Tokamak sphérique

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Un tokamak sphérique est un dispositif de confinement magnétique de plasma de type tokamak permettant d'obtenir des réactions de fusions de nucléons (fusion nucléaire). Un tokamak sphérique a un solénoïde central beaucoup plus fin qu'un tokamak classique. Une telle installation serait susceptible d'être utilisée pour produire de l'électricité.

Généralités[modifier | modifier le code]

Le fonctionnement se base sur le principe du tokamak traditionnel torique mais en fonction des expérimentations faite à ce jour, le rapport entre le rendement énergétique et le volume de plasma confiné serait d'un ordre supérieur et la stabilité du plasma serait aussi bien meilleure[1] (certaines estimation évoquent un ordre 10 fois supérieur[2]) . La recherche est beaucoup plus jeune que celle sur les tokamaks toriques, les expériences sont en plus faible nombre et sur des dispositifs de plus petite taille[3],[4]. Les estimations sur les potentialités de ce type de tokamak restent donc à confirmer avant de pouvoir passer à l'étape de la construction d'un dispositif "démo" (préfiguration d'un réacteur produisant de l'énergie). Mais actuellement la priorité est donnée au tokamak traditionnel qui en est à l'étape de "pré-démo" avec la construction d' Iter

Les tokamaks sphériques représentent une classe de tokamaks dont le ratio d’aspect est très inférieur à celui d’un tokamak torique et se rapproche le plus possible de 1. Les premiers tokamaks toriques présentaient un ratio d’aspect autour de 4.5, les tokamaks toriques plus récents sont autour de 3 et la prétention des tokamaks sphériques est de descendre au-dessous de 1.25.

Le ratio d’aspect [1]se définit comme le rapport entre le « Major Radius » (distance entre l’axe du tokamak et l’axe du champ magnétique) et le « Minor Radius » (distance entre la limite externe du flux plasmatique et l’axe du champ magnétique).


Spécificités des tokamaks sphériques[modifier | modifier le code]

Principaux paramètres[modifier | modifier le code]

La configuration d’un tokamak sphérique (ST) ne diffère pas fondamentalement de celle d’un tokamak torique. Les paramètres fondamentaux sont les mêmes : ratio d’aspect, intensité des champs magnétiques toroïdaux et poloïdaux (TF et PF en Tesla) énergie consommée (se divisant elle-même en énergie consommée par les aimants, et par  les dispositifs de chauffage : Electron Cyclotron Resonance Heating, Ion Cyclotron heating, Neutral Beam Injection), énergie produite, température au centre du plasma (IP plasma current en MA, de manière grossière pour estimer la température en millions de degrés multipliez par dix[5]).

Tokamak sphérique Localisation Date de mise en service Aspect ratio Major radius (m) TF

(tesla)

IP

(MA)

ECH

(MW)

ICH

(MW)

NBI

(MW)

Volume de plasma

(m3)

MAST-U UK, Culham 1999 1.4 0.85 0.5 1.4 1 - 4 8
NSTX-U USA PPPL Princeton 2015 1.5 0.934 1.0 2.0 - 6 15
ST-40 UK Tokamak Energy 2017 1.7 0.40 3.0SC 3 2 ?
KTM Kazakhstan, Kurchatov 2010 2 0.9 1 0.75 - 5 -


Tokamak torique Localisation Date de mise en service Aspect ratio Major radius (m) TF

(tesla)

IP

(MA)

ECH

(MW)

ICH

(MW)

NBI

(MW)

Volume de plasma

(m3)

D III-D USA,

san diego

1986 2.51 1.66 2.2 3 6 5 20
JET UK, Culham 1992 3.08 2.96 4 6 - 12 24 100
COMPASS Czech Republic, 2008 2.7 0.56 2.1 0.32 - - 0.6 2
JT-60SA Japan

naka

2019 3.1 3.16 2.7SC 5.5 7
KSTAR S Korea,

Daejeon

2008 3.6 1.8 3.5SC 2 0.5 (4) 2(6) (14)
WEST France

cadarache

2017 4.71 2.5 3.7 SC 1,5 9 25
ITER France,

cadarache

2025 3.1 6.2 5.3 SC 15 (17) 20 20 (40) 0(40) 840

Les caractéristiques des principaux dispositifs de ST actuellement en exploitations sont résumés dans le tableau ci-dessus[3] où sont comparés aux tokamaks toriques les plus représentatifs de leur classe. On y trouve pour les ST le Mega Ampere Spherical Tokamak [6], le NSTX-U, (anciennment TFTR) le ST-40[7], le KTM[8] et pour les tokamaks torique le DIII-D, le Joint European Torus, le COMPASS, le JT-60, le KSTAR WEST (anciennement Tore Supra) et Iter . Des dispositif réputés mais définitivement abandonnés comme notamment le START pour les ST et l'ALCATOR-Cmod pour les tokamaks toriques n'ont pas été retenus.

On retrouve bien sûr les différences décrites plus haut concernant le ratio d'aspect mais surtout pour deux dispositifs équivalents sur le plan énergétique :

- les champs toroïdaux d’un tokamak sphériques sont plus faibles

- le volume de plasma est plus faible

Les aimants[modifier | modifier le code]

Trois types d’aimants sont présents dans tout tokamak mais ils ne sont pas disposés de la même manière dans un ST et dans un tokamak torique.

- les bobines poloidales,[modifier | modifier le code]

Elles sont circulaires et horizontales. Elles sont disposées autour du coté intérieur et extérieur de la chambre à plasma. Elles sont placées idéalement dans un tokamak toriques mais dans les tokamaks sphériques la faible place disponible coté intérieur au plasma rend indispensable de déporter les bobines poloïdales en haut et en bas du solénoïde central voir même de les disposer à l’intérieur de la chambre plasmatique comme dans le MAST-U. Dans tous les cas et contrairement à un tokamak torique un ST ne pourra pas comporter de bobine poloïdales dans sa partie médiane et a ce niveau le champ magnétique poloïdal sera soutenu uniquement par le solénoïde central et le flux plasmatique lui-même.

- les aimants toroïdaux.[modifier | modifier le code]

Ils font le principal du travail de confinement dans les tokamaks toriques et ils sont pour cela le plus souvent au plus près de la chambre contenant le plasma dans ce type de tokamak. Par contre ils sont accessoires dans les ST et sont sur ce type de tokamak le plus souvent déportés en retraits des bobines poloïdales.

- le solénoïde central[modifier | modifier le code]

Il existe dans les deux types de tokamaks. Il est utilisé pour ajuster la trajectoire du plasma en soutenant le champ magnétique généré par les bobines poloïdales. Par ses effets ohmiques il sert aussi à chauffer le plasma. Ils a le même aspect quoique plus fin dans les ST (le problème du tokamak sphérique est avant tout le manque de place disponible en son centre). Il assure la fermeture du circuit électrique générant le champ toroïdal. Sur les modèles de ST plus puissants le solénoïde central ne serait indispensable qu'au moment de mise en condition du plasma mais serait ensuite accessoire, le plasma lui même jouant ce rôle avec son flux électronique concentré dans la partie centrale du tokamak. Le plasma lui même générait son propre champ magnétique soutenant sa circulation dans le tokamak[9].

- Conséquences[modifier | modifier le code]

Le tokamak torique n’est pas exempt de défauts lui non plus. Son plus gros défaut est inhérent à la nature même de la géométrie d’un tore et ne saurait donc être résolu que par des artifices et des rustines : La circulation de n’importe quel fluide dans un tore est imparfaite en raison d’un simple fait, la distance à parcourir coté intérieur du tore est bien plus faible que la distance à parcourir côté extérieur au tore. Pour la même raison géométrique, les aimants toroïdaux du côté intérieur sont plus serrés que sur le bord extérieur entrainant une inégalité du champ magnétique et une déviation des particules par rapport au centre des aimants toroïdaux. Cette déviation sera modifiée par l’usage des bobines poloïdales. Pour ces deux raisons chacune des particules composant le plasma subit un trajet du bord externe au bord interne de la chambre à plasma ce qui rend le plasma instable. Seuls un contrôle informatisé « point par point » du champ magnétique permet de dissimuler un tant soit peu ce défaut avec des risques de disruptions et d’échappement du plasma de son confinement. Dans le cadre d’un dispositif de grande puissance, ce type de phénomène aurait des conséquences catastrophiques. C’est un des principaux problèmes auquel se heurte le projet Iter[10].

Dans un tokamak sphérique, cette problématique est quasi absente. La circulation du plasma se fait naturellement dans le sens perpendiculaire à celui d’un tokamak torique : De haut en bas côté intérieur de la chambre à plasma et de bas en haut coté extérieur. Ce sont les bobines poloïdales qui déterminent la forme du plasma, quasi sphérique, avec une circulation des particules naturellement plus stable. D’ailleurs, en théorie ce type de tokamak peut se passer d'aimants toroïdaux. En Réalité les aimants toroïdaux ont deux avantages dans les ST :

-Ils augmentent la pression au niveau du plasma et assurent donc son chauffage et sa circulation en augmentant la puissance du dispositif. Dans ce domaine le ST-40 compte sur ses aimants toroïdaux supraconducteurs chauds pour battre des records[11],[12],[13].

plasma d'un tokamak torique le EAST

- ils font « vriller » le plasma côté intérieur  lui donnant une plus grand stabilité. Cette stabilité est symbolisée par le nombre Q ou "safety factor". Sa valeur peut être grossièrement appréhendé comme le nombre de tours que fait la particule autour du centre du tokamak pour retrouver sa position initiale. Plus ce nombre est grand plus le plasma est stable. Ce facteur existe aussi dans les tokamaks toriques mais il ne dépasse jamais 4 alors que pour les ST il peut monter jusqu’à 12. On apprécie visuellement la différence sur les photos d’un plasma issue d’un tokamak sphérique par rapport à un tokamak torique (MAST versus EAST).

plasma typique d'un tokamak sphérique le MAST

Un enjeu de la recherche future sur les tokamaks sphériques sera de déterminer dans quelle mesure sur des modèles plus puissants la circulation du plasma possède ce facteur de stabilité.

Contrôle de la température et de la circulation du plasma[modifier | modifier le code]

Quatre sources de chauffage externe peuvent être combinées pour porter le plasma à la température permettant la fusion : l'injection de neutres, deux sources d'ondes électromagnétiques de haute fréquence (chauffage cyclotronique ionique et électronique), chauffage par induction d’un courant.

Nous avons déjà cité le chauffage ohmique par induction en rapport avec le solénoïde central. Le courant circulant dans le plasma a pour effet de le chauffer puisque le plasma possède une résistivité certes faible mais non négligeable. Cependant cette résistivité décroît avec la température, rendant le chauffage ohmique insuffisant pour atteindre les températures requises.

À terme, les chercheurs espèrent obtenir un « plasma en combustion », dans lequel l'énergie des noyaux d'hélium issus de la réaction de fusion suffira à entretenir sa température. Mais les réactions de fusion créent des particules de haute énergie ayant un faible impact sur la température du plasma. Néanmoins, on espère possible de limiter le recours aux systèmes de chauffage externe, voire de s'en passer totalement en dehors du démarrage du réacteur. Obtenir un plasma en combustion générant de lui-même au moins 50 % de l'énergie nécessaire à la réaction de fusion constitue une étape déterminante sur la voie de la production d'électricité issue de l'énergie de fusion.

A noter que l'objectif de se passer de dispositif de chauffage de la réaction serait plus facilement atteignable dans un tokamak sphérique en raison du plus faible volume de plasma nécessaire pour obtenir une énergie donnée[14]

Injection de neutres[modifier | modifier le code]

Des injecteurs « tirent » dans le plasma des particules électriquement neutres et très énergétiques. Par le biais de multiples collisions, celles-ci transfèrent leur énergie aux particules du plasma.

considérant les dispositifs utilisés par ITER, leur puissance est telle que s’ils étaient utilisés dans un tokamak sphérique opérationnel (c’est-à-dire un tokamak dont les performances seraient celles que l’on peut en attendre de manière théorique, notamment eu égard à son rapport volume de plasma plus faible pour atteindre une énergie donnée), ils suffiraient pour permettre d’atteindre une température entre 300 millions et 500 millions de degrés. Un record détenu actuellement par JT-60U, Japan à 520 millions de degrés

Toujours dans ITER il est prévu qu’avant d'être injectés, des atomes de deutérium sont accélérés à l'extérieur du tokamak jusqu'à atteindre une énergie cinétique de 1 méga électron-volt (MeV). Sachant que seuls les atomes porteurs d'une charge positive ou négative peuvent être accélérés par un champ électrique, on élimine les électrons des atomes neutres pour créer des ions chargés positivement. Pour éviter que les ions chargés ne soient déviés par le champ de l'enceinte magnétique, on inverse ensuite le processus avant de procéder à l'injection proprement dite dans le plasma de fusion. Dans les dispositifs d'injection de neutres, les ions traversent une cellule contenant un gaz, où ils récupèrent leur électron manquant, puis sont injectés dans le plasma sous forme de particules neutres rapides.

Dans les tokamaks sphériques on aurait pu penser que ce type de chauffage aurait été moins efficace en raison de la faiblesse relative du champ magnétique toroïdal de ce type de dispositif. En fait c'est tout le contraire qui s'est produit et c'est bien grâce à ce type de chauffage que le START à battu plusieurs record en 1998[15].

Des dispositifs de fortes puissance sont maintenant mis en place dans les uprgade et dans les nouveaux tokamaks sphériques dans l'objectif d'atteindre des température du plasma autour de 100 à 150 millions de degrés[16],[17].

Chauffage cyclotronique ionique[modifier | modifier le code]

De la même façon qu'un four à micro-ondes transfère de la chaleur aux aliments au moyen de micro-ondes, les techniques de chauffage cyclotronique ionique et électronique utilisent des ondes radioélectriques de différentes fréquences pour apporter une chaleur supplémentaire au plasma. Dans le chauffage à résonance cyclotronique ionique (ICRH), l'énergie est transférée aux ions du plasma par un faisceau de rayonnement électromagnétique à haute intensité d'une fréquence de 40 à 55 MHz.

Le chauffage cyclotronique ionique fait intervenir un générateur, des lignes de transmission et une antenne. Le générateur produit des ondes radiofréquence de forte puissance, qui sont transportées par une ligne de transmission jusqu'à une antenne située dans la chambre à vide, laquelle envoie à son tour ces ondes dans le plasma.

Les dispositifs ST ont l'avantage d'un très bon rapport énergie coût et on accès naturellement à des modes de fonctionnement réservés à des "gros" tokamaks toriques. Ainsi le fonctionnement en mode H est pratiquement un standard dans les ST et est réservé à quelques modèles de tokamaks traditionnels. Les ST sont donc utilisé comme plateforme de tests de matériels et de configurations qui seront utilisés dans des dispositifs plus puissants et permettent de déterminer les meilleures options[18],[19],[20].

Chauffage cyclotronique électronique[modifier | modifier le code]

La technique de chauffage à résonance cyclotronique électronique (ECRH) chauffe les électrons du plasma par le biais d'un faisceau de rayonnement électromagnétique de haute intensité d'une fréquence de 170 GHz, qui correspond à la fréquence de résonance des électrons. Ces électrons entrent ensuite en collision avec les ions et leur transférent l'énergie absorbée.

Le système de chauffage cyclotronique électronique est également utilisée pour apporter de la chaleur en des points très précis du plasma, de manière à minimiser certaines instabilités susceptibles de le refroidir. Comparativement à la technique ICRH, le chauffage ECRH présente l'avantage d'utiliser un faisceau capable de se propager dans l'air, ce qui permet de simplifier la conception et d'utiliser une source éloignée du plasma et de faciliter ainsi la maintenance.

Les tokamaks sphériques testent différentes configurations en les comparants aux résultats de tokamaks traditionnels pour apprécier notamment l'influence des champs toroïdaux et poloïdaux , fondamentalement différents entre les deux types de tokamaks [21]

Le divertor[modifier | modifier le code]

Un divertor est un dispositif dans un tokamak qui permet l'enlèvement des déchets du plasma pendant que le réacteur fonctionne. Cela permet de contrôler l'accumulation de produits de fusion dans le carburant et d'éliminer les impuretés dans le plasma qui sont entrées dans le revêtement de la cuve.

Le plasma traverse la région du divertor où des ions plus lourds sont projetés hors de la masse de combustible par la force centrifuge, entrant en collision avec une sorte de matériau absorbant et déposant son énergie sous forme de chaleur.

Au cours des années 1980, il est devenu courant pour les réacteurs d'inclure une caractéristique connue sous le nom de limiteur, qui est un petit morceau de matériau qui dépasse sur une courte distance le bord extérieur de la zone de confinement du plasma principal. Les ions provenant du carburant qui voyagent vers l'extérieur heurtent le limiteur, protégeant ainsi les parois de la chambre de ces dommages. Cependant, les problèmes avec le matériel déposé dans le carburant sont restés ; le limiteur a simplement changé d'où venait ce matériau.

Cela a conduit à la réémergence du divertor, en tant que dispositif de protection du réacteur lui-même. Dans ces conceptions, les aimants tirent le bord inférieur du plasma pour créer une petite région où le bord externe du plasma, le "Scrape-Off Layer" (SOL), frappe une plaque de type limiteur. Dans les exemples modernes, les plaques sont remplacées par du lithium métallique, qui capte mieux les ions et provoque moins de refroidissement lorsqu'il pénètre dans le plasma.

Dans un configuration sphérique le Divertor est naturellement placé en haut et en bas de la colonne centrale et participe à la stabilité du plasma et au safety factor.

exemple de divertor : tokamak sphérique ST40

La configuration du divertor facilite l'obtention d'un mode de fonctionnement H plus stable. Le matériau de revêtement du plasma dans le divertor fait face à des contraintes significativement plus fortes par rapport aux autres éléments de blindage du tokamak. Dans un réacteur dédié à la production d’énergie se serait l’emplacement de choix pour réaliser les échanges de chaleurs permettant de faire tourner une turbine.

La conception moderne du divertor est d’obtenir à terme un dispositif permettant à l’énergie du plasma de perdre et d’échanger sa haute énergie avec un fluide en vue de la production d’électricité. Les tokamaks sphériques, même sur des petits modèles, générant des plasma de haute énergie sont les candidats idéals pour tester ce type de dispositif qui seront déployés dans un réacteur de production. C’est ce que fait le MAST-U dans le cadre de l’étude des divertors d’ITER[22],[23],[24],[25]. Le KTM[26] fait de même et offre une caractéristique unique, un divertor mobile et un dispositif d'écluse de transport permettant le remplacement rapide des échantillons de matériaux à l'étude sans perte de vide dans la chambre à vide. Un dispositif de réception mobile à l'intérieur de la chambre à vide est conçu pour manœuvrer tous les remplacements à travers une passerelle et pour positionner les plaques de dérivation par positionnement vertical et angulaire. Véritable préfiguration de ce que ce dispositif pourrait offrir comme prestations dans un réacteur de production.

Perspectives d'avenir[modifier | modifier le code]

Dispositifs hybrides[modifier | modifier le code]

La circulation du plasma dans les tokamaks sphériques se rapproche des sphéromaks et des dispositifs par inversion de champ (field reverse configuration FRC). Cette circulation se fait naturellement dans le sens poloïdal contrairement au tokamak traditionnel où le flux de plasma suit le sens du tore en figurant donc un flux toroïdal. La circulation du flux dans le sens poloïdal bénéficie de fonctions d’auto-organisation du plasma en raison de ses propriétés magnéto-hydro-dynamiques. Le flux de plasma, vu sa forme, génère un champ magnétique allant dans le sens de son renforcement et de sa stabilisation.

Deux conséquences sont importantes à considérer :

  • Les tokamaks traditionnels ne peuvent pas prétendre à réaliser de dispositif hybride en raison de leur flux plasmatique principalement toroïdal.
  • Tout tokamak sphérique à une part de son fonctionnement analogue à un dispositif FRC et sphéromak. Un dispositif réellement hybride accentuera ces modalités de fonctionnement en rendant moins essentiels les aimants ou plutôt en leur donnant plus d’importance sur le maintien d’une pression plasmatique la plus forte possible. L’objectif est d’obtenir plus facilement une réaction de fusion à bilan énergétique positif.

Les capacités d’auto-organisation du plasma existent dans un tokamak sphérique et sont étudiées dans différents dispositifs à deux étapes clefs du processus :

  • Lors de la génération du plasma au tout début de la réaction, par enroulement poloïdal de deux petit flux plasmatique de faible puissance fusionnant en un flux plasmatique poloïdal de plus grand puissance
  • Lors de la montée en puissance du dispositif pour permettre au flux plasmatique de générer son propre champ magnétique lui permettant de se passer du solénoïde central.
Proto-sphéra : schéma du dispositif (à droite) photo du plasma (à gauche)

Plusieurs ST explorent ce domaine de recherche ; le Late[27], le TST-2[28],[29], le Pegasus[30],[31], le proto-sphera[32],[33], le TCV[34], le ST-40. Le Proto-sphéra présente une approche radicale en supprimant physiquement le solénoïde central. Le centre du dispositif étant vide ce ST peut prétendre à un ratio d’aspect autour de 1,3. Aucun de ces dispositifs ne dispose de puissance notable. Ce sont avant tout des expériences sur la physique des plasmas permettant de poser les bases théoriques permettant d’élaborer de nouveaux dispositifs plus avancés. Les résultats sont néanmoins encourageants. Il est clairement démontré que d’utiliser les propriétés magnéto-hydro-dynamiques que les ST partagent avec les sphéromaks et les dispositifs FRC autorisent de bien meilleures performances aussi bien lors de la création du plasma que dans son maintien en condition de température et de réalisation des réactions de fusion, du moins dans des dispositifs de faible puissance.

Vers un réacteur tokamak sphérique "Démo"[modifier | modifier le code]

Pendant longtemps, jusqu’au début du XXIe siècle[35], la performance du plasma a été exprimée en termes de bêta (β), défini comme le rapport de la pression du plasma à la pression magnétique. À l’époque, le confinement magnétique était considéré comme la seule voie permettant d’attendre les températures nécessaires à l’obtention de réactions de fusions autorisant un bilan énergétique positif. Il était unanimement convenu que ce facteur ne pouvait pas dépasser 5%. Cela impliquait de dépenser beaucoup d’énergie dans la réalisation d’aimants de plus en plus puissants.[36]

Les tokamaks sphériques et la perspective de dispositifs hybride font exploser cette limite. En 1996, le premier tokamak sphérique « moderne », le START, a établi un nouveau record portant le β toroïdal à 38%. On peut encore imaginer aller plus loin avec les dispositifs hybrides, plus on se rapproche de 1 plus la puissance des aimants est accessoire et peut donc être utilisée à autre chose qu’au confinement proprement dit notamment à l’augmentation de puissance du réacteur.[37]

Si les résultats obtenus à partir des dispositifs hybrides se confirmaient, un dispositif démo sans solénoïde central permettrait de réaliser des réactions de fusions à bilan positif jusqu’à produire 2 à 10 fois plus d’énergie que ITER pour un volume de plasma 10 à 20 fois inférieur. Le ratio d’aspect serait de 1,2 pour un béta toroïdal à 60%. La pression plasmatique magnétique serait principalement le produit de bobines poloïdales composées de matériaux supraconducteur « chauds » (c’est-à-dire présentant des propriétés supraconductrices à une température supérieures à -234°C). Le champ toroïdal serait accessoire et obtenus par des sections d’aimants au plus proche de la couverture faite de lithium [38],[39]. Ces aimants auraient aussi la charge de tracer l’ornière d’un divertor permettant d’échanger l’énergie produite avec un fluide.[40]

Les technologies utilisées pour la fabrication d’un tel dispositif sont d’un ordre de complexité inférieur à celles nécessitées par la construction d’ITER notamment vis-à-vis des dispositifs de maintien du plasma en condition de fusion en raison du volume de plasma beaucoup plus faible et du β toroïdal dix fois plus élevé.

ITER permettrait de démontrer qu’un dispositif de type tokamak à les capacités de présenter un bilan énergétique positif durant un temps suffisamment long, environ six minutes. Cet objectif devrait être atteint avec un tokamak traditionnel mais cela serait plus difficile pour un dispositif de type « démo », c’est-à-dire un dispositif de production d’électricité préfigurant un réacteur de production.

Le plus gros défaut d’un dispositif « Démo » de type tokamak traditionnel est encore directement en lien avec la géométrie d’un tore et ne saurait donc trouver de solution simple. Nous avons déjà vu que les spirales des bobines toroïdales sont plus serrées dans la partie inférieure du tore. Mais il y a aussi le cas du champ magnétique qui au centre du tore à une valeur bien plus élevée qu’en toute autre partie du dispositif. Cette valeur estimée autour d’une vingtaine de Tesla pour ITER entraine des contraintes considérables au niveau de matériaux qui se liquéfieront lentement. Ces contraintes ne peuvent être résolues dans le cadre d’une machine devant fonctionner en continu pour produire de l’énergie. A l’inverse, le centre du dispositif étant vide, un tokamak sphérique sans solénoïde central peut supporter une pression magnétique bien supérieure, intensité qui participerait bien au contraire à la performance du dispositif en augmentant sa puissance.

Plusieurs designs de tokamak sphérique de démonstration (Spherical Tokamak for Energy Production) sont proposés et les entreprises privées se lancent dans la course[41],[42],[43]

Résumé[modifier | modifier le code]

Les tokamaks sphériques sont des dispositifs de confinement magnétique de plasma permettant de réaliser des réactions de fusion de nucléons de manière beaucoup plus efficace que les tokamaks traditionnels toriques.

Les expérimentations actuelles confirment le potentiel des tokamaks sphériques. Tous les marqueurs d’efficience sont d’un ordre dix fois supérieur au tokamak traditionnel. Pour une puissance donnée un tokamak sphérique est 10 fois plus compact, il nécessite des aimants dix fois moins puissants, il a besoin de dix fois moins de puissance de chauffage et de maintien du plasma en condition, il contient un volume de plasma dix fois moindre.

Les plans d’un dispositif de type « Démo », c’est-à-dire les plans d’un réacteur produisant de l’énergie préfigurant une centrale électrique sont à notre portée. La technologie nécessaire à sa construction est d’un niveau inférieur à celui requis pour construire ITER.


Notes et références[modifier | modifier le code]

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