L' Énergie des étoiles

La fusion nucléaire contrôlée

Paul-Henri Rebut

• Éditeur: Odile Jacob
• Année: 1999
• Imprimer l'ISBN: 9782738107527
• ISBN de l'eBook: 9782738142153
• Sujet: Sciences physiques
• Sujet: Énergie

La fusion nucléaire, c'est le Diable et le Bon Dieu ! Le Bon Dieu dans les étoiles où elle fait naître tous les atomes, jusqu'à ceux de la vie. Mais le Diable sur Terre où elle fut utilisée à fabriquer des bombes qui pourraient tout anéantir, à commencer par la vie. Mais alors que le diable de la destruction thermonucléaire semble rentrer dans sa boîte, la fusion nucléaire contrôlée dans des réacteurs civils ouvre des perspectives de développement économique durable à très long terme. N'est-ce pas la seule forme d'énergie inépuisable et non polluante qui ne connaisse d'autre limite que notre savoir-faire ? Paul-Henri Rebut, qui a conçu et dirigé les projets les plus avancés dans ce domaine, nous décrit ici ce grand espoir du XXIe siècle. Paul-Henri Rebut, polytechnicien, a dirigé la machine européenne de fusion nucléaire JET puis le projet mondial ITER. Membre de l'Académie des sciences, il est conseiller du Haut-Commissaire à l'Énergie atomique.

CHAPITRE VI

Les tokamaks expérimentaux

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Historique

Début des recherches sur la fusion

Dans cette partie, il ne sera pas question de rapporter l’ensemble des recherches sur la fusion, mais de présenter celles qui ont conduit aux Tokamaks et aux Stellerators, ainsi que les concepts qui gouvernent ces machines.

Les recherches sur la fusion contrôlée ont commencé immédiatement après la découverte de la bombe H, en premier lieu dans les pays qui la possédaient, les États-Unis (projet Sherwood) et l’Union Soviétique. Très tôt, l’Angleterre lança ses propres équipes sur la question. L’objectif était d’utiliser l’énergie développée par la fusion des isotopes de l’hydrogène – deutérium et tritium – à des fins pacifiques pour disposer d’une nouvelle source d’énergie. Ces projets étaient alors secrets.

Dès le début, on a suivi les deux grandes voies qui existent encore à l’heure actuelle : d’une part, utiliser un plasma peu dense, dans lequel la réaction est lente, confinée par des champs magnétiques ; d’autre part, miniaturiser ce qui se passe dans la bombe H pour obtenir une succession de micro-explosions à très haute densité, cette densité étant réalisée par compression avec un faisceau laser.

Dans chacune de ces voies, diverses conceptions étaient à l’étude. Dans le domaine du confinement magnétique, on travaillait sur des machines ouvertes à miroirs et sur des machines toroïdales fermées. Parmi ces dernières, on avait déjà compris la nécessité d’un champ toroïdal pour stabiliser une décharge torique du type « striction1 ». Les premiers Stellerators étaient également en opération aux États-Unis : pour compenser la dérive verticale liée à la courbure, on avait conçu des machines fermées en forme de 8 dans lesquelles les lignes de champ avaient successivement une courbure dans un sens puis dans l’autre. Les machines à miroirs étaient, quant à elles, surtout développées par les physiciens en provenance des accélérateurs de particules et utilisaient des faisceaux de particules pour former le plasma.

En 1956, quelques physiciens russes exposèrent pour la première fois en public les recherches qu’ils faisaient dans ce domaine. Les Anglais répondirent en découvrant les caractéristiques de leur dernier appareil Zêta, la plus grande machine torique de l’époque. Quelque temps après, l’équipe anglaise annonçait l’observation de neutrons dans des décharges de deutérium, ce qui aurait pu signifier qu’ils avaient obtenu un plasma thermonucléaire. Cette annonce fit grand bruit dans les milieux scientifiques mais il fallut bientôt se rendre à l’évidence : ces neutrons provenaient en fait de particules accélérées par des instabilités et l’on était très loin d’un plasma aux caractéristiques requises pour entretenir la fusion. À cette époque, il fut décidé de mettre dans le domaine public l’ensemble des résultats obtenus pour la fusion à confinement magnétique et de tenir la première conférence internationale sur le sujet à Genève en 1958. Lors de cette conférence, beaucoup de résultats furent publiés, surtout dans le domaine théorique mais peut-être sans en comprendre tout l’impact. La France avait déjà créé une petite équipe de recherche qui travaillait dans le domaine de la fusion magnétique, principalement sur des machines fermées toriques et sur des machines à miroirs. Les résultats expérimentaux s’avérèrent vite décevants. Dans les machines toriques du type striction stabilisée, où le champ magnétique le plus élevé était le champ poloïdal produit par le courant qui circulait dans le plasma, on ne dépassait guère la centaine d’eV. Il fallait gagner plus d’un facteur cent sur la température ! De même, les temps de confinement de l’énergie s’exprimaient en dizaines de micro-secondes. Il fallait gagner là aussi un facteur de plusieurs centaines de mille et, pour comble, les décharges étaient principalement constituées d’impuretés. En fait, ces décharges étaient le siège de violentes instabilités car leur facteur de sécurité q était beaucoup plus petit que 1. De même, les machines à miroirs étaient, elles aussi, sujettes aux instabilités, fuyaient et ne parvenaient pas à accumuler les ions injectés. Les Stellerators, quant à eux, perdaient leurs particules de manière inexpliquée et ce phénomène nouveau avait même été baptisé « pump out » dans l’espoir qu’en lui donnant un nom on le maîtriserait.

C’est également à cette époque que l’on chercha à mieux comprendre le principe de minimisation de l’énergie du plasma développée à partir de la magnétohydrodynamique, MHD en abrégé, par une méthode de perturbation. Il apparut, notamment, qu’il existait des configurations cylindriques stables appelées « striction inverse ». Ces configurations ont des lignes de champ hélicoïdales mais conservent la symétrie de révolution. Le champ magnétique est formé de deux composants : celui d’un conducteur central parcouru par un courant dont une partie retourne au travers du plasma en forme de cylindre creux et un autre longitudinal parallèle à ce conducteur central. En utilisant de manière classique le principe d’énergie, ce qui ne permet pas de considérer des perturbations qui englobent les couches résonnantes, cette configuration garantit la stabilité magnétohydrodynamique du plasma. Or les expériences, tant à Fontenay-aux-Roses qu’aux États-Unis, montraient qu’elles étaient instables ; peut-être moins que les autres systèmes, mais que néanmoins les instabilités magnétiques existaient à plusieurs échelles. Un travail théorique à Fontenay-aux-Roses avait montré que, pour certains types de mode de déchirement, on pouvait traverser les singularités sans problèmes majeurs, à condition de permettre des changements topologiques et la création d’îlots. Plus tard, l’équipe américaine dirigée par M. Rosenbluth étendit ce travail à un nombre de cas beaucoup plus important en introduisant dans les équations la résistivité qui permettait un découplage du plasma et des lignes de champ. Durant cette même période, des principes d’énergie MHD furent développés pour des machines de révolution et même pour des machines quelconques, mais ces développements supposaient l’existence de surfaces magnétiques non brisées emboîtées les unes dans les autres et la conservation de cette topologie lors de l’étude des perturbations. Ces développements, qui eurent lieu en Russie et en France, conduisirent à une meilleure compréhension des Tokamaks qui demandaient un facteur de sécurité q > 1 pour stabiliser au voisinage de l’axe magnétique les modes d’échange purs. De nombreuses idées se développèrent alors incluant des machines fermées hybrides, situées entre Tokamaks et Stellerators. Durant cette même période, les Russes construisirent une série de petits Tokamaks, les premiers de cette famille, dont la machine T3. Les résultats obtenus sur cette dernière allaient ouvrir dans le monde l’ère des Tokamaks.

Néanmoins à cette époque fleurissaient les machines ouvertes à miroirs sur lesquelles la grande majorité des études expérimentales étaient faites. Ces machines statiques ou pulsées étaient souvent associées à des injecteurs de faisceaux d’ions ou de neutres qui pouvaient être dissociés soit directement par la présence du champ magnétique soit par des plasmas à faible température préexistante.

Durant les années 1967 et surtout 1968 vinrent de Russie des nouvelles étonnantes pour l’époque : les Russes auraient obtenu, sur la machine T3, un Tokamak, des températures voisines du KeV et des temps de vie de plusieurs milli-secondes. Un mélange d’espoir et d’incrédulité se développa alors dans les laboratoires de recherche occidentaux. Pour mettre fin au dilemme, une équipe anglaise proposa aux Russes de mettre en œuvre sur T3 une nouvelle méthode pour mesurer la température électronique par l’effet Doppler de la lumière diffusée par les électrons du plasma éclairé par un faisceau laser. Leurs mesures confirmèrent en 1969 l’annonce faite par les physiciens russes, et une grande partie de la communauté de la fusion se lança sur ce genre de machine relativement économique compte tenu des résultats. Des Tokamaks virent ainsi le jour aux États-Unis, en France, en Allemagne, au Japon. La plupart étaient de nouvelles machines mais certains avaient été conçus en modifiant des machines du type Stellerator. Cette avancée des machines fermées sonna le début du glas pour les machines ouvertes. En 1970 fut mis en construction à Fontenay-aux-Roses le Tokamak TFR qui, outre sa puissance supérieure, introduisait un certain nombre de nouveautés par rapport à l’appareil soviétique T3. Il possédait une puissance accrue avec un courant plasma de plus de 300 000 A, une chambre à vide mince et résistante sans joint électrique, un chauffage additionnel par faisceaux de neutres ; les machines russes n’avaient bénéficié jusqu’à présent que d’un chauffage ohmique. Ses dimensions étaient un grand rayon de 1 mètre, un petit rayon de 20 centimètres et un champ sur l’axe de 6 T. Pour stabiliser les mouvements du plasma, TFR ne possédait qu’une coque conductrice mince relayée, pour les temps plus longs, par des bobinages d’équilibre produisant un champ vertical contrôlé par contre-réaction. La coque mince fit l’objet d’une forte discussion car une coque épaisse était considérée comme essentielle à la stabilisation du plasma. Un compromis fut décidé permettant le passage de la configuration d’une coque épaisse à celle d’une coque mince. Ce Tokamak fut opérationnel début 1973 et ses premiers résultats surpassèrent très vite ceux obtenus jusqu’alors. Il fut démontré qu’avec une coque mince et un système contrôlé par contre-réaction, la machine marchait tout aussi bien qu’avec une coque épaisse. Par la suite les coques furent abandonnées sur la plupart des Tokamaks à condition d’avoir des systèmes de contrôle suffisamment rapides, la première paroi jouant le rôle de la coque mince.

À cette époque, sur pratiquement tous les Tokamaks, fut mise en évidence l’existence de disruptions apparaissant lorsque le plasma était pollué par les impuretés, ou la densité trop élevée. Ces phénomènes conduisirent à concevoir l’existence d’une densité limite proportionnelle à une densité de courant, ce qui faisait penser à un bilan rayonnement – chauffage. D’une façon analogue, le centre du plasma voyait sa température monter puis relaxer en dents de scie, phénomène lié aux instabilités qui se produisaient lorsque le facteur de sécurité au centre descendait au dessous de 1. Cette valeur était conforme à la théorie mais la brutalité de la relaxation était inexpliquée et la compréhension du phénomène s’avérait difficile.

Un peu plus tard, lorsque les chauffages additionnels furent introduits sur plusieurs Tokamaks, il apparut qu’ils étaient relativement inefficaces et ne produisaient qu’une faible augmentation des températures. Il s’agissait de savoir si l’effet observé était dû à des pertes supplémentaires liées à une mauvaise conception du chauffage lui-même, à l’augmentation des impuretés ou du rayonnement dans le plasma, ou si c’était un phénomène intrinsèque lié au confinement. À Fontenay-aux-Roses, les deux premières solutions étaient privilégiées et l’on se demandait si un halo entourant le faisceau de neutres central ne transportait pas une partie importante de l’énergie et se déposait sur les parois matérielles entraînant un flux d’impuretés au lieu de chauffer le plasma. Une étude statistique entreprise aux États-Unis sur les données brutes de divers appareils montra que la température des Tokamaks variait comme la racine de la puissance du chauffage additionnel et non pas proportionnellement à celle-ci comme on s’y attendait dans la mesure où le temps de confinement restait inchangé. Cette observation indiquait une dégradation du confinement avec la puissance de chauffage lorsque celle-ci devenait supérieure au chauffage ohmique. Ces observations étaient d’autant plus étonnantes que l’on ne tenait pas compte dans cette formulation de la puissance rayonnée. La nature du transport dépendrait-elle de la nature du chauffage, ohmique ou autre, ou serait-elle sensible au profil des sources de chaleur ? On commença à parler de différents modes de confinement, en particulier de celui qu’on obtenait en se limitant au seul chauffage ohmique, et d’un autre en présence de chauffage additionnel.

Après cette première phase, deux autres Tokamaks, PLT à Princeton et Doublet III à San Diego, furent mis en chantier aux États-Unis. Tous les Tokamaks avaient alors une section circulaire à l’exception de Doublet III qui voulait faire dans une même machine deux plasmas de type Tokamak reliés par une surface magnétique dont la section méridienne était celle d’un 8, ce qui nécessitait une chambre à vide très allongée verticalement. Il faut remarquer qu’ultérieurement ces appareils n’arrivèrent jamais à fonctionner dans ce mode, mais qu’ils produisirent les premiers plasmas ayant une séparatrice et possédant un divertor. PLT, Princeton Large Tokamak, était alors le plus gros Tokamak en construction et possédait une forte puissance d’injection de neutres. Quelque temps plus tard, après la décision de construire le JET, furent lancés en Europe plusieurs autres Tokamaks de taille moyenne, tels qu’Asdex à Garching près de Munich, Textor à Jülich, Tore Supra en France et plusieurs autres aux États-Unis. Tous ces Tokamaks étaient encore à section circulaire, mais Asdex possédait une séparatrice et un divertor local, Textor devait se spécialiser dans les problèmes paroi – plasma et Tore Supra possédait des bobines toroïdales supraconductrices. Mais avec le JET apparaissait l’ère des grands Tokamaks qui ouvraient la voie menant au réacteur.

L’ère des grands Tokamaks

Durant les années 1971-1973, l’Europe se posait la question de la suite à donner aux machines européennes de la première génération telles que TFR. La plupart des laboratoires nationaux étaient déjà associés contractuellement depuis plusieurs années à l’Euratom, une des institutions des Communautés européennes. Les programmes de ces laboratoires étaient discutés en commun à ce niveau. Il faut remarquer qu’à cette époque l’Angleterre était étroitement associée au programme fusion bien qu’elle ne fit pas partie de la Communauté européenne. Lors de discussions entre les physiciens européens de la communauté fusion l’idée se développa d’un projet européen commun. Il s’agissait de construire un Tokamak d’une nouvelle génération qui permettrait d’étudier l’effet des premières réactions deutérium-tritium dans une machine conçue pour confiner les particules a. Un groupe de travail fut formé. Il précisa les objectifs et la taille de cette machine qui devait avoir une section circulaire et opérer avec un courant dans le plasma de trois MA. Cette machine devait être pourvue d’un chauffage auxiliaire puissant. L’objectif global fut subdivisé en quatre sous-objectifs consistant à étudier le confinement, le chauffage, les impuretés produites lors de l’interaction plasma – paroi, et enfin, lorsque les conditions requises seraient atteintes, le comportement des particules a – leur confinement et si possible le chauffage qu’elles produiraient. Ce dernier effet imposait d’obtenir une puissance de chauffage par les particules a suffisante par rapport au chauffage additionnel. Il faut cependant remarquer qu’à cette époque la dégradation du confinement avec la puissance de chauffage n’était pas connue, si bien que cet objectif ne paraissait pas devoir soulever de difficultés majeures. Cette machine était de fait intermédiaire entre un Tokamak de laboratoire travaillant surtout sur les propriétés du plasma et un réacteur expérimental.

Mi-1973, il fut décidé de former une équipe chargée de concevoir ce projet, le Joint European Torus, JET. Elle devait remettre un rapport en 1975, avec les plans de la machine, ses possibilités du point de vue de la physique, son plan de financement et de construction, et tous les éléments permettant d’obtenir l’accord de la Commission et du Conseil des ministres pour la construction immédiate du projet. L’équipe chargée du projet s’installa à Culham, en Grande-Bretagne, dans les locaux mis à sa disposition par le laboratoire anglais où s’effectuaient les recherches sur la fusion contrôlée.

Les premières présentations provoquèrent la surprise ; le projet proposé par cette équipe était fort différent de celui que la plupart des laboratoires européens avaient à l’esprit. Tout d’abord la taille semblait insensée. De plus le JET ne possédait pas de coque stabilisatrice, mais des systèmes à contre-réaction ; il avait une section en D, avec une élongation maximale de 1,8, permettant de doubler le courant du plasma initialement prévu pour une section circulaire. La durée du plasma avait été allongée jusqu’à 20 secondes pour un champ toroïdal de 3,4 T. Les puissances de chauffage prévues étaient de plusieurs dizaines de MW et l’énergie des neutres injectés pouvait monter jusqu’à 160 KeV, soit plus d’un facteur 10 sur la puissance et d’un facteur 4 sur l’énergie des neutres par rapport à ce qui se faisait. La machine possédait une unité de séparation isotopique pour le tritium et des moyens lourds de télémaintenance. Elle était construite à l’intérieur d’un bâtiment dont les murs de 3 m d’épaisseur avaient pour rôle d’arrêter l...

Table des matières

• Couverture
• Titre
• Copyright
• Dédicace
• Avant-propos
• Chapitre premier - L’énergie
• Chapitre II - La fusion
• Chapitre III - Le plasma et ses ondes
• Chapitre IV - Les machines fermées et la physique
• Chapitre V - Le Tokamak
• Chapitre VI - Les tokamaks expérimentaux
• Chapitre VII - Projet européen et laboratoires nationaux
• Chapitre VIII - Une machine pour l’ignition : ITER
• Chapitre IX - Les réacteurs
• Chapitre X - Conclusions
• Cahier photos
• Table