Fusion nucléaire - Etat et perspectives

Rendre utilisable sur terre la source d'énergie qui alimente le soleil et les étoiles: tel est l'objectif de la recherche sur la fusion: une centrale à fusion devra permettre de produire de l'énergie à partir de la fusion de noyaux atomiques. Dans les conditions présentes sur terre, ceci s'obtient le plus facilement avec le deutérium et le tritium, deux sortes d'hydrogène. En fondant l'un avec l'autre, ils se transforment en hélium et libèrent des neutrons et de grandes quantités d'énergie: 1 g de combustible pourrait libérer dans une centrale 90'000 kWh d'énergie, soit la chaleur de combustion de 11 tonnes de charbon. Les matières de base nécessaires pour le processus de fusion, à savoir du deutérium et du lithium (du tritium étant produit dans la centrale à partir de ce dernier), sont disponibles partout dans le monde en quantités presque inépuisables: 2 litres d'eau et 250 grammes de roches contiennent les matières premières suffisantes pour la consommation annuelle d'électricité de toute une famille.
Comme tel est le cas d'un feu de charbon, le feu de fusion ne se déclenche pas tout seul, mais seulement si les conditions adéquates d'allumage sont remplies. Pour le combustible - un gaz ionisé extrêmement léger, un "plasma" - ceci signifie une température d'allumage de 100 millions de degrés centigrades. Du fait de cette température élevée, le plasma ne peut pas être confiné directement dans des cuves matérielles. Le gaz chaud se refroidirait immédiatement lors de tout contact avec la paroi. On a recours au lieu de cela à des champs magnétiques qui confinent le combustible de manière isolée et le tiennent éloigné de la paroi de la cuve.
Le fait que ceci fonctionne en principe a été démontré pour la première fois à l'installation communautaire européenne Jet (Joint European Torus) de Culham (Grande-Bretagne), la plus grande expérience mondiale de fusion. C'est avec le Jet qu'on est parvenu en 1997 à produire pendant un bref laps de temps une puissance de fusion de 16 MW. Plus de la moitié de la puissance utilisée pour le chauffage du plasma a pu être ici récupérée par la fusion. Avec son volume de 80 m³, le plasma du Jet est toutefois trop faible pour un gain net en énergie; la prochaine étape - la production d'un plasma livrant de l'énergie - sera franchie dans le réacteur expérimental international Iter ("le chemin" en latin). Dans ses quelque 830 m³ de plasma, Iter devrait permettre d'atteindre une puissance de fusion de 500 MW, dix fois plus que ce qui est consommé pour le chauffage du plasma.
Iter est préparé depuis 1988 dans le cadre d'une coopération internationale de chercheurs européens, japonais, russes et américains. Les plans de la construction ont été achevés en juillet 2001; des composants essentiels ont été construits et testés comme prototypes. La Chine et la Corée du Sud ont entre temps adhéré au projet, et après s'en être retirés provisoirement en 1997, les Etats-Unis l'ont à nouveau rejoint au printemps 2003. Quatre pays, à savoir le Canada, la France, l'Espagne et le Japon, proposent un site pour Iter; les négociations actuelles des partenaires internationaux portent sur les conditions juridiques et organisationnelles générales du projet.

Types d'installations

Les tokamaks

Jet et Iter sont des installations de fusion du type "Tokamak", la conception la plus répandue aujourd'hui dans le monde. Dans les tokamaks, la cage du champ magnétique est constituée d'une part de bobines magnétiques externes qui entourent une enceinte de plasma de forme annulaire. L'autre partie est produite par un courant électrique qui s'écoule dans le plasma où un transformateur l'induit par impulsions.
La recherche menée dans le cadre du programme européen sur la fusion, programme auquel les laboratoires nationaux au sein de l'Union européenne et de la Suisse ont adhéré, se déroule dans plusieurs tokamaks aux spécificités différentes. Alors que la grande machine Jet permet d'étudier le comportement du plasma proche de l'ignition, des chercheurs travaillent sur des questions plus spécifiques dans des installations nationales plus petites telles que l'Asdex Upgrade de l'Institut Max-Planck de la physique des plasmas (IPP) de Garching, leTextorau Centre de recherches de Juliers, le Tore Supra en France, qui fonctionne avec des aimants supraconducteurs, et le FTU italien de Frascati.
Avec le tokamak Asdex Upgrade, la plus grande machine de fusion allemande, les chercheurs étudient l'un des problèmes principaux de la recherche sur la fusion, à savoir l'interaction entre le plasma chaud et les parois. Lorsqu'une centrale à fusion sera disponible, il faudra d'une part que le combustible n'endommage pas la chambre du plasma, et d'autre part que le plasma ne soit pas pollué ou dilué par des matières se détachant de la paroi. Pour pouvoir analyser ce problème dans des conditions similaires à celles qui prévaudraient dans une future centrale, on a adapté des caractéristiques importantes du plasma dans l'installation Asdex Upgrade, notamment sa pression, sa densité et la sollicitation des parois. Une puissance de chauffage suffisamment élevée de 27 MW veille surtout à ce que les flux d'énergie qui traversent la couche de bord du plasma sur les parois se rapprochent le plus possible de ceux de la future centrale. La "similitude" de la couche de bord avec celle de la centrale est déterminée par le rapport entre la puissance de chauffage et le rayon de l'anneau de plasma. Dans Asdex Upgrade, cette valeur est deux fois plus élevée que dans le Jet, et elle n'est plus inférieure que d'un facteur 2 à la valeur du réacteur d'essai Iter. De nombreux résultats de la recherche conduite à l'IPP ont été pris en considération dans la conception d'Iter, en particulier les résultats des recherches sur les divertors effectuées dans Asdex Upgrade.
C'est à ce "divertor" que l'installation Asdex Upgrade doit son nom ("Axially Symmetrie Divertor EXperiment"). Pour empêcher que le plasma n'entre en contact avec les parois et ne détache des impuretés, les aimants des divertors dévient la couche de bord externe du plasma sur des plaques aménagées sur les parties inférieure et supérieure de l'enceinte du plasma. Les particules de plasma et les impuretés, ainsi que l'hélium, "cendre de fusion" dans un plasma en fusion, se refroidissent, tombent sur ces plaques, sont neutralisés et pompés. La paroi de la cuve est ainsi protégée et on atteint également un état du plasma avec une bonne isolation thermique sur le bord du plasma, état appelé "High Confinement Regime" (Régime H).
L'optimisation de l'isolation thermique est un objectif important de la recherche sur la fusion: plus l'isolation thermique du plasma sera performante, plus il sera possible de construire une centrale à fusion de dimension plus petite, donc pour un meilleur coût. En dehors du volume du plasma, cette optimisation dépend de façon complexe de l'interaction entre les particules de plasma et le champ magnétique de confinement. En 1998, on est parvenu avec Asdex Upgrade à combiner le "Régime H" - dont de bonnes valeurs avaient été atteintes par une "barrière de transport" sur le bord du plasma - avec un meilleur confinement dans le centre du plasma: l'isolation thermique a été augmentée à nouveau de 30%.
D'autres améliorations pourraient s'obtenir par une combinaison des barrières de transport internes et proches du bord. Pour mettre en place une barrière interne, on optimise le profil de courbe du courant électrique qui passe dans le plasma, courant qui assure une partie de la cage magnétique. Alors qu'en règle générale, l'intensité du courant atteint son maximum dans le centre chaud du plasma, un profil de courant plus plat est alors imposé. Avec le chauffage du plasma, le chemin correct dans le plasma est préparé pour le courant électrique.
Un autre point fort des travaux réalisés sur Asdex Upgrade porte sur l'amélioration de la conception des tokamaks: pour une future centrale tokamak, il est important que les installations passent d'une exploitation par impulsions à une exploitation continue. Il fa ut pour cela que le flux de plasma soit amené de l'extérieur, et non plus par un transformateur ne fonctionnant que par impulsions: c'est ainsi que dans les décharges avec régime H amélioré, le courant n'a plus été produit qu'à raison de 50% par transformateur; 15% ont résulté du chauffage du plasma, et 35% ont été assurés par le courant de bootstrap lié à la pression du plasma. Les deux derniers éléments cités devraient permettre au tokamak de pouvoir être exploité en continu lors des expériences futures. Avec Asdex Upgrade, les chercheurs examinent dans quelle mesure ceci est compatible avec les autres exigences: stabilité, contrôle des impuretés et évacuation de l'énergie. L'installation fonctionne ici dans une gamme de décharge qui est aussi prévue, de manière échelonnée, pour Iter. Parmi les installations avec divertors, les décharges quasi stationnaires importantes pour Iter ne peuvent en particulier être étudiées dans le monde qu'avec Asdex Upgrade et Jet.

Les stellarators
Contrairement aux tokamaks, les stellarators peuvent fonctionner en exploitation continue sans mesures supplémentaires: ils fonctionnent sans courant circulant dans un plasma et dans un champ produit exclusivement par des bobines extérieures. Ils exigent toutefois des bobines magnétiques d'une forme nettement plus complexe que tel n'est le cas des tokamaks. En Europe, l'Espagne exploite le stellarator TJ-II de Madrid, et le stellarator Wendelstein 7-X est en cours de construction à l'Institut Max-Planck de la physique des plasmas.
Wendelstein 7-X doit démontrer l'aptitude de ce concept à être utilisé dans une centrale. Après son achèvement, l'installation sera la plus grande expérience mondiale de fusion du type stellarator; avec son volume de plasma de 30 m3, l'installation est toutefois toujours nettement plus petite qu'lter. La planification de Wendelstein 7-X a pris dix ans de préparation, période au cours de laquelle le concept théorique du stellarator a continué d'être développé et a été étayé expérimentalement par Wendelstein 7-AS, prédécesseur de Wendelstein 7-X exploité jusqu'en 2002 à Garching. Le champ magnétique amélioré de Wendelstein 7-X devrait permettre de surmonter les difficultés de concepts antérieurs, et la qualité de l'équilibre et du confinement du plasma devrait être équivalente à celle d'un tokamak.
Lors de l'élaboration de stellarators de nouveaux types, les chercheurs de l'IPP ont emprunté des voies complètement nouvelles: étant donné que les caractéristiques principales d'une installation de fusion sont déterminées par la structure du champ magnétique, on a systématiquement recherché ici la solution optimale. Des travaux considérables de recherche et de calculs ont permis de sélectionner les meilleurs champs parmi la vaste gamme de configurations possibles de stellarators, c'est-à-dire ceux qui sont les plus stables et qui isolent le mieux de la chaleur. On a calculé ensuite une forme appropriée de bobines magnétiques pour ces champs.
Lors de ses 60'000 décharges environ, Wendelstein 7-AS a battu tous les records des stellarators de sa dimension et a confirmé les avantages de ce type de machine: l'exploitation sans courant net circulant dans le plasma a été démontrée et les principes de base d'optimisation ont fait la preuve de leur efficacité.
Wendelstein 7-X, successeur de Wendelstein 7-AS, devra maintenant permettre, par des décharges qui dureront jusqu'à 30 minutes, de parvenir à atteindre la caractéristique principale du stellarator, à savoir l'exploitation continue. Du fait des longues durées d'impulsions, on n'utilisera plus de cuivre pour les conducteurs des bobines, comme dans l'installation précédente, mais des conducteurs sans pertes, c'est-à-dire des supraconducteurs en niobium-titane. Le système de bobines comportera 50 bobines individuelles non-plates; 20 bobines plates supplémentaires seront utilisées pour varier le champ magnétique. Le champ magnétique produit confinera un plasma de 100 millions de degrés centigrades, plasma qui permettra de tirer des conclusions certaines sur l'aptitude des stellarators quant à la construction d'une centrale. L'objectif visé n'est pas toutefois de produire un plasma fournissant déjà de l'énergie. Etant donné que les propriétés d'un plasma en fusion de tokamak peuvent s'appliquer en grande partie aux stellarators, il incombera au tokamak Iter de produire un plasma présentant un bilan énergétique positif.
Les bobines magnétiques de Wendelstein 7-X seront refroidies avec de l'hélium liquide à une température de supraconduction d'environ 4 K proche du point zéro absolu. De plus, les bobines seront placées dans un cryostat où le vide les isolera thermiquement de l'environnement. La cuve du plasma située à l'intérieur des bobines sera adaptée dans sa forme à l'écoulement en hélice du plasma. Le plasma pourra être observé et échauffé par quelque 300 ouvertures, ouvertures isolées qui seront aménagées à travers la zone froide des bobines.
Le chauffage du plasma en exploitation continue sera assuré essentiellement par micro-ondes -fréquence de 140 GHz, puissance de 10 MW. Ces ondes seront produites dans dixt ubes émetteurs spéciaux (gyrotrons), déviées par des miroirs et injectées dans le plasma. L'ensemble du système de micro-ondes sera livré par le Centre de recherche de Karlsruhe qui sera soutenu par d'autres instituts de recherche et entreprises industrielles européennes.
Si Wendelstein 7-X est mise en service comme prévu en 2010-une date qui dépend fortement de la livraison, dans les délais, des composants industriels - l'installation devrait être en mesure de faire progresser les stellarators au même niveau d'attraction que les tokamaks, jusqu'à présent favoris.

Centrale à fusion
Avec le tokamak lter, la recherche internationale sur la fusion a l'intention de montrer qu'un feu de fusion produisant de l'énergie est faisable. Des défis persistent sous l'angle technologique, surtout dans le domaine de la recherche sur les matériaux: parallèlement à Iter, il faut faire avancer le développement de matériaux de construction résistants aux neutrons et présentant un faible potentiel d'activation, ainsi que des matériaux résistants à la chaleur et à l'érosion pour la cuve du plasma. Après Iter, il faudra que suive une installation de démonstration remplissant toutes les fonctions d'une centrale. Si Wendelstein 7-X permet de confirmer expérimentalement les bonnes propriétés qui ont été calculées, cette centrale de démonstration pourrait bien être aussi un stellarator: compte tenu de la vingtaine d'années que nécessiteront la planification, la construction et l'exploitation d'Iter et de son successeur, une centrale à fusion pourrait donc livrer de l'énergie économiquement utile dans une cinquantaine d'années.
La future centrale à fusion promet de présenter des propriétés environnementales et de sûreté favorables qui seront étudiées de manière détaillée dans le cadre du programme de fusion européen. Des considérations relatives à la sûreté sont nécessaires du fait du tritium radioactif et des neutrons de fusion de haute énergie qui activent les parois de la cuve du plasma. Une centrale à fusion dispose d'une propriété importante donnée par les lois de la nature: l'installation peut être construite dételle manière qu'elle ne contienne aucune source d'énergie qui, si elle échappait à tout contrôle, soit susceptible d'endommager de l'intérieur une enceinte de confinement. Il reste comme déchets radioactifs les parois de la cuve du plasma, qui doivent être entreposées à la fin de l'exploitation. Les déchets issus de la fusion ne constitueront qu'une charge non significative pour les générations futures: la radiotoxicité des déchets diminue en effet de plusieurs ordres de grandeur en l'espace de quelques décennies. Après une période de désactivation de 100 à 500 ans, leur teneur radiotoxique est déjà comparable au potentiel de danger de toutes les cendres provenant d'une centrale à charbon (pour la même production d'énergie), cendres qui contiennent toujours des substances radioactives naturelles. Des émissions nocives pour le climat n'interviendront pas; pour des raisons de principe relevant de la physique, un accident avec des conséquences catastrophiques est impossible dans une centrale à fusion.
Ces propriétés et ses réserves presque inépuisables de combustible font que la fusion serait un candidat approprié, avec les énergies renouvelables, pour remplacer les combustibles fossiles: avec une puissance électrique d'environ 1000 MW, des centrales à fusion permettraient surtout de couvrir la charge de base et pourraient servir ainsi de tampons pour les centrales éoliennes et solaires, qui dépendent des conditions atmosphériques. Les centrales à fusion pourraient aussi être utilisées pour la production d'hydrogène.