- Stellarator
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Le stellarator, de stellar (stellaire) et (gener)ator (générateur), est un dispositif analogue au tokamak destiné à la production de réaction de fusion nucléaire. Il s'agit d'un des premiers concepts de dispositif de fusion contrôlée, inventé en 1950 par Lyman Spitzer. Contrairement au Tokamak, le confinement du plasma est entièrement réalisé par le champ magnétique hélicoïdal créé par l'arrangement complexe de bobines autour du tore, alimentées en courants forts. Ainsi, le Stellarator ne nécessite pas de courant toroïdal circulant à l'intérieur du plasma pour que celui-ci se confine.
Cette voie fait l'objet d'un programme de recherche et technologie (R&T) particulièrement développé au Max Planck Institut, en Allemagne, car elle présente un avantage décisif sur la formule (Tokamak - abréviation pour la contraction des mots russes bobine et magnétique) : sa régularité. En effet, les Stellarators ont un fonctionnement comportant une alimentation électrique des deux composantes du champ magnétique de confinement en continu, alors que les Tokamaks intègrent obligatoirement une origine cyclique pour la composante poloïdale de champ de la "bouteille magnétique torique".
Afin de confiner un plasma, un ensemble à très faible densité (proche du vide spatial) d'électrons et d'ions évoluant à une température de 100 à 150 millions de degrés, il faut l'enfermer dans une bouteille magnétique composée de lignes de champ magnétiques hélicoïdales. Ainsi, les particules toutes chargées électriquement qui composent le plasma sont piégées très efficacement par la force de Lorentz ( F = q v^B ) et contraintes de décrire des trajectoires spiralantes le long des génératrices hélicoidales se refermant sur elles-mêmes après avoir parcouru tout le tore. Le confinement est si efficace que sur 10 cm d'éloignement suivant le grand rayon du tore, la température chute de plusieurs millions de degrés.
Dans le Tokamak, pour générer la composante de champ magnétique de confinement poloidale (plan de coupe vertical coupant le centre de la machine), il faut un courant torique horizontal, perpendiculaire au plan de coupe cité, qui circule dans le tore (pneu) de plasma en en faisant le tour, comme dans un accélérateur de particules (rappel du bonhomme d'Ampère). Or, dans un Tokamak, ce courant torique est un courant induit, c'est-à-dire un courant qui se génère spontanément dans un conducteur lorsqu'il est soumis à un flux magnétique variable pour créer à son tour un champ et un flux magnétique opposé, cherchant à rétablir l'équilibre (Loi de Lenz). En remontant ensuite à la source du courant torique, on constate donc qu'il faut disposer d'un flux magnétique variable avec des lignes poloidales (tournant dans un plan vertical passant par le centre de la machine) et inondant le tore conducteur, qui va à son tour lutter contre la variation du flux magnétique avec un contre-flux créé par le courant torique. Tout ce principe n'est rien d'autre que celui des transformateurs de courant alternatif, avec un primaire inducteur externe au plasma et un plasma qui se comporte comme un secondaire. De gros conducteurs annulaires horizontaux encadrent haut et bas l'enceinte de confinement et doivent donc être nécessairement alimentés par un courant électrique variable, qui va créer un flux magnétique variable de champ poloidal, puis un courant torique induit qui sera enfin à l'origine du champ poloïdal de confinement désiré.
Le Tokamak repose donc de manière univoque sur un cycle de variabilité (beaucoup plus lent que le courant 220 V à 50 Hz) pour assurer la viabilité de sa bouteille magnétique torique. Or, la somme des puissances électriques mises en jeu dans l'alimentation de toutes les composantes du champ de confinement approche déjà les 40 à 50 MW sur un réacteur comme ITER (Cadarache), au sein desquelles la composante inductrice est cyclique. Le confinement ayant lui aussi une fraction cyclique, la production d'énergie du réacteur n'est pas strictement constante et on conçoit la difficulté d'homogénéisation de la fourniture d'électricité d'un réacteur industriel de 1.200 MW à régime cyclique !
Voilà pourquoi, il a été jugé intéressant d'explorer la voie parallèle des Stellarators. Ceux-ci reposent sur l'idée de créer la configuration hélicoidale du champ de confinement par une superposition de composantes de champ magnétiques créées par des courants tous continus. Cependant, pour permettre cela, il a fallu recourir à des déformations très complexes des bobines génératrices verticales du champ toroïdal d'un Tokamak afin qu'elles engendrent aussi des composantes magnétiques poloïdales. En quelque sorte, une topologie à vrillage hélicoïdal externe des bobines génératrices de champs de confinements qui n'utilisent aucun phénomène d'induction, mais fonctionne en courant d'alimentation continu.
Outre la suppression du système d'induction externe du courant toroïdal, les Stellarators évitent les contraintes cycliques infligées aux structures porteuses des bobines d'induction, à la couverture interne de la chambre de confinement, soumise à des flux neutroniques et thermiques périodiques, d'où une plus grande fiabilité potentielle. Généralement, les Stellarators sont conçus avec une symétrie radiale discrète, c'est-à-dire qu'ils reproduisent à intervalles radiaux réguliers la même topologie locale de bobine. Beaucoup d'entre eux se basent sur une reproduction régulière de tronçons tous les 72° (symétrie cyclique pentagonale).
La très grande complexité de la topologie des bobines, la difficulté de leur installation, leur stabilité structurelle et géométrique problématique sous les contraintes de Lorentz qu'elles s'infligent à elles-mêmes et, enfin, le moindre investissement consacré à cette filière, retardent l'avènement des Stellarators comme réacteurs industriels. Cependant, l'avantage déterminant du régime continu confère à la filière Stellarator des potentialités d'application industrielle supérieures à celles des Tokamaks à horizon 2060-2080.
Le projet Wendelstein 7-X en cours de construction à l'Institut Max Planck de physique des plasmas en Allemagne doit permettre de démontrer cette aptitude au fonctionnement continu au cours des prochaines années. Les États-Unis ont, pour leur part, abandonné le 22 mai 2008 leur projet national N.C.S.X. National Compact Stellarator Experiment car celui-ci excédait la limitation budgétaire de 50 millions de Dollars impartie par le Congrès.
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Catégorie :- Dispositif à fusion thermo-nucléaire
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