Tokamak - Définition

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

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.
• 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.