11 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 15 Bobinages dans le champ toroïdal Courant de plasma Plasma Champ de lignes magnétiques Champs magnétiques dans un stellarateur Le premier tokamak à l’Institut Kurchatov (Fédération Russe) Champs magnétiques dans un tokamak Le Joint European Torus (JET), Culham Science Centre, Royaume Uni Le tokamak américain DIII-D (General Atomics) Les étapes importantes dans le domaine de la fusion Le confinement magnétique Dans cette approche de la fusion, appelée “confinement magnétique”, le plasma est maintenu loin des parois grâce à des champs magnétiques de grande intensité. Les particules constituant le plasma et chargées d’ions positifs et d’électrons négatifs, suivent des lignes de champs magnétiques. Le plasma est contenu dans une enceinte en forme d’anneau, le “tore” où ces lignes de champ magnétique forment des surfaces closes. Les particules de plasma tournent, concrètement sur des dizaines de milliers de kilomètres, sans jamais se heurter à une paroi. Le plasma est ainsi confiné dans cette “cage magnétique”. Deux grandes familles de machines fonctionnent de cette manière : les tokamaks et les stellarateurs. Il existe également d’autres configurations magnétiques, par exemple les droites à miroir et les tokamaks sphériques. Ce sont les tokamaks qui ont jusqu’à présent permis d’obtenir les meilleurs résultats. Afin de produire un nombre suffisant de réactions de fusion dans un confinement magnétique, on a recours à des dispositifs externes permettant d’atteindre la température requise. On utilise pour cela différentes méthodes: les micro-ondes, ou les faisceaux de particules. Une fois le processus de fusion déclenché, on assiste à la production d’un grand nombre de produits de fusion ­– des noyaux d’hélium et des neutrons, tous porteurs d’une grande quantité d’énergie. Un plasma chaud L’un des produits des réactions de fusion deutérium-tritium est le noyau d’hélium. Il transporte 20 % de l’énergie de fusion produite durant la réaction sous la forme d’énergie cinétique. Étant chargé électriquement, le noyau d’hélium est confiné par les champs magnétiques et transfère son énergie combustible (deutérium et tritium). Ceci permet de chauffer le combustible. Si les appareils sont suffisamment grands, ce processus permet d’obtenir la température nécessaire à la fusion, de manière quasiment autonome. Ce sont ces conditions qui définissent ce qu’on appelle un “plasma chaud”. Mis à part les noyaux d’hélium, chaque réaction de fusion produit un neutron transportant 80% de l’énergie de fusion produite. Un neutron ne possédant pas de charge électrique, il n’est pas confiné par les champs magnétiques et pénètre directement dans la “couverture” recouvrant les parois du tore. L’énergie y est alors absorbée et un fluide caloporteur est chargé d’extraire la chaleur de la couverture. Tout comme dans une centrale traditionnelle, ce fluide caloporteur est transporté vers des échangeurs de chaleur qui produisent la vapeur permettant d’entraîner des turbines produisant ainsi de l’électricité. Cette chaleur peut également servir à produire de l’hydrogène. Fusion inertielle La fusion inertielle peut être obtenue selon une autre méthode. Une bille de quelques mm de diamètre, remplie de deutérium-tritium est irradiée par plusieurs rayons laser d’une intensité extrême. L’implosion comprime la bille à tel point que la température et la densité augmentent provoquant ainsi une réaction de fusion. Le plus grand défi de la fusion inertielle est d’obtenir une irradiation intense et homogène des billes et ce, à haute cadence: dans un réacteur basé sur ce principe, 10 à 20 billes doivent être brulées par seconde. Une coupe du tore de JET, montrant le plasma à droite Les travaux de recherche en matière de fusion ont fait des progrès énormes au cours des dernières décennies et ce, dans le monde entier. On a beaucoup travaillé sur les tokamaks au début des annés 70, ce qui a permis de concevoir les premières expériences avec le D-T. En 1991, les réactions de fusion contrôlée D-T ont été réalisées pour la première fois sur terre, produisant une puissance de fusion de 1,7 MW. Cette étape d’importance fut réalisée dans un tokamak construit et exploité par des physiciens et ingénieurs originaires de différents pays d’Europe, le Joint European Torus (JET) situé près d’Oxford, Royaume Uni. En 1994, le tokamak TFTR aux États-Unis a permis de produire jusqu’à 10 MW de puissance de fusion. En 1997, le succès de JET s’est affirmé lorsqu’on a dépassé la barre des 10 MW pendant quelques secondes avec un maximum de 16 MW. 10 JET (1997) 5 Q≈0.2 0 0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 JT-60U Time (s) Record mondial d’énergie de fusion à JET d n a o i n s s u f l e e m d s o e n r t de n e C Ces résultats, ainsi que ceux obtenus par plusieurs tokamaks dans le monde entier, ont contribué au développement d’une grande connaissance scientifique et technique, ce qui permet d’envisager le “next step”, Ce projet de tokamak appelé ITER vise à produire une puissance de fusion de plusieurs centaines de MW et une énergie dix fois supérieure à celle injectée dans le plasma. ITER produira un plasma chaud – dans lequel les réactions de fusion elles-mêmes maintiendront la température du plasma – dans des conditions similaires à celles nécessaires dans des réacteurs électrogènes, tout en intégrant les technologies fondamentales requises pour faire de la fusion une source exploitable d’énergie. Une option énergétique durable La fusion est l’une des rares sources d’énergie durable que l’humanité puisse envisager à long terme. Tout en offrant l’avantage de fonctionner en toute sécurité et avec un impact minimum sur l’environnement, elle ne comporte aucune contrainte de disponibilité ni de repartition géographique de combustible. Une fois maîtrisée, elle sera en mesure de jouer un rôle important dans la production d’énergie de base, au côté d’autres filières énergétiques répondant également à ces critères. Le combustible pour la fusion – pratiquement inépuisable Une source d’énergie sans CO2 Il est urgent de réduire les effets de serre afin d’éviter que l’environnement ne souffre gravement du réchauffement du globe, d’une modification du schéma des précipitations et de la montée du niveau de la mer. La réduction de ces émissions pose un problème qui doit être résolu rapidement et il est important de prendre des mesures radicales à court et à long terme afin d‘éviter de graves atteintes à l’environnement. Les réductions stipulées par le Protocole de Kyoto ne constituent qu’un premier pas. Il s’agit d’éviter les changements climatiques, en particulier grâce au développement et à la mise en oeuvre de technologies énergétiques visant à minimiser les émissions de gaz de serre. Un réacteur de fusion n’émet pas de gaz de serre : la fusion est une des rares sources d’énergie permanentes sur une grande échelle qui pourrait jouer un rôle dans la filière énergétique du futur. Du succès du programme de recherche sur la fusion dépend le rôle que pourra jouer la fusion dans la seconde moitié de ce siècle. D47 Pôle Sud 320 1980 Le deutérium et le tritium, les combustibles de la fusion, sont les isotopes de l’hydrogène les plus lourds et les moins communs. On trouve environ 33 g de deutérium par m3 d’eau ce qui signifie qu’il est répandu de manière équitable à la surface du globe et que son exploitation n’est pas coûteuse. Le tritium dont la durée de demi-vie est d’environ 12,3 ans est extrêmement rare dans la nature car il ne peut être produit que par l’action des rayons cosmiques. On peut cependant le produire artificiellement dans une centrale de fusion à partir de lithium, 1990 Pétrole Énergie hydraulique Gaz La quantité de combustible nécessaire dans un réacteur de fusion est très limitée. 100 kg de deutérium (ce qui correspond à 2800 m3 d’eau de mer) et 150 kg de tritium (équivalant à 10 tonnes de minerai de lithium) suffisent pour alimenter une centrale électrique de 1000 MW pendant un an. À titre de comparaison, 2,7 millions de tonnes de charbon seraient nécessaires pour alimenter une centrale de charbon de la même taille, pendant le même lapse de temps. 300 2000 Énergie nucléaire 280 Combustibles renouvelables et déchets Évolution de la production mondiale de combustible couvrant les besoins primaires d’énergie de 1971 à 2003 (Btoe). Source: IEA Bien que le plasma chaud occupe un volume important dans une centrale de fusion – 1000 m3 ou plus – la quantité totale de deutérium et de tritium contenue dans le plasma est minime: le combustible dans l’enceinte est à peu près aussi lourd que 10 timbres. La quantité minime de combustible réactif présent dans le plasma joue un rôle primordial quant à la sécurité d’un réacteur de fusion. Seule la petite quantité de combustible nécessaire pour le fonctionnement de quelques secondes est injectée dans la chambre de combustion. Cela signifie que les réactions de fusion peuvent être interrompues en quelques secondes si l’on coupe l’injection de combustible, tout comme dans un brûleur à gaz, ce qui permet un arrêt très rapide du réacteur, en toute sécurité. le lithium étant l’un des métaux légers que l’on rencontre le plus souvent sur l’écorce terrestre. 340 Mauna Loa Une petite quantité de combustible – un arrêt rapide The “Next Step”, la prochaine étape 360 D57 Charbon JET (1991) JG00.57/1c Bobinages dans le champ poloïdal des installations Fusion power (MW) Q≈0.64 380 La difficulté de maintenir des conditions necessaries à l’existence d’un plasma signifie ainsi que la fusion nucléaire est un procédé intrinsèquement sûr: dès que les conditions requises ne sont plus respectées, le processus de fusion produit moins d’énergie, ou même s’arrête. Des aspects de sûreté intrinsèques Dans un réacteur, lorsque le plasma ne brûle pas, l’énergie ne provient que de la désintégration radioactive du matériau activé de la structure entourant le plasma. Des études de sécurité ont démontré que cette source d’énergie est suffisamment faible pour qu’aucune élévation critique de température de la structure ne soit possible même lors d’une défaillance complète et prolongée du système de refroidissement. 260 800 1000 1200 1400 1600 1800 2000 Concentration de CO2 (ppm) JET (1997) Aimant supraconducteur D+T Plasma D Combustible Deutérium Couverture (contenant le lithium) Tritium Protection neutronique Échangeur calorifique Tritium et Hélium T+4He Enceinte à vide 4He Hélium Année Évolution de la concentration de CO2 dans l’atmosphère Le tritium: produit et brûlé sur place Une des caractéristiques uniques de l’énergie de fusion réside dans le fait que le composant combustible radioactif, le tritium, est produit dans la machine elle-même: dans la couverture contenant du lithium et entourant le plasma. Le seul composant de combustible radioactif se trouve donc être produit et brûlé à l’intérieur de la machine, en circuit fermé. Il ne nécessite aucun transport, sauf pour le démarrage et le démantèlement du réacteur. Pas d’émission radioactive dangereuse Les matériaux de base du combustible de fusion – le deutérium et le lithium – ne sont pas radioactifs et peuvent être transportés sans problèmes jusqu’à la centrale. Les “cendres” nées de la combustion lors de la réaction de fusion consistent en une petite quantité de gaz inerte, l’hélium qui n’est pas non plus radioactif. Des études approfondies ayant trait à la sûreté ont démontré qu’un réacteur de fusion ne représentait aucun risque d’émission de radioactivité pouvant porter atteinte à la population ou à l’environnement. La quantité maximale de tritium libérée lors d’un éventuel accident d’origine interne a été évaluée comme étant si minime que personne en dehors du périmètre de la centrale elle-même ne devrait être évacué. Les centrales de fusion seront construites de telle manière que le tritium y sera traité de manière sûre, conformément à des lois strictes et selon des procédures relatives aux concessions de licence. Des matériaux de structure à faible activation La réaction de fusion elle-même ne produit aucun déchet radioactif. Les neutrons produits par les réactions de fusion ont cependant un niveau Courant électrique Générateur de vapeur Turbine et générateur JG9 9.27 8/3c Schéma de principe d’une centrale de fusion élevé d’énergie (14 MeV). Ces neutrons interagissent avec le lithium dans la couverture pour produire le tritium, mais aussi avec les parois de la chambre et des composants internes, ce qui active leurs matériaux. La radioactivité générée par un réacteur de fusion dépendra donc du choix des matériaux utilisés pour la construction de ces composants. Ceci permettra à l’avenir de réduire considérablement la quantité de déchets au cœur des futures centrales électriques de fusion. Une activité importante dans le domaine de la recherche consiste de ce fait à développer des aciers à faible activation ou des alliages de chrome et de vanadium. On étudie également des céramiques et des matériaux composites fibreux dont la faible activation à long terme représente un avantage certain. Les travaux de recherche menés actuellement sur les matériaux a recours à une installation internationale d’irradiation des matériaux utilisés dans la fusion, International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). Le but de cette source de neutrons à haute intensité est de tester et vérifier les qualités des matériaux pour les futurs réacteurs de fusion, en particulier les matériaux à faible activation. Les résultats de recherches consacrés jusqu’à présent à l’étude des matériaux démontrent que la radioactivité produite pendant le fonctionnement des réacteurs de fusion devrait décroître rapidement et atteindre des niveaux permettant leur recyclage après environ une centaine d’années. ITER, “la voie” vers l’avenir Modèle du Site ITER Une coopération mondiale ITER – le mot latin pour “la voie” – sera le prochain grand tokamak expérimental. Son objectif est de “démontrer la faisabilité scientifique et technologique de l’énergie de fusion à des fins pacifiques”. ITER a été conçu dans le cadre d’une coopération internationale; les partenaires du projet ITER sont l’Union Européenne (y compris la Suisse), la République Populaire de Chine, le Japon, l’Inde, la Fédération Russe, la République de Corée et les États Unis. Prototype de bobine de champ toroïdal dans l’installation TOSKA (Karlsruhe, Allemagne) ITER doit obtenir et étudier des plasmas chauds dans des conditions très similaires à celles prévues dans un réacteur de fusion électrogène. Il devrait produire 500 MW d’énergie de fusion avec un facteur d’amplification d’au moins 10, ce qui signifie que la production d’énergie lors de la réaction de fusion sera dix fois supérieure à celle qu’on y aura introduite pour maintenir le plasma chaud. Il permettra également de démontrer le fonctionnement en régime stationnaire, la disponibilité et l’intégration de technologies essentielles pour les réacteurs de fusion, ainsi que de tester des composants pour les futurs réacteurs. Hall d’assemblage & alimentation haute fréquence Bâtiment tokamak Parking Bâtiment tritium, vide, combustible et services L’énergie de fusion Cryogénie, fabrication des bobines poloïdales & alimentation de secours Réservoirs de stockage cryogénie Alimentation continue Alimentation pulsée Laboratoire, bureaux Salle de contrôle Bâtiments réservés aux alimentations électriques de puissance des aimants Administration Bâtiment réservé au système d’initiation du plasma par résistance de décharge Tour de refroidissement Eau de refroidissement Station de Stockage pompage de gaz Entrée du personnel Zone réservée aux alimentations électriques des injecteurs de neutres Hall réservé aux systèmes Cellule chaude diagnostiques pour physique des plasmas, Bâtiment condensateur et résis0 50 100 déchets tance de décharge de l’aimant toroïdal Échelle en mètres Des technologies essentielles pour ITER démontrées dans sept grands projets ITER utilisera des technologies essentielles pour les réacteurs, avec la construction et l’utilisation de composants de taille et de performance similaires: aimants supraconducteurs, composants à haut flux thermique, systèmes d’entretien télémanipulés et installations de traitement du tritium. De nombreux problèmes technologiques ont déjà été étudiés avec succès durant les dix dernières années, en particulier dans le cadre de sept grands projets R&D, qui ont fourni des solides références techniques pour la construction d’ITER. D+T D Prototype de divertor d’intégration Le coût d’ITER, son planning et le site Plate-forme de test du divertor (Brasimone, Italie) www.efda.org EFDA Boltzmannstr. 2 D-85748 Garching / Munich - Germany Phone: +49-89-3299-4263 Fax: +49-89-3299-4197 E-mail: [email protected] editors: Federico Casci, Doris Lanzinger Graphic design: Karen Jens Layout: Stefan Kolmsperger Revised version: 2011 La fusion, processus durant lequel des noyaux d’atomes légers fusionnent pour en former de plus lourds, est la source d’énergie des étoiles, comme notre soleil. Des réactions de fusion sont à l’origine de l’énergie produite dans le soleil en convertissant l’hydrogène en hélium. Lors de cette réaction, environ 0,5 % de la masse d’hydrogène est convertie en énergie, selon l’équation bien connue d’Einstein E = mc2, liant la masse à l’énergie. Cette énergie se libère sous la forme d’une radiation électromagnétique, la lumière, dont la majeure partie se perd dans l’immensité de l’espace. Moins d’un milliardième atteint la surface de la terre, ce qui représente cependant une importante source d’énergie qui alimente depuis des milliards d’années le cycle de l’eau, le vent et la vie. Sur terre, l’énergie de fusion est en mesure de contribuer à fournir l’énergie durable du futur. Des scientifiques et ingénieurs du monde enMaîtriser la fusion sur terre tier effectuent des recherches sur l’énergie de fuLes atomes d’hydrogène dans le soleil et les autres sion afin de mettre au point une centrale alimentée étoiles fusionnent à des températures très élevées par cette source énergie utilisable d’ici 2050. Avec et sous une très grande pression due à la gravité. le lancement du projet international ITER, dont le En principe, la fusion est possible à partir de nombut est de démontrer la faisabilité de l’énergie de breux éléments légers. Parmi toutes les réactions fusion, la communauté de la fusion a entamé une possibles, la fusion du deutérium et du tritium – phase décisive dans ce sens. deux isotopes d’hydrogène – est la plus simple à réaliser et a été choisie pour les futures centrales de fusion. Ce processus convertit le deutérium et le tritium en hélium, un neutron et une grande quantité d’énergie. L’investissement direct pour la construction d’ITER est estimé à environ 4,6 milliards d’euros (valeur de l’euro en 2000), à partager entre les partenaires internationaux, principalement grâce à des contributions en espèces, par exemple sous forme de pièces mécaniques. Dix ans seront nécessaires pour construire ITER, sa phase opérationnelle étant estimée à une vingtaine d’années. ITER sera construit en Europe, près de Cadarache dans le Midi de la France. © F. Romanelli (EFDA Leader) 2011 This brochure or parts of it may not be reproduced without permission. Text, pictures and layout, courtesy of the EFDA Parties; picture page 1: courtesy of Kurchatow Institut; page 2: General Atomics; page 3: JAERI; page 4: IEA and IPCC 2001(WGI,SPm). The EFDA Parties are the European Commission and the Associates of the European Fusion Programme which is co-ordinated and managed by the European Commission. Neither the Commission or the Associates nor anyone acting on their behalf is responsible for any damage resulting from the use of information contained in this publication. A special thanks to those who voluntarily provided the translation of this brochure into other languages. 4He + n + Énergie He Vers une centrale électrique Parallèlement à ITER, un programme de R&D en physique et en technologie est mis en oeuvre afin de préparer la prochaine étape, DEMO. DEMO devrait être opérationnel 30 à 35 ans après la construction d’ITER et démontrer la production d’électricité et l’autosuffisance en combustible de tritium, marquant ainsi l’entrée de la fusion dans l’ère industrielle et ouvrir la voie vers les premières centrales alimentées par l’énergie de fusion. Énergie T n La réaction de fusion Cent millions de degrés On assiste à une répulsion électrostatique des noyaux atomiques car ils ont tous deux une charge positive. Afin que les noyaux se rapprochent de manière suffisante pour fusionner, ils doivent entrer en collision à une très grande vitesse, ce qui signifie que la température du gaz doit être très élevée. Pour la fusion deutérium-tritium, la température requise est de l’ordre de 100 à 150 millions de degrés centigrades. À de telles températures les atomes du combustible sous forme gazeuse perdent leurs électrons et forme un gaz de particules, appelé “plasma”. Le plasma ne doit en aucun cas entrer en contact avec les parois du récipient où a lieu la réaction, car une partie de la surface de la paroi s’évaporerait, le plasma serait immédiatement refroidi, détruisant ainsi les conditions requises pour les réactions de fusion. Les parois risqueraient en outre d’être érodées et le plasma pollué.