Tokamak

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Vue intérieure du tore du Tokamak à configuration variable (TCV), dont les parois sont recouvertes de tuiles de graphite

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

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

Inventé au début des années 1950 par les Russes Igor Tamm et Andreï Sakharov, le terme tokamak vient du russe « тороидальная камера с магнитными катушками » (toroïdalnaïa kamera s magnitnymi katushkami : en français, chambre toroïdale avec bobines magnétiques). On rencontre – plus rarement – la graphie tokomak.

Principe

Fusion nucléaire

La fusion nucléaire permet à partir de deux atomes très légers (par exemple le deutérium et le tritium) de créer des atomes plus lourds. Cette transformation produit un défaut de masse qui se manifeste sous forme d'énergie (E=mc² où E est l'énergie produite en joules, m la masse disparue en kg, et c la célérité de la lumière dans le vide, en m.s-¹). Cet excès d'énergie pourrait se transformer en excès de chaleur, qui par convection pourrait être convertie en électricité au moyen d'une turbine à vapeur couplée à un alternateur.

Conditions nécessaires

Température de fusion

Pour produire une réaction de fusion nucléaire, il faut chauffer la matière à de très hautes températures (environ 100 millions de degrés Celsius). Dans ces conditions, les électrons se détachent complètement de leur noyau — on dit que l'atome s'ionise. La matière entre alors dans un nouvel état : l'état de plasma.

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

• l'utilisation de l'effet Joule produit par le déplacement des électrons (mais ce phénomène n'est plus très efficace au-delà d'une température de 10 millions de degrés) ;
• l'injection de particules accélérées dans un accélérateur de particule annexe ;
• l'échauffement obtenu par de puissants lasers (effet Compton) ;
• l'utilisation d'ondes électromagnétiques aux fréquences caractéristiques du milieu plasmique (le principe d'échauffement pourrait être comparé à celui du four à micro-ondes).

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

Confinement du plasma

L'enjeu consiste à contrôler le plasma au cœur du tokamak dans un volume limité et suffisamment éloigné des équipements. Comme le plasma est constitué de particules chargées, on peut confiner leur trajectoire de déplacement à l'intérieur d'un tore au moyen de champs magnétiques. Pour cela on doit créer un champ toroïdal auquel on associe une composante de champ qui lui est perpendiculaire (champ poloïdal). Dans les dispositifs du type Tokamak, le champ poloïdal est créé par un fort courant induit au sein même du plasma. La forme des aimants est ovale, cf: ITER

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

Aujourd'hui le principal problème n'est pas d'atteindre les gigantestes température demandée, mais de parvenire à confiner le plasma. Pour cela on utilise plusieures procédé. Le plus prommeteur est le projet multinational ITER en France.

Bilan énergétique

On constate qu'il est nécessaire de fournir une énergie initiale pour garantir les conditions de maintien de la réaction (température et confinement). En principe, plus on injecte de combustible, plus l'énergie thermique produite est importante.

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

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

Les déchets sont, comme pour les centrales nucléaires, radioactifs. Toutefois, la durée de ces dernier n'est que d'une centaine d'années, ce qui est très peu par rapport aux millions d'années nécessaire à la désintégration des déchets des centrales actuelles.

Avantages

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

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

Difficultés

Cette technologie reste encore au stade de la recherche :

• La physique des plasmas n'est pas encore bien maîtrisée, il est notamment très difficile de modéliser le comportement d'un plasma dans un confinement magnétique.
• Les choix et l'utilisation des matériaux ne sont pas encore définis car les contraintes imposées sont nombreuses (température, résistance aux champs magnétiques, stabilité aux radiations, importante durée de vie ...). Et on ne connaît pour le moment aucun matériau capable de résister longtemps à ces conditions.
• Le fonctionnement d'un réacteur industriel consommerait des quantités importantes de tritium (56 kg par GWth et par an), qui ne peut être produit que par le réacteur lui-même, dans une couverture tritigène arrosée par le flux neutronique. La production d'un atome de tritium à partir de lithium consomme un neutron, et la fusion ultérieure de cet atome ne produit qu'un seul neutron : le bilan neutronique doit être augmenté par l'ajout de matériaux multiplicateurs de neutrons comme le plomb ou le béryllium^[1],[2].
• Le tritium pose le problème de sa diffusion élevée dans les différents matériaux (fuites). Cela complique d'autant le choix de ces matériaux et la décontamination du tritium.
• Pour atteindre l'objectif d'une fusion auto-entretenue rentable, il serait nécessaire de confiner une grande quantité de plasma. La rentabilité des plasmas obtenus se lie à la taille des installations. Par exemple, la durée de confinement du plasma utile (fusible) varie avec le carré du grand rayon du plasma traité. Ainsi les coûts de construction et de maintenance de tels dispositifs seront très importants.
• La radioactivité contamine les matériaux autour du plasma.

Prototypes

Maquette de ITER

KSTAR, en construction à Daejeon (Corée du Sud)

Il existe actuellement plusieurs prototypes de tokamak :

• International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), qui est en cours de construction à Cadarache
• KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research) à Daejeon
• Joint European Torus (JET), basé à Culham au Royaume-Uni ;
• Tore Supra, basé à Cadarache en France ;
• JT-60 ou JAERI - Japan Atomic Energy Research Institute - Tokamak 60, au Japon (Naka)
• Asdex et son amélioration Asdex-Upgrade, conçu en Allemagne dans les années 1980
• Doublet et son amélioration DIII-D, conçu aux Etats-Unis dans les années 1980

Premiers prototypes :

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

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

• MAST et Compass D en Angleterre
• Castor en Tchécoslovaquie
• FTU en Italie
• Tokamak à configuration variable, ou TCV, basé à l'École polytechnique fédérale de Lausanne en Suisse
• Alcator CMod aux États-Unis
• TdeV au Canada, aujourd'hui fermé

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

• La fusion par confinement inertiel avec le laser Mégajoule

Liens externes

• (fr) CEA - La fusion magnétique
• (fr) CEA - La physique de la fusion
• (fr) La France nucléaire - les dangers du Tritium
• (fr) Wise paris - Les dangers de la fusion
• (en) Le Tokamak à Configuration Variable

Notes et références

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