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ITER

réacteur thermonucléaire expérimental international

ITER
International Thermonuclear Experimental Reactor
Logo de l'organisation
Carte de l'organisation
Membres d'ITER — L’Union européenne, l'Inde, la Russie, la Chine, la Corée du Sud, le Japon, les États-Unis et la Suisse.
Situation
Création 24 octobre 2007
Siège Drapeau de la France France - centre de Cadarache
Coordonnées 43° 42′ 28″ N, 5° 46′ 39″ E
Dirigeant Bernard Bigot

Site web iter.org

Géolocalisation sur la carte : Bouches-du-Rhône

(Voir situation sur carte : Bouches-du-Rhône)
ITER International Thermonuclear Experimental Reactor

Géolocalisation sur la carte : France

(Voir situation sur carte : France)
ITER International Thermonuclear Experimental Reactor

ITER, sigle pour l'anglais International Thermonuclear Experimental Reactor (litt. « réacteur thermonucléaire expérimental international » [1]), est un projet de réacteur de recherche civil à fusion nucléaire de type tokamak situé à Cadarache (Bouches-du-Rhône). Le projet de recherche s'inscrit dans une démarche à long terme visant à l'industrialisation de la fusion nucléaire. Le projet associe trente-cinq pays : ceux de l'Union européenne ainsi que l'Inde, le Japon, la Chine, la Russie, la Corée du Sud, les États-Unis et la Suisse.

ITER est le plus grand projet scientifique mondial actuel[2]. Il est sujet à de nombreuses controverses, notamment concernant le budget du projet passé de 5 à 19 milliards d'euros[3].

Coupe du tokamak ITER.

L'entrée en activité et émission du premier plasma est prévue pour décembre 2025 et l'émission du premier plasma en deutérium-tritium est prévue pour 2035[4].

Selon les promoteurs du projet, la démarche à long terme visant à l'industrialisation de la fusion nucléaire nécessiterait de construire ensuite un second réacteur de recherche, Demo, plus proche d'un réacteur de production, avant la phase industrielle.

Sommaire

NomModifier

« Iter » signifie « chemin » en latin. Les participants aux études de conception préliminaires (entre 1988 et 1992) ont choisi cet acronyme pour exprimer leur souhait de voir le monde coopérer au développement de la maîtrise d'une nouvelle forme d'énergie[5]. Le projet a en effet été lancé par Ronald Reagan et Mikhaïl Gorbatchev dans le contexte de la perestroïka, sur proposition de l'URSS à la communauté internationale[6].

ObjectifModifier

Le projet vise à vérifier la « faisabilité scientifique et technique de la fusion nucléaire comme nouvelle source d’énergie[7] ».

Le réacteur à fusion thermonucléaire ITER a été conçu pour produire un plasma de fusion équivalent à cinq cents mégawatts de puissance thermique pendant une vingtaine de minutes tandis que cinquante mégawatts de puissance thermique sont injectés dans le tokamak, ce qui multiplie par dix la puissance de chauffage du plasma[8]. Ainsi, la machine vise à démontrer le principe de produire plus de puissance thermique à partir du processus de fusion que celui utilisé pour chauffer le plasma, ce qui n'a pas encore été réalisé dans un réacteur de fusion. L'électricité totale consommée par le réacteur et les installations se situera entre 110 MW et 620 MW de pointe pendant trente secondes pendant le fonctionnement du plasma[9]. Le réacteur est conçu uniquement pour produire un plasma de fusion, et la chaleur émise par la réaction de fusion sera évacuée dans l'atmosphère sans générer d'électricité.

C'est une étape technologique pouvant conduire à un futur réacteur expérimental Demo, d'une puissance prévisionnelle de 2 000 MW, thermique visant à mettre au point une production industrielle d’électricité par fusion nucléaire[10]. La réaction de fusion est destinée à être utilisée comme source de chaleur pour une chaudière produisant de la vapeur d'eau qui elle-même entraîne des alternateurs pour produire de l'électricité, comme dans la plupart des centrales électriques. Demo serait le premier réacteur de fusion produisant plus d'énergie que nécessaire pour son fonctionnement.

État d'avancement du projet et situation actuelleModifier

 
Entrée du site.
  • 2001 : le projet ITER est planifié selon ses concepteurs pour un début de construction près de Cadarache (France) en 2006 pour achèvement en 2016. Puis en 2008, cette date fut repoussée à 2019, avec trois ans de retard sur le calendrier initial[11],[12],[13].
  • 2008 : le budget, d'abord estimé à dix milliards d'euros (50 % pour la construction et 50 % pour l'exploitation) a été porté à treize milliards[14] puis en 2009 à 20 milliards[15]. En , la BBC annonçait même 16 milliards de dollars, somme pouvant inciter les responsables du programme à notablement diminuer l'ampleur du projet[16].
  • 2009 : en novembre, ce délai a été porté à [17].
  • 2010 : pose de la première pierre du bâtiment du siège[4].
  • 2012 : Le décret autorisant le projet est publié (Journal officiel le 10 novembre), deux ans après le début des travaux. La phase d’excavation de la fosse d'isolation sismique est déjà profonde de 17 m (là où sera le tokamak), les 493 supports de 1,7 m de haut, dotés de patins parasismiques sont en construction[18].
  • 2014 : en février, le magazine américain The New Yorker a publié le rapport d'évaluation du management du projet. Onze recommandations essentielles y figurent dont : « créer une culture de projet », « instiller une culture de sûreté nucléaire », « développer un planning réaliste du projet ITER » et « simplifier et réduire la bureaucratie »[19]. En juillet 2014, le Sénat américain publie un rapport indiquant que « le Comité ordonne au Département de l’Énergie de travailler avec le Département d'État pour se retirer du projet ITER[20] ». Cependant les États-Unis (qui s'étaient engagés à financer 9 % du coût total[21]) ont poursuivi leur soutien, confirmé en septembre 2016 pour au moins encore deux ans (jusqu'en 2018) au vu d'une amélioration de l'efficacité du projet[21] ; mais conditionné à « plus grande transparence dans le processus de gestion des risques » et à « une série de réformes de la gestion », sous réserve du vote du budget de l'énergie par le législateur américain[21].
  • Un retard de 5 ans est annoncé : les premiers essais prévus en 2020 sont reportés à 2025[22].
  • 2016 : en mai, Bernard Bigot, directeur général d'ITER depuis 2015, a indiqué que le premier plasma dans le réacteur est prévu en 2025 pour une pleine puissance en 2035 soit un nouveau calendrier qui induira un surcoût, évalué à 19 milliards de budget de construction[3]. En décembre, la réussite d'une expérience cruciale conduite sur un « modèle réduit », le miniréacteur thermonucléaire du CEA appelé « West », a refait souffler un vent d'optimisme : avec la production par West de son premier plasma, ITER a franchi une étape importante vers la maîtrise de la fusion nucléaire[23].
  • 2017 : en décembre, l'état d'avancement des réalisations indispensables à la production du premier plasma atteint 50 % ; ITER confirme la date prévisionnelle du premier plasma : décembre 2025[24] et du premier plasma en deutérium-tritium en 2035[4].
  • 2018 : les États-Unis ont « un certain retard de paiement », mais les grands réservoirs indispensables à la sûreté de l'installation sont arrivés de Chine et des États-Unis et installés dans les bâtiments, dans les délais du calendrier replanifié deux ans plus tôt et selon M. Bigot (directeur du projet) les composants de la construction du tokamak « seront sur place en 2021, dans un bâtiment attendu pour le printemps 2020[22] ».
  • 2019 : en octobre, le groupement mené par Vinci (60 %) avec l'espagnol Ferrovial (30 %) et le français Razel-Bec (10 %) annonce avoir achevé le gros œuvre du bâtiment principal, qui sera livré en mars 2020. Ce bâtiment tokamak est une installation de 23 000 tonnes, à comparer aux 3 000 tonnes d'un réacteur EPR[25].

HistoireModifier

Proposition initialement soviétiqueModifier

 
Reagan et Gorbachev au sommet de Genève en 1985

Début octobre 1985, Mikhaïl Gorbatchev présente le projet à François Mitterrand lors de sa première visite en France[26]. Puis un mois plus tard lors du sommet de Genève, en , Mikhaïl Gorbatchev convainc Ronald Reagan de participer au programme international pour construire la prochaine génération de tokamak. L'Union soviétique travaillait, depuis plusieurs années, sur ce type de réacteur exploitant la fusion nucléaire, phénomène qui existe en permanence au sein des étoiles.

En , les États-Unis, l'Europe et le Japon acceptent de rejoindre l'Union soviétique au sein de ce projet. C'est ainsi qu'il est décidé de créer ITER, qui est placé sous l'autorité de l'AIEA. Initialement, seuls quatre membres y participaient : la Russie, les États-Unis, l'Europe (en association avec le Canada) et le Japon.

Phase d'étude, de conception et de coordinationModifier

En , débute la phase de conception (appelée Conceptual design activities ou CDA). Cette phase avait pour but de faire la synthèse des résultats des différents programmes existants pour les intégrer. La CDA s'est terminé en .

En , à Washington (district de Columbia) aux États-Unis, les quatre membres signent un accord qui lance la phase d'ingénierie (appelée Engineering design activity ou EDA) qui dure six ans. Cette phase se termine comme prévu fin 1998.

Les États-Unis quittent le projet à la fin de la phase EDA, car ils jugent ce projet incertain et ruineux[27].

À la suite du retrait des États-Unis est décidé le lancement de la deuxième phase de l'EDA. Cette seconde phase avait pour but de revoir à la baisse les objectifs de manière à prendre en considération le manque de financement engendré par le retrait des États-Unis. Cette phase se termine en .

La phase de coordination (appelée Coordinated technical activities ou CTA) se termine fin 2002. Elle avait pour but de préparer la phase de conception et souleva la question de l'emplacement du site de construction, mais également celles du financement et du cadre juridique d'ITER.

En , la Chine rejoignit le projet, suivie en février du retour des États-Unis et en juin de l'arrivée de la Corée du Sud.

Choix du site de construction du prototypeModifier

Initialement, quatre sites de construction ont été proposés :

Le choix du site était très important politiquement, mais surtout économiquement. L'investissement est estimé à dix milliards d'euros sur quarante ans[28]. Une étude réalisée en France en 2002 prévoit qu'ITER créera trois mille emplois[29] indirects pendant les dix ans de construction et 3 250 emplois[29] indirects pendant les vingt ans d'exploitation (dont les trois quarts environ en région Paca)[29].

Après une querelle franco-espagnole[30], l'Espagne retire sa proposition le . Cadarache reste ainsi le seul site soutenu par l'Union européenne. La proposition canadienne de Clarington a disparu d'elle-même, faute de véritable financement et de volonté politique des Canadiens, qui ont décidé de rejoindre le point de vue de l'UE. Le site de Cadarache reçoit le soutien de la Chine et de la Russie tandis que le site de Rokkasho reçoit celui des États-Unis et de la Corée du Sud.

 
Emplacement du site de Cadarache en France

En mai 2005, avant même que le choix du site n'ait été arrêté, le site de Cadarache semble déjà avoir l'avantage[31], si bien que l'Union européenne décide, quelle que soit la décision, de commencer les travaux à Cadarache.

Alors que le gouvernement japonais défend toujours officiellement la candidature de son site, il laisse entendre à plusieurs reprises qu'il ne se battra plus pour avoir 100 % du projet. Le 5 mai à Genève en Suisse, un accord technique est signé entre le Japon et l'Union européenne[32], où il est stipulé que le pays hôte (aucun nom n'est alors cité) assumera 40 % du prix de la construction, alors que le pays non hôte obtiendra :

  • 20 % des contrats industriels pour la construction et 20 % des effectifs permanents ;
  • un programme complémentaire de recherche d'un montant de 700 millions d'euros financé à moitié par les pays hôte et non-hôte ;
  • la construction d'un centre d'étude de matériaux pour la paroi d'ITER, baptisé International Fusion Materials Irradiation Facility (en) (IFMIF) ;
  • le soutien du pays hôte à sa candidature pour le poste de directeur général.

Tous ces avantages seront obtenus sans que la contribution augmente par rapport aux autres membres non-hôtes, qui est de 10 % du coût de construction. Le Japon renonce alors implicitement à accueillir le réacteur, mais gagne sur de nombreux tableaux.

C'est finalement à Moscou, le 28 juin 2005, qu'est signée la déclaration commune de tous les membres du programme, désignant Cadarache comme le site de construction du réacteur[33]. Kaname Ikeda (en), ancien ambassadeur japonais, nommé comme directeur général de l'organisation en décembre 2005, prend ses fonctions en octobre 2007, à l'occasion de l'entrée en vigueur de l'accord sur la création de l'organisation internationale ITER.

Accord final et début de la constructionModifier

 
Le site d'ITER en août 2010.

Le 21 novembre 2006 est signé au Palais de l'Élysée l'accord final sur la construction d'ITER, par les représentants de la Chine, de la Corée du Sud, des États-Unis, de l'Inde, du Japon, de la Russie et de l'Union européenne[34]. La même journée, après la signature de l'accord, le premier conseil des gouverneurs d'ITER a eu lieu au Centre de conférences internationales à Paris.

La phase de construction débute en 2007 et doit durer dix ans. La première phase consiste à défricher la moitié des 180 hectares du site, l'autre moitié restant à l'état naturel[35]. Durant cette phase, l'archéologie préventive a mis en lumière quelques découvertes comme une nécropole du Ve siècle et une fabrique de verre du XVIIIe siècle[36]. Pour acheminer les équipements nécessaires à la construction des installations, 104 km de routes et de pistes ont été aménagés pour l'occasion[37].

Le 8 novembre 2019, Vinci annonce la livraison d'une partie des premiers bâtiments[38].

Phase d'enquête publique et autorisationModifier

L'enquête publique relative à la création de l'installation à Cadarache, dans les Bouches-du-Rhône, est ouverte (quatre ans après le début de la construction) du au dans les communes de : Jouques, Gréoux-les-Bains, Corbières, Beaumont-de-Pertuis, Saint-Julien-le-Montagnier, Sainte-Tulle, Vinon-sur-Verdon, Ginasservis, Rians, Saint-Paul-lès-Durance, Mirabeau et Manosque. Le décret autorisant la construction de l'installation nucléaire de base ITER est paru au Journal Officiel le 10 novembre 2012[39].

Phase de constructionModifier

En juin 2019, la construction du futur réacteur expérimental de fusion nucléaire est achevée à 60 %. Après dix ans d'usinage complexe, les plus gros composants sont presque achevés et en 2020 commencera leur assemblage : un million d'éléments constitués de dix millions de pièces ; la phase des tests grandeur nature a démarré sur les machines d'assemblage[40].

ProjetModifier

OrganisationModifier

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La gestion d'ITER est réalisée par un ensemble d'instances où se réunissent les différents membres.

La principale instance est le Conseil ITER. Les membres du Conseil sont des représentants de tous les partenaires.

Ce Conseil est assisté d'un comité scientifique et technique (appelé le Scientific and Technical advisory committee ou STAC) et d'un comité de gestion (appelé le Management advisory committee ou MAC).

Pays membres du projetModifier

 
Les trente-cinq pays participant au projet ITER.

En 2014, les pays membres du projet sont :

La Suisse, en raison de son association au programme européen de recherche, participe via Euratom au projet.

Le Brésil a également déposé sa candidature pour rejoindre le projet. Ce financement supplémentaire pourrait devenir essentiel en cas de dépassement (fréquent dans les grands projets nucléaires) du budget alloué initialement au projet.

En 2007, le Kazakhstan a fait savoir qu'il désire être membre à part entière du programme[41], ce qui peut se réaliser, sous réserve de l'accord des gouvernements des autres partenaires[42].

Phase d'exploitationModifier

La phase d'exploitation devrait commencer en 2025 (premier plasma)[43].

L'objectif d'ITER est de pouvoir entretenir des fusions d'une durée de 400 secondes[44],[45].

Bernard Bigot présente, en , la phase d'exploitation d'ITER : après le premier plasma en 2025, les équipements de collecte de l’énergie seront installés. Cette étape majeure devrait se terminer vers 2028. Elle permettra de valider la phase de pré-fusion, c’est-à-dire de production d’énergie avec de l’hydrogène classique, du deutérium ou de l’hélium. Après cette phase, la machine sera disponible pendant dix-huit mois pour les scientifiques qui souhaiteraient mener des expériences. Dans un deuxième temps, à partir de 2030, nous installerons des systèmes de chauffage complémentaires indispensables pour parvenir à un plasma de fusion. C’est le cas du système de chauffage par injection de particules neutres qui permet d’accélérer les noyaux d’hydrogène à très grande vitesse pour augmenter le chauffage du plasma afin de le porter à la température de fusion de 150 millions de degrés, température nécessaire pour un plasma auto-entretenu. En 2032 une nouvelle campagne de travail sur la machine sera offerte aux physiciens ; en parallèle sera finalisée la construction de l’installation du cycle du combustible, qui séparera l’hélium produit au sein du plasma par la fusion de l’hydrogène et recyclera le tritium et le deutérium produits par la fusion pour les stocker temporairement et les réinjecter dans la machine. L’objectif est qu’en 2035 ITER atteigne sa pleine puissance[46].

Phase de démantèlementModifier

Une fois la phase d'exploitation terminée, il faudra démanteler l'installation. Les sous-produits de fusion nucléaire issus d'ITER sont peu voire pas du tout radioactifs, ce qui n'est pas le cas de la chambre, qui devra être traitée comme il se doit pour respecter les normes de sécurité qui seront alors en vigueur. Des déchets vont également être indirectement produits par la dégradation de la chambre sous irradiation (rayonnements alpha échappant au confinement, neutrons). Par exemple, des atomes de carbone seront arrachés aux céramiques des parois, ce qui conduit à la production d'hydrocarbures tritiés, dans l'enceinte de confinement. La phase de désactivation devrait durer cinq ans[47], puis le démantèlement à la charge de la France devrait durer dix ans.

Après ITERModifier

Après la phase d'exploitation et suivant les résultats obtenus (le point de break even de production d'énergie dépassé ou non), un autre réacteur expérimental de puissance équivalente à un réacteur industriel pourrait être créé. Nommé Demo (pour Demonstration Power Plant, ce qui, en français, signifie Centrale électrique de démonstration), il sera destiné à étudier la possibilité d'une exploitation commerciale à proprement parler. Demo devra atteindre le seuil d'« ignition » dans lequel le chauffage du plasma est réalisé par l'énergie des alphas produits sans apport d'électricité.

Bernard Bigot espère « qu’aux alentours de 2040 nous serons suffisamment convaincants pour que les industriels s’intéressent à la machine qui suivra : Demo. Ce sera le premier démonstrateur industriel, c’est-à-dire fonctionnant en continu pour produire de l’énergie, et qui sera cette fois connecté au réseau électrique. Après une dizaine d’années de concertation avec les industriels et de conception d’un réacteur bénéficiant de tous les retours d’expérience d’ITER et de Demo, nous pensons que dès 2045-2050, la construction de la première centrale à fusion commerciale pourra être lancée. Cela prendra sans doute au minimum une dizaine d’années »[46].

Par la suite, les premiers réacteurs d'application pourront être fabriqués. Les prototypes à construire sont de taille et puissance importante[Combien ?].

DescriptionModifier

ITER contiendra le plus grand réacteur à fusion nucléaire du monde lors de son achèvement en 2025. Il est intégré dans un complexe composé de trois bâtiments, sur une hauteur de 60 mètres et une largeur de 120 mètres[48].

TokamakModifier

ITER est un tokamak, c'est un réacteur nucléaire à fusion, destiné à générer de l'énergie à partir de combustible. Le combustible est stocké sous forme de quelques grammes de plasma dans une chambre à vide très poussé de forme toroïdale[49]. Ce plasma est chauffé à 150 millions de degrés pour déclencher des réactions de fusion, qui dégagent de l'énergie[50]. Pour protéger les parois de la température, le plasma est confiné par un champ magnétique[51]. Les parois sont tout de même chauffées par les particules issues des réactions nucléaires et par le rayonnement thermique émis par le plasma, elles doivent donc être en permanence refroidies[52].

Composants du réacteurModifier

 
Profil de la chambre à vide du tore.
Chambre à videModifier

La chambre à vide[53] est constituée de deux parois d'acier entre lesquelles circule de l'eau de refroidissement. Le volume de plasma qu'elle peut contenir est plus de 8 fois plus important que dans les précédents tokamaks[54]. Elle est percée de 40 trous qui permettent d'y connecter le système de chauffage du plasma, les pompes à vides, et qui permettent l'accès pour la maintenance.

Couverture de la chambre à videModifier

La couverture de la chambre à vide est constituée de dalles en cuivre et recouverte de beryllium[52]. Elle a deux fonctions. La première est d'absorber les neutrons produits par les réactions de fusion et de capter leur chaleur pour la transmettre aux systèmes de refroidissement. La deuxième fonction de la couverture est la production de tritium à partir de lithium. Cette deuxième fonction ne sera utilisée que dans les dernières phases de recherche au sein d'ITER, lors desquelles seront testés différents types de dalles proposés par différentes équipes de recherche[55]. L'étude de l'auto-production de tritium par ITER est un des principaux sujets de recherche pour le passage à l'industrialisation de la fusion.

Système d'aimantsModifier

Quatre types d'aimants participent au contrôle du plasma et de la réaction[51],[56] :

  • les bobines toroïdales ont pour rôle principal de confiner le plasma ;
  • le solénoïde central induit le courant dans le plasma et contribue à son chauffage ;
  • les bobines poloïdales pincent (voir Pinch (plasma physics) (en)) le plasma, en conjonction avec le courant induit dans le plasma lui-même, et contribuent à l'éloigner des parois de la chambre ;
  • les aimants de correction.

Ces aimants sont supra-conducteurs, refroidis par le système cryogénique à 4,5 K. Les caractéristiques des aimants sont données dans le tableau ci-dessous.

Caractéristiques des principaux aimants[57]
Matériau conducteur Longueur de bobinage Masse Courant nominal Champ magnétique Énergie stockée Coût (prévision en 2011)
Bobines poloïdales NbTi 65 km 2 163 t 52 kA T GJ 122 M€
Bobines toroïdales Nb3Sn 88 km 6 540 t 68 kA 11,8 T 41 GJ 323 M€
Solénoïde central Nb3Sn 42 km 974 t 46 kA 13 T 6,4 GJ 135 M€
Paramètres techniquesModifier

Les principales caractéristiques d'ITER sont[58] :

  • puissance thermique de la fusion : 500 MW ;
  • puissance électrique consommée au démarrage : 500 MW ;
  • puissance électrique pour chauffer le plasma : 150 MW consommée (produisant seulement 50 MW de puissance thermique injectée);
  • puissance électrique pour le fonctionnement lors de la création de plasma maximum: 620 MW ;
  • petit rayon du plasma : 2 m ;
  • grand rayon du plasma : 6,20 m ;
  • hauteur du plasma : 6,80 m ;
  • volume plasma : 840 m3 ;
  • masse plasma : variable, de l'ordre du gramme ;
  • courant plasma : 15 MA ;
  • champ magnétique toroïdal : 5,3 T ;
  • durée de maintien : de six minutes à une heure ;
  • bilan énergétique : Q = 10 (rapport entre l'énergie fournie par le plasma et l'énergie extérieure fournie au plasma).

Les puissances électriques mises en jeu sont importantes et supposent l'existence d'un réseau électrique solide pour faire face aux appels de charge[59].

Site d'implantationModifier

Le site de Cadarache est articulé autour du bâtiment tokamak. Il comprend de nombreux bâtiments annexes destinés à la fabrication de certaines pièces, au montage du réacteur, ainsi qu'à son alimentation en électricité[60].

Complexe tokamakModifier

Ce complexe est composé du bâtiment tokamak et de plusieurs bâtiments qui lui sont accolés. Ces bâtiments contiennent les tours de refroidissement, les pompes à vide, la salle de contrôle ainsi qu'un système de maintenance robotisé qui permet de démonter ou monter à distance les éléments de la chambre de combustion, afin de limiter l'exposition des opérateurs à la radioactivité. Le tokamak est monté sur des patins anti-sismiques et un bouclier en béton armé de trois mètres bloque les radiations qu'il émet et protège les installations qui l'entourent. Cet édifice pèse 400 000 tonnes. Il mesure 80 mètres de large, 120 mètres de long et 80 mètres de haut[61].

Bâtiment PFModifier

Le bâtiment PF[62] est destiné au bobinage des aimants à champ poloïdal trop grands pour être assemblés dans les pays partenaires (poloidal field en anglais, abrégé en PF). Il mesure 257 m de long pour 49 m de large. Sa construction est achevée en février 2012 et le bobinage des aimants commence en 2013[62].

Atelier cryostatModifier

Ce bâtiment est destiné à assembler les composants du cryostat, fabriqués en Inde[63]. Le bâtiment est terminé en septembre 2014 et le premier élément de cryostat doit être livré en septembre 2015[64].

Bâtiment d'assemblageModifier

Dans ce bâtiment sont pré-assemblés les éléments du tokamak avant leur installation[65].

Il est situé près de la fosse sismique et du complexe tokamak. Il mesure 60 mètres de haut, 97 mètres de long, 60 mètres de large.

Le siègeModifier

Ce bâtiment administratif contient des bureaux pour huit cents personnes ainsi que des salles de conférence, de réunion, un restaurant, une bibliothèque, un auditorium et une salle de réalité. Le siège d'ITER est en contrebas de la plateforme et il est en forme d'aile. Il a été achevé en 2012 mais une extension a été réalisée en 2014[66].

Les objectifs techniquesModifier

Deux objectifs principauxModifier

  • Le premier consiste à générer un plasma de fusion équivalent à 500 MW de puissance thermique en consommant seulement environ 300 MW de puissance électrique pendant 400 s (min 40 s), dépassant ainsi le « seuil de rentabilité »[67].Le record mondial est, à ce jour, une puissance thermique de 16 MW générée pour une puissance électrique délivrée de 700 MW, pour une seconde, réalisée par le tokamak européen JET.
  • Le second objectif vise à maintenir les réactions de fusion dans le plasma pendant au moins 1 000 s (16 min 40 s) et jusqu'à 3 000 s (50 min). Dans ce cas, pour 300 MW fournis, seuls 250 MW seraient produits. Le record mondial de durée est, à ce jour, de min 30 s, réalisé par le tokamak français Tore Supra en 2003.

Autres objectifsModifier

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  • Démontrer la capacité du système à régénérer le tritium au moins de façon théorique
  • Démontrer la capacité du système à extraire l'hélium produit

Problématiques scientifiques et techniquesModifier

La fusion est un domaine à la fois novateur conceptuellement et techniquement. Les problèmes à résoudre sont nombreux et très complexes. Tous sont clairement identifiés depuis le début du projet et font l'objet de recherches intenses par de nombreux laboratoires de par le monde. Certains défis semblaient impossibles à relever il y a une dizaine d'années. De nos jours, même les plus grosses difficultés présentent des axes de tests et d'essai, qui sont justement le but d'un réacteur expérimental.

Problèmes majeursModifier

Contrôle des disruptionsModifier

 
Vue d'artiste d'une protubérance solaire, conséquence d'une disruption dans le flux de plasma.

Dans un fluide en écoulement turbulent et soumis à d'intenses champs magnétiques, des concentrations locales du champ magnétique peuvent créer des boucles de champs (modes de disruptions). L'exemple typique sont les protubérances solaires. Le même phénomène peut se produire dans le plasma et conduire à la projection de particules hautement énergétiques sur la paroi du réacteur : c'est ce que l'on appelle une disruption. Les conséquences sont doubles : une dégradation de la paroi du réacteur, un arrêt de la réaction, et une sollicitation mécanique intense des bobines et de la structure.

Plusieurs options sont étudiées. La première est d'augmenter le volume du plasma pour le stabiliser, d'où en partie le volume du réacteur. Les autres solutions testées dans ITER reposent sur un système de détection rapide des disruptions (opérationnel à ce jour, mais encore trop lent pour éviter que certaines décharges disruptives endommagent le matériel)[68] pour :

  • neutralisation du plasma (injection de gaz neutres) ;
  • désamorçage des disruptions par modulation du chauffage micro-ondes.

Maîtrise de la radiolyseModifier

La radiolyse de l'eau est connue depuis plus d'un siècle. Elle est un problème pour toutes les installations qui utilisent de l'eau près de sources radioactives intenses[69]. Au vu de l'intensité des rayonnement en jeu, les risques de radiolyse sur les matériaux du réacteur sont très importants sur ITER (environ 10x plus élevés que dans une centrale nucléaire[69]). On peut identifier 2 produits particulièrement sensibles :

  • la paroi du réacteur, en contact direct avec le flux ;
  • l'eau de refroidissement, proche de la paroi (avec un risque potentiel de corrosion ou d'explosion des tuyaux).

Le défi est de trouver la solution optimale qui limitera les déchets radioactifs et de maîtriser les flux de particules et rayonnement au travers des différents matériaux. C'est l'un des axes notables de recherche autour d'ITER, et l'une de ses raisons d'être.

Contrôle de l'érosion de la paroi et de certains éléments insérés dans la paroiModifier

Grâce au confinement magnétique, le plasma est très chaud dans sa partie confinée mais beaucoup moins chaud en périphérie (zone dite «  plasma de bord »). La température électronique du cœur du plasma magnétisé atteint Environ 1 keV, alors que le bord se maintient entre 10 et 50 eV. Les concepteurs du tore d'ITER y ont prévu une température moyenne de l’ordre du MW par mètre carré pour les parois, mais des flux thermiques de 15 à 20 MW.m-2 s sont localement ou épisodiquement attendus sur les composants les plus sollicités des parois[70] (« pointant un problème critique de durée de vie et d'érosion »)[71]. Des écoulements plasmas périphériques auto-générés contrôlent en grande partie la migration des impuretés métalliques issues de l'érosion de ces parois, et il est possible que ces écoulements puissent rétroagir sur les processus de déconfinement, et influencer l’établissement spontané de « barrières de transport »[72] mais de fortes asymétries de flux sont encore mal comprises. ITER utilise l'hydrogène et ses isotopes, or l'hydrogène se solubilise dans de nombreux métaux et les fragilise ; le phénomène de Fragilisation par l'hydrogène doit être dans ce contexte parfaitement maîtrisé et pris en compte.

En Fonctionnement, et en cas d'accident avec entrée d'air, l’un des risques posés par ITER est la possible formation d’une atmosphère inflammable composée de poussières et d'hydrogène, explosive dans ce contexte. En effet il est prévu que le plasma contenu dans la cuve à vide (VV) érodera lentement les surfaces des parois composées de tungstène, de béryllium et de graphite en générant « plusieurs centaines de kilogrammes de poussière métallique et de particules de graphite ». Si de l’eau ou de l’air pénètre dans le tore aux températures rencontrées là, la vapeur peut réagir avec les poussières et les matériaux métalliques (béryllium et tungstène essentiellement) dont les surfaces seront chaudes et réagir en produisant de l’hydrogène (par craquage de l'eau). Une explosion serait source de charges de pression élevées.

Avant 2016 il existait une littérature scientifique assez abondante sur le phénomène de détonation d'hydrogène[73],[74],[75],[76],[77], et sur la combustion de mélanges à base d'hydrogène[78],[79],[80],[81], évoquant notamment l'importance des vitesses de combustion laminaire[82],[83],[84], des délais d'auto-inflammation aux échelles de pressions et de températures qui sont celles d'ITER[85] ou encore des paramètres de détonation[73],[86],[87], mais aucune donnée n’était disponible sur les mélanges gazo-nanoparticulaires ou particulaires tels que ceux prévus dans le tore d'ITER. Cette lacune commence à être comblée avec une étude (2016) qui présente plusieurs modèles de réactions explosives dues à la combustion de mélanges poussière métallique-hydrogène-air dans une enceinte fermée de ce type [88].

Contrôle de la diversion des déchetsModifier

 
Divertor du JET

Comme toute réaction, la fusion fabrique des "déchets". Son processus génère dans le réacteur des résidus d'érosion du tore (centaines de kg de poussière de métal) et de l'hélium (produits de la réaction). Pour cela il faut faire diverger une partie du flux du plasma contenant l'hélium vers le bas du tokamak. C'est le rôle du divertor, pièce hautement sensible du réacteur[89], [90],[91],[92],[93]. Des divertors fonctionnent dans d'autres tokamaks depuis des décennies. Le divertor d'ITER a une géométrie et une technologie de base arrêtée depuis longtemps. En revanche la maîtrise fine du flux et des matériaux de la paroi conditionneront la rentabilité industrielle du système, d'où l'importance de la recherche qui sera menée autour de cet élément.

Problèmes facilement maîtrisablesModifier

Isolation thermiqueModifier

L'isolation thermique du plasma était un grand défi, car, le plasma chauffé à de telles températures rayonne beaucoup, ce qui correspond à une perte d'énergie, comme un morceau de fer chauffé à blanc va rayonner de la lumière (notamment en infrarouge, cause essentielle de son refroidissement). De plus il est très peu dense, et donc se refroidit très vite. Dans des petits tokamaks, on atteint rapidement des températures où le plasma perd quasi instantanément toute l'énergie qu'il reçoit, le plasma atteint une limite de température. Cette limite est trop basse pour pouvoir déclencher les réactions de fusion.

Solution : construire un réacteur plus gros permet d'augmenter le volume du plasma et donc de limiter le rayonnement de ce dernier (on aura une plus grande proportion de rayonnement dirigé et re-capté par une autre région du plasma, limitant grandement les pertes thermiques). C'est une des raisons essentielles de la taille et de l'envergure du projet ITER.

Approvisionnement en deutériumModifier

Le deutérium constitue 0,015 % des atomes d'hydrogène et peut être extrait de l'eau de mer (≈32,4 g.m−3) pour un coût d'environ cinq mille dollars par kilogramme[Quand ?][94].

Solution : techniquement, il n'y a pas de défi technologique, et ce problème ne concernerait que les centrales de production industrielles (et pas un réacteur expérimental tel qu'ITER).

Approvisionnement en tritium à partir du lithiumModifier

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GénéralitésModifier

La période ou demi-vie du tritium (12,32 ans) est trop courte pour le trouver naturellement autrement qu'à l'état de traces infimes. La conservation du tritium sur de longues durées suppose des extractions périodiques de l'hélium 3 produit par radioactivité bêta ; environ 5,47 % du tritium est ainsi perdu chaque année. On ne sait en fabriquer qu'en faible quantité, notamment dans les réacteurs à eau lourde (au Canada ou en Inde), et à un coût de trois mille dollars le gramme en 2004. La charge de tritium d'ITER représente une masse importante en comparaison des stocks détenus par les principaux producteurs, l'Inde ou le Canada[95].

L'inventaire total en tritium sur ITER pendant son exploitation en phase nucléaire sera de l'ordre de 2 kg[96], ce qui nécessitera une prise en charge spécifique pour éviter tout impact biologique et écologique du tritium.

Solution proposée : le confinement du tritium (en faibles volumes et pour de faibles durées) ne pose pas de problème majeur mais une vigilance particulière est inhérente à la manipulation d'un gaz radioactif qui peut contaminer l'air et l'eau (eau tritiée). Par contre, la génération in situ de ce tritium est un enjeu important : l'utilisation de lithium comme générateur de tritium dans des cellules génératrices de tritium installées dans la paroi du réacteur permettrait de générer automatiquement le tritium nécessaire (par désintégration du lithium suite au bombardement de particules issues du plasma). C'est le concept de paroi tritigène.

Génération de tritiumModifier

Un des enjeux d'ITER est que le réacteur produise le tritium dont il a besoin car c'est la matière première de la fusion. Ce tritium est produit à partir d'une source dite tritigène ; le lithium :

  • la réaction de fusion du deutérium et du tritium libère un et un seul neutron[a] de forte énergie (14,1 MeV), dans tous les cas, accompagné d'une particule alpha (chargée électriquement donc restant dans le tokamak) de 3,5 MeV (total libéré par la fusion nucléaire deutérium tritium = 17,6 MeV) ;
  • la formation d'un atome de tritium à partir d'un atome de lithium demande un neutron; lorsqu'il capture un neutron, le noyau de lithium 6 se désintègre en une particule α et un noyau de tritium. La réaction étant exothermique la cellule tritigène doit être refroidie, avec des précautions qui s'imposent si c'est avec de l'eau car le lithium explose au contact de l'eau et l'eau ne doit pas être craquée en hydrogène et oxygène par la radioactivité ambiante ou liée aux disruptions. Une autre réaction (endothermique, à seuil de 2,466 MeV) existe avec le lithium 7, mais son rendement est moindre.

Idéalement, le neutron formé par la réaction deutérium–tritium réagit avec un noyau de lithium, générant ainsi le noyau de tritium perdu. Cependant les neutrons émis par la fusion deutérium–tritium sont perdus en grande proportion, du fait du procédé. Le neutron, ne possédant pas de charge, est insensible au confinement, et finalement le flux de neutrons est presque isotrope. En outre, il est à sa naissance très rapide (14,1 MeV), donc très pénétrant, et sort rapidement du plasma pour aller causer de graves dommages à la structure, qui devient aussi radioactive, dans ce cas par activation neutronique.

Bilan neutroniqueModifier

L'idée est d'utiliser l'énergie portée par ces neutrons sortant du plasma pour générer du tritium, par réaction avec du lithium. Mais il est illusoire d'espérer récupérer tous les neutrons sortant du plasma avec cette méthode, ce qui serait pourtant nécessaire pour régénérer le combustible. Il faut donc multiplier les neutrons de fuite pour compenser ceux absorbés par la structure. Ceci est possible via la réaction d'un neutron sur un noyau de plomb, qui libère deux neutrons. D'où le mélange plomb/lithium envisagé pour les couvertures du tokamak en remplacement du carbone qui ne résistait pas à la disruption et à l'érosion par le plasma[97].

Extraction de l'héliumModifier

Lors de la fusion les noyaux d'hélium produits (chargés électriquement) restent dans le tokamak et étouffent progressivement la réaction deutérium tritium. Il faut donc extraire l'hélium produit du mélange deutérium tritium de façon continue ou plus probablement périodiquement de façon pulsée ; on parle du « pompage » de l'hélium. Dans la perspective d'un fonctionnement continu, il est nécessaire que cette opération soit faisable assez rapidement sauf à devoir maintenir un stock important de deutérium tritium.

Champs magnétiques intensesModifier

La maîtrise de champs magnétiques de plusieurs teslas dans un tore de grandes dimensions reste à démontrer, toutefois les tokamaks précédents mettaient également en œuvre des champs magnétiques intenses. À priori, ce sujet n'inspire pas de crainte et est actuellement parfaitement maîtrisé (cf. installations utilisant des champs magnétiques pulsés bien plus intenses).

Fragilisation des matériaux par les neutrons rapidesModifier

Le prix Nobel de physique japonais Masatoshi Koshiba exprime des réserves[98] au vu des problèmes posés par les neutrons rapides : « dans ITER, la réaction de fusion produit des neutrons de grande énergie, de 14 MeV, niveau jamais atteint encore. […] Si les scientifiques ont déjà fait l'expérience de la manipulation de neutrons de faible énergie, ces neutrons de 14 MeV sont tout à fait nouveaux et personne à l'heure actuelle ne sait comment les manipuler (...) S'ils doivent remplacer les absorbeurs tous les six mois, cela entraînera un arrêt des opérations qui se traduira en un surcoût de l'énergie ».

Richard Majeski[99] et ses collaborateurs ont publié[100] une méthode qui permettrait de supporter le flux des neutrons. Cette méthode consiste en une première barrière de lithium liquide avec pour but de protéger la seconde barrière qui, elle, est solide. Cette méthode aurait été expérimentée avec succès sur le réacteur d'essai Current Drive Experiment-Upgrade (CDX-U) du laboratoire PPPL de l'université de Princeton. Les performances du réacteur auraient également été améliorées, la tension pour maintenir le courant dans le plasma ayant été divisée par quatre[101],[102].

Par ailleurs, les bobines supraconductrices générant le champ magnétique du tokamak pourront-elles résister au flux de neutrons émis par le cœur du réacteur ? Ainsi Pierre-Gilles de Gennes affirmait : « connaissant assez bien les métaux supraconducteurs, je sais qu’ils sont extraordinairement fragiles. Alors, croire que des bobinages supraconducteurs servant à confiner le plasma, soumis à des flux de neutrons rapides comparables à une bombe H, auront la capacité de résister pendant toute la durée de vie d’un tel réacteur (dix à vingt ans), me paraît fou »[103].

Solution : la paroi et l'eau de refroidissement permettront de limiter grandement les flux de particules énergétiques. Les matériaux les plus sensibles seront régulièrement remplacés. L'enjeu de la recherche est de trouver les bons matériaux qui limiteront ces activités de remplacement.

Gestion défaillante des non-conformitésModifier

Le , l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a jugé que la gestion des non-conformités n'était pas satisfaisante lors de l'inspection des patins parasismiques.

En 2012, des fissures microscopiques ont été détectées sur les murs de soutènement. Une inspection de l'ASN a permis de montrer que l'organisation interne dans le suivi de ces non-conformités avait été à nouveau défaillante[104].

Ces non-conformités dans le béton restent cependant inévitables dans un projet de cette envergure qui n'est pas un projet industriel mais qui relève de la recherche.[réf. souhaitée]

CritiquesModifier

 
banderole contre le projet ITER.

Des physiciens, bien que favorables à l'énergie nucléaire, estiment qu'il est prématuré de construire ITER alors que des « verrous technologiques » n'ont pas été levés :

  • Pierre-Gilles de Gennes, Prix Nobel de physique 1991, indiquait en 2006 : « le projet ITER a été soutenu par Bruxelles pour des raisons d'image politique (...) un réacteur de fusion, c'est à la fois Superphénix et l'usine de retraitement de la Hague au même endroit[106] ». En tant qu'ancien ingénieur du CEA, il a de nombreuses réticences vis-à-vis du réacteur expérimental ITER et les multiples difficultés du projet comme l'instabilité des plasmas, les fuites thermiques et la fragilité des métaux supraconducteurs.

Critiques de militants antinucléaires :

  • Frédéric Marillier, ingénieur diplômé en génie de l’environnement[107] chez Greenpeace et directeur d'Enercoop[108] dénonçait le projet en 2005 dans l'Humanité, affirmant que « la fusion nucléaire pose exactement les mêmes problèmes que la fission nucléaire, y compris la production de déchets radioactifs et les risques d'accidents nucléaires et de prolifération[109] »
  • Les militants antinucléaires dénoncent en 2006 un projet incertain, dangereux et très coûteux[110].
  • Stéphane Lhomme, écologiste antinucléaire et sociologue de formation, soutient en 2005 que l'on ne parviendra jamais à produire de l'énergie de façon industrielle avec la fusion nucléaire[111]. Le projet de recherche ITER serait donc selon lui un moyen de financer indirectement l'industrie nucléaire.

Critiques liées au projetModifier

  • La présence de plusieurs kilogrammes de tritium, matière nécessaire à la confection des bombes thermonucléaires. Bien que la technologie des « bombes H » soit très complexe et totalement différente de celle d'ITER, la production de tritium ferait courir un risque de prolifération des armes nucléaires[112].
  • Le tritium est un élément radioactif de période courte, mais son danger vient du fait que lorsqu'il est libéré accidentellement, il s'insinue partout, ce qui crée un risque d'accident du travail grave. Sous forme organiquement liée (OBT), le tritium dans l'environnement semble plus radiotoxique qu'on[Qui ?] ne l'avait initialement estimé. Selon l'ASN, dans un avenir proche, « (...) l’installation de fusion ITER devrai(en)t conduire, dans les années qui viennent, à une augmentation des rejets de tritium »[113]. Or, les impacts du tritium dans l'environnement sont discutés, réputés peu importants pour l'eau tritiée, mais ils pourraient être réévalués, au moins pour la forme organiquement liée du tritium (dite TOL ou OBT).
  • Si l'on n'apprend pas à empêcher les disruptions, la détérioration rapide de la chambre de confinement (notamment évoquée ci-dessus par le professeur Masatoshi Koshiba) imposerait des remplacements réguliers (coûteux et nécessitant d'interrompre la production d'énergie) et produirait une quantité importante de déchets radioactifs. Cependant, même si la maîtrise de ces événements violents n'est pas obtenue, une autre configuration que le tokamak, le stellarator permet d'éliminer ce problème. Cette configuration n'a pas été retenue pour ITER car elle n'était pas aussi avancée que la filière Tokamak à l'époque du choix de la conception du projet.
  • Investissement considérable, aux dépens d'autres axes de recherche (notamment sur les réacteurs à fission surgénérateur au thorium ou au plutonium selon Georges Charpak, ou pour la maîtrise de l'énergie ou les énergies renouvelables selon certaines associations écologistes).
  • G. A. Wurden, physicien au National Nuclear Security Administration (États-Unis) est très critique quant à la durée de vie d'ITER principalement à cause des disruptions mettant en jeu d'énormes quantités d'énergie[114].
  • Le physicien Cédric Reux, dans sa thèse[115], soutenue en 2010 à l’Institut de recherche sur la fusion par confinement magnétique, dépendant du Commissariat à l’énergie atomique français (CEA), conclut, au sujet des disruptions, que « la nécessité de les éviter ou de les maîtriser devient donc indispensable, l'évitement n'étant pas toujours possible. »
  • Le physicien Yves Lenoir, conseiller de Corinne Lepage sur les questions énergétiques, dénonce les risques du projet ITER[116].

Critique de la faisabilitéModifier

D'après des physiciens dont Sébastien Balibar, Yves Pomeau et Jacques Treiner[117], la mise en œuvre d'un réacteur à fusion à l'échelle industrielle suppose de résoudre préalablement plusieurs problèmes :

  • maîtrise des réactions de fusion, particulièrement d'une réaction auto-entretenue ;
  • maitrise et gestion d'une production massive de tritium ;
  • invention d'un matériau résistant aux flux de neutrons (produits par la fusion) pour les enceintes de confinement[118],[119] ;
  • maîtrise de l'inhibition de la radiolyse de l'eau par addition d'hydrogène, car cette inhibition est très sensible à la concentration de l'hydrogène, à la température de l'eau, à la nature du rayonnement et à la présence éventuelle d'impuretés chimiques, par exemple issue de la corrosion qui peut être exacerbée par la radiolyse (formation d'oxygène et d'eau oxygénée augmentant la corrosion[120]) ou certains dysfonctionnements du réacteur (« Une très faible modification de l'un de ces paramètres lorsqu'on est proche du seuil peut faire brutalement basculer la radiolyse de l'eau »[120]). L'acide borique est classiquement utilisé, mais au-delà d'une certaine concentration (seuil variant selon divers paramètres dont la température, la pression...), la décomposition de l'eau est brutalement accentuée, « avec formation d'hydrogène, d'oxygène et d'eau oxygénée. Ce phénomène brutal est dû à l'empoisonnement de la réaction en chaîne recombinant H2 et H2O2. Dans certains cas, on observe un phénomène de saturation : lorsque les concentrations de O2 et H2O2 augmentent trop, la réaction en chaîne s'arrête. Cette saturation fut confirmée par des simulations sur ordinateur[120] ».
  • maîtrise des conséquences des disruptions en situation de très fortes température, pression et rayonnement.

Le tokamak ITER ne s'attaque explicitement qu'au premier de ces problèmes, même si l'installation International Fusion Materials Irradiation Facility a été incluse dans le projet pour l'étude de la résistance des matériaux aux neutrons de 14,1 MeV.

Dépassement de budget du prototypeModifier

Le coût d'ITER est passé de 5 à 19 milliards d'euros[3] (hors fonctionnement) soit près de quatre fois les estimations de 2006, ce qui pose des problèmes de financement au niveau européen[121]. La France a déjà investi 1,2 milliard d'euros, et la commission européenne 6,6 milliards d'euros[122].

Impact sur l'environnementModifier

Rejets radioactifsModifier

Les réacteurs de fusion nucléaire ne produisent pas de déchet de haute activité à vie longue. Le produit de la fusion est de l'hélium, un gaz non radioactif. L'activation des matériaux au sein de la chambre à vide due aux neutrons sera classée de très faible activité, de faible activité, et de moyenne activité. Tous les déchets seront traités, conditionnés et stockés sur site. Parce que la demi-vie de la plupart des radioéléments présents dans ces déchets ne dépasse pas la dizaine d'années, leur radioactivité aura diminué fortement au bout de 100 ans, rendant ainsi possible le recyclage des matériaux[123],[124].

Les risques d'accidents nucléaires ne sont pas comparables, car il n'y a pas de risque d'explosion nucléaire : la quantité de combustible présente dans le réacteur ne permet d'alimenter la combustion que pendant quelques secondes ; comme les conditions très spécifiques de la réaction de fusion sont difficiles à obtenir et à maintenir, toute perturbation entraînera un refroidissement quasi instantané du plasma et un arrêt de la réaction ; le processus de fusion ne présente donc aucun risque en soi et il n'existe aucun danger d'emballement de la réaction conduisant à une explosion. Il n'existe pas non plus de risque de contamination à grande échelle : la conception d'ITER est telle que, même en cas de brèche accidentelle dans le tokamak, les niveaux de radioactivité à l'extérieur de l'enceinte seraient encore très faibles ; pendant l'exploitation normale, l'impact radiologique d'ITER sur les populations les plus exposées sera mille fois inférieur au rayonnement ionisant naturel, et dans les scénarios les plus pessimistes, comme un incendie dans l'installation de traitement du tritium, aucune évacuation des populations avoisinantes ou autre contre-mesure ne serait nécessaire[125]. La Commission européenne estime qu'en cas d'accident les rejets d'effluents radioactifs, sous quelque forme que ce soit, provenant d'ITER en France, ne seront jamais susceptibles d'entraîner, même en cas d'accident nucléaire, une contamination radioactive à l'extérieur des frontières françaises[126].

Comparaison avec les réacteurs nucléaires à fission - déchets radioactifsModifier

Selon les concepteurs d'ITER, un accident aurait des conséquences considérablement moins importantes que dans le cas d'un réacteur à fission.

  • La quantité, l'activité et la durée de vie des déchets nucléaires sera nettement plus faibles, il n'y a pas de déchets radioactifs à haute activité ou à durée de vie longue. Le produit de la fusion est de l'hélium, un gaz non radioactif. Seuls les matériaux soumis à l'impact des neutrons de la réaction vont devenir radioactifs, mais la demi-vie de la plupart des radioéléments présents dans ces déchets ne dépasse pas la dizaine d'années, si bien que leur radioactivité aura diminué fortement au bout de 100 ans, rendant ainsi possible le recyclage des matériaux[123]. Par comparaison, les centrales à fission produisent des déchets dont la durée de vie va jusqu’à des centaines de milliers d'années.
  • Contrairement aux réacteurs à fission où tout le combustible nucléaire est placé dans le cœur du réacteur dès le début (une centaine de tonnes d'uranium et/ou de plutonium pour un REP[127]), un réacteur à fusion est alimenté au fur et à mesure en combustible (quelques grammes). La réaction nucléaire peut être arrêtée immédiatement : il suffit d'arrêter d'injecter du combustible dans l'enceinte sous vide[128].

Comparaison avec une bombe à fusionModifier

Il n'y a pas de rapport entre une bombe H et un tokamak.

  • Dans une bombe H on réalise une explosion en comprimant le mélange de tritium et de deutérium jusqu'à une densité supérieure à celle de l'état solide[129].
  • Dans un réacteur à fusion, la densité du mélange deutérium-tritium est 10 millions de fois plus petite que celle de l'air ambiant[130].

Risques de prolifération et application militaireModifier

La recherche sur la fusion par confinement magnétique, dont ITER est une étape importante, n'a pas d'applications militaires (contrairement à la recherche sur la fusion inertielle, telle que menée sur le laser mégajoule à Bordeaux). Un pays qui maîtriserait une technologie de type ITER ne serait pas plus avancé si son objectif est d'obtenir une bombe H.

Impact local sur la biodiversitéModifier

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La forêt centenaire de Cadarache qui s’étendait sur mille deux cents hectares avant le début des travaux, est maintenant réduite à huit cents hectares.

On y dénombre près de quarante espèces protégées sur les quatre cents présentes telles que :

  • le lézard ocellé (il a été déporté hors du site dans un lieu propice à son développement) ;
  • l’orchidée sauvage (une zone a été préservée lors des travaux afin de protéger son milieu de vie) ;
  • le scarabée pique-prune, qui se nourrit de bois mort a changé d’environnement (du bois mort a été accroché aux logements des pique-prunes car leurs moyens de déplacements sont réduits).

Pour acquérir ce site, ITER a dû prendre des mesures compensatoires sur le long terme [131].

Autres projetsModifier

  • Le projet d'utilisation de Z machine des laboratoires Sandia, filiale de la compagnie américaine de défense Lockheed & Martin, repose sur la production d'onde de choc à rayons X par constriction du plasma. Cela nécessite un très fort courant électrique (20M d'ampères circulant dans des fils électriques)[135],[136]. L'objectif est de construire des réacteurs à fusion nucléaire de taille réduite et comparable à celle des réacteurs à fission des sous-marins à propulsion nucléaire[137].
  • Stellarator, dispositif analogue au tokamak à la différence qu'il n'utilise pas de courant toroïdal circulant à l'intérieur du plasma pour le confiner.

Notes et référencesModifier

NotesModifier

  1. En comparaison, la fission, de l'U235 produit 2,4 neutrons en moyenne, celle du Pu 239 en produit 2,9.

RéférencesModifier

  1. ITER international thermonuclear experimental reactor (réacteur thermonucléaire expérimental international) - Code de rédaction interinstitutionel de l’Union Européenne Annexe A4 Sigles et acronymes - mise à jour du 03 avril 2019
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  13. Un nouvel élan pour le programme ITER - 18 juin 2008, sur le site iter.org.
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AnnexesModifier

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BibliographieModifier

Articles connexesModifier

Liens externesModifier