [PDF] « Débat public ITER - ITER, territoires de vie et aménagement du territoire », Débat public ITER,‎ (consulté le 14 novembre 2008)
  16. a, b et c http://www.provence-pad.com/iter/rub_03_en.htm
  17. Le réacteur ITER au forceps, article Le Monde, 16 octobre 2004, sortirdunucleaire.org.
  18. ITER : les questions qu'il faut se poser, sur le site linternaute.com
  19. Implantation du projet ITER dans le site de Cadarache Sur le site senat.fr
  20. (en) Joint Declaration by the Representatives of the Parties to the ITER Negotiations, iter.org, .
  21. Signature de l’accord international ITER (21 novembre 2006), sur le site du ministère français des Affaires étrangères
  22. « Le chantier Iter », Commissariat à l'énergie atomique,‎ (consulté le 8 novembre 2009)
  23. Jean-Luc Goudet, « Iter : des noix de coco pour le réacteur à fusion thermonucléaire », FuturaSciences.com,‎ (consulté le 8 novembre 2009)
  24. Fanny Costes, ITER, une ambition réaffirmée, site d'Énergies Actu, le 6 septembre 2013, consulté le 6 septembre
  25. Décret no 2012-1248 du 9 novembre 2012 autorisant l'Organisation internationale ITER à créer une installation nucléaire de base dénommée « ITER » sur la commune de Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône) [1]
  26. (en) Staff Writers, « Kazakhstan Offers To Join International Fusion Power Project », sur EnergyDaily.com, RIA Novosti,‎ (consulté le 23 juin 2008).
  27. « titre », Enerpresse, no 9598,‎ , p. 3.
  28. [PDF] UN NOUVEL ÉLAN POUR LE PROGRAMME ITER Communiqué de presse du conseil ITER, 17-18 juin 2008
  29. Planning des opérations prévues sur ITER, sur le site iter.org
  30. « L'Europe s'alarme de l'explosion du coût du réacteur à fusion nucléaire ITER », Le Monde,‎ (consulté le 12 mai 2010)
  31. ITER : l'avenir de la fusion nucléaire (14 novembre 2006), sur le site du Programme d'information internationale des États-Unis
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  60. Entretien paru dans Les Échos du 12 janvier 2006, reproduit notamment ici
  61. Fissures dans le béton d'Iter : l'ASN exige des explications La Provence - 7 juin 2012
  62. D'importants défis technologiques attendent ITER, dans l'édition du du quotidien Le Monde
  63. Les Échos, 12 janvier 2006
  64. « Nucléaire : la France semble collectionner les débats publics autour de questions déjà entérinées » (consulté le 7 septembre 2016)
  65. Il faut arrêter la course-poursuite entre surproduction et surconsommation : interview de Stéphane Lhomme, porte-parole du Réseau Sortir du nucléaire. Article tiré du webzine Linternaute.com, juillet 2005.
  66. (en) Étude des risques de prolifération liés au développement de la fusion civile : ITER: The International Thermonuclear Experimental Reactor and the Nuclear Weapons Proliferation Implications of Thermonuclear Fusion Energy Systems ArXiv.org (André Gsponer, Jean Pierre Hurni), janvier 2004
  67. Rapport ASN Le tritium dans l’environnement ; Synthèse des connaissances, résumé introductif p1/67 de la version pdf
  68. (en) Glen A. Wurden, « Dealing with the Risk and Consequences of Disruptions in Large Tokamaks » [PDF], sur lanl.gov,‎
  69. Jean-Pierre Petit, « ITER : une machine dangereusement instable », sur SOTT.net, L'Expansion,‎
  70. Cédric Reux, « Etude d’une méthode d’amortissement des disruptions d’un plasma de tokamak » [PDF], sur cea.fr,‎
  71. « Non, le réacteur ITER n'est pas sans danger », sur http://www.atlantico.fr/,‎ (consulté le 16 septembre 2015)
  72. La France et l'énergie des étoiles, dans le quotidien Le Monde du 24 octobre 2004
  73. G. Cambi, D.G. Cepraga, M. Frisoni, F. Carloni, Neutron irradiation effects on the ITER-EDA and ITER-RC firstwall/blanket materials, 330-333, 1999.
  74. D. S. Gelles, On quantification of helium embrittlement in ferritic/martensitic steels. Journal of Nuclear Materials. 283-287:838-840.2000.
  75. a, b et c B. Hickel, La radiolyse de l'eau, Phases Magazine ; CEA/DSM, La lettre du DRECAM et du SPht N° 17 Dec 1997 N° 17
  76. a, b et c ITER et l'environnement, sur le site iter.org
  77. Avis de la Commission du 11 juin 2012 concernant le projet de rejet d'effluents radioactifs provenant de l'ITER conformément à l'article 37 du traité Euratom - Texte du 11/06/2012, paru au Journal Officiel des Communautés européennes le 12/06/2012
  78. Assemblages REP, sur le site la radioactivite.com
  79. Les combustibles de la réaction de fusion, sur le site iter.org
  80. La Fusion par confinement inertiel, sur le site /www-lmj.cea.fr
  81. Fusion thermonucléaire : deux difficultés en moins pour le projet Iter, sur le site futura-sciences.com
  82. « De la fusion, une coopération et des questions »,‎ .
  83. Nucléaire : le siège d'Iter à Cadarache inauguré demain jeudi sous haute tension - Les Echos, 16/01/2013
  84. "Le financement d'ITER menace l'innovation et la recherche européennes, euractiv.fr, 3 janvier 2012"
  85. "Les echos, Inauguration du siège d'Iter"
  86. Communiqué de CORDIS ; European physicists propose 735 million euro alternative to ITER, Cordis News ; Press sources (PhysicsWeb.org), daté 2005-09-05
  87. (en) EU researchers kick-start new project on laser driven fusion, sur le site cordis.europa.eu du 2008-10-07
  88. Site Web du projet, sur le site hiper-laser.org

Annexes[modifier | modifier le code]

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Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]