| ITER International thermonuclear experimental reactor | |
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| Situation | |
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| Création | 24 octobre 2007 |
| Siège | Centre de Cadarache,.svg) France |
| Coordonnées | 43° 42′ 28″ N, 5° 46′ 39″ E |
| Organisation | |
| Membres |  Union européenne Inde Russie Chine Corée du Sud Japon États-Unis.svg) Royaume-Uni Suisse |
| Dirigeant | Pietro Barabaschi |
| Site web | iter.org |
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Leréacteur thermonucléaire expérimental international, ouITER (acronyme de l'anglaisInternational thermonuclear experimental reactor, également motlatin signifiant « chemin » ou « voie »), est un projet international deréacteur nucléaire de recherche civil àfusion nucléaire de typetokamak, situé à proximité immédiate ducentre d’études nucléaires de Cadarache àSaint-Paul-lès-Durance (Bouches-du-Rhône, France). Le projet de recherche s'inscrit dans une démarche à long terme visant à l'industrialisation de la fusion nucléaire. Il associe trente-cinq pays : ceux de l'Union européenne ainsi que l'Inde, le Japon, la Chine, la Russie, la Corée du Sud et les États-Unis, ainsi que la Suisse et le Royaume-Uni en tant qu'États associés à laCommunauté européenne de l'énergie atomique.
ITER est le plus grand projet scientifique mondial actuel. Par sa complexité, son ambition et son budget hors norme, ce projet de haute technologie a été comparé auprogrammeApollo. Il est sujet à de nombreuses controverses, notamment concernant le montant des subventions sur fonds publics, passées de 5 à19 milliards d'euros, contributions principalement en nature des parties prenantes sous la forme de composants et de systèmes. En outre, mi 2024, le projet accumule un retard de huit ans. Son entrée en activité et la production du premierplasma sont prévues pour 2033.
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, puisPROTO, un réacteur à valeur deprototype industriel, avant la phase industrielle proprement dite.
Iter signifie « chemin » ou « voie » en latin[1]. 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[2]. Le projet a en effet été lancé parRonald Reagan etMikhaïl Gorbatchev dans le contexte de laperestroïka, sur proposition de l'URSS à la communauté internationale[3]. La forme développée du nom estInternational thermonuclear experimental reactor (« réacteur thermonucléaire expérimental international »)[4].
Le projet a pour objectif de démontrer que la fusion peut être utilisée commesource d'énergie à grande échelle, non émettrice de CO2, pour produire de l'électricité[5].
Le réacteur àfusion thermonucléaire ITER a été conçu pour produire unplasma de fusion équivalent à 500 MW de puissance thermique pendant des durées de 400 à600 secondes, pour une puissance thermique injectée dans le plasma de 50 MW, soit une multiplication par dix de la puissance thermique[6]. La machine vise par ailleurs à démontrer la faisabilité d'une réaction auto-entretenue, 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 et 620 MW de pointe pendant trente secondes[7]. Le réacteur est conçu uniquement pour produire un plasma de fusion, et lachaleur émise par la réaction de fusion sera évacuée dans l'atmosphère sans générer d'électricité.
Le projet est une étape technologique pouvant conduire à un futur réacteur expérimental, baptiséDemo, visant à mettre au point une production industrielle de 1 500 MW d’électricité par fusion nucléaire[8]. La réaction de fusion est destinée à être utilisée comme source dechaleur pour unechaudière produisant de la vapeur d'eau, qui elle-même entraîne des alternateurs pour produire de l'électricité, comme dans la plupart descentrales électriques. Demo serait le premier réacteur de fusion produisant plus d'énergie que nécessaire pour son fonctionnement.
En 2001, le projet ITER est planifié selon ses concepteurs pour un début de construction près deCadarache (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[9],[10].
En 2008, le budget, d'abord estimé à dix milliards d'euros (50 % pour la construction et 50 % pour l'exploitation) est porté à treize milliards[11] puis en 2009 à vingt milliards[12]. En, laBBC annonce même seize milliards dedollars (environ onze milliards d'euros) pour la construction, somme pouvant inciter les responsables du programme à notablement diminuer l'ampleur du projet[13].
En 2010, la première pierre du bâtiment du siège est posée[14].
En 2012, le décret autorisant le projet est publié[15], 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), les493 supports de 1,7 m de haut, dotés de patinsparasismiques sont en construction[16].
En, le magazine américainThe New Yorker publie le rapport d'évaluation du management du projet. Onze recommandations essentielles y figurent, dont :« créer uneculture de projet »,« instiller une culture desûreté nucléaire »,« développer un planning réaliste du projet ITER » et« simplifier et réduire la bureaucratie »[17]. En, leSénat 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[18] ». Cependant, les États-Unis (qui s'étaient engagés à financer 9 % du coût total) ont poursuivi leur soutien, confirmé en pour au moins encore deux ans (jusqu'en 2018) au vu d'une amélioration de l'efficacité du projet ; mais conditionné à une plus grande transparence dans la gestion des risques et à une réorganisation de la gestion, sous réserve du vote du budget de l'énergie par le législateur américain[19].
Un retard de cinq ans est annoncé : les premiers essais prévus en 2020 sont reportés à 2025[20].
En,Bernard Bigot, directeur général d'ITER depuis 2015, indique 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 à19 milliards de budget de construction[21]. En, la réussite d'une expérience cruciale conduite sur le miniréacteur thermonucléaire duCEA appeléWest, fait souffler un vent d'optimisme : grâce à lui, ITER a franchi une étape importante vers la maîtrise de la fusion nucléaire[22].
En, l'état d'avancement des réalisations indispensables à la production du premier plasma atteint 50 % ; ITER confirme la date prévisionnelle du premier plasma :[23] et du premier plasma endeutérium-tritium en 2035[14].
En 2018, les États-Unis sont en 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 nouveau calendrier établi deux ans plus tôt. 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 »[20].
En, le groupement mené parVinci (60 %) avec l'espagnolFerrovial (30 %) et le françaisRazel-Bec (10 %) annonce avoir achevé le gros œuvre du bâtiment principal, qui sera livré en. Ce bâtiment tokamak est une installation de 23 000 tonnes, à comparer aux 3 000 tonnes d'unréacteur pressurisé européen (EPR)[24].
En 2020, les composants ayant été livrés depuis plusieurs pays (Inde, Chine, Japon, Corée du Sud, Italie), la phase d'assemblage du réacteur démarre le et doit durer jusqu'à fin 2024 pour produire un premier plasma fin 2025 ou début 2026[25].
En novembre 2022, la date du premier plasma (initialement prévue pour 2016 puis pour 2025) est reportée en 2030 ; ce retard de cinq ans fait suite à la découverte de défauts de soudure[26].
En 2023, trois éléments essentiels du tore du tokamak sont jugés défectueux et devront être désassemblés, ce qui risque d'accroître encore le retard du programme[27].
En juin 2024, les 34 nations partenaires d'ITER approuvent un nouveau calendrier, qui remplace celui de 2016. La mise en route du réacteur est repoussée de neuf ans, à 2034 au lieu de 2025, et le premier bilan énergétique positif à 2039 (lors de courtes rafales, pour répondre aux préoccupations de sécurité du régulateur nucléaire en France)[28]. Les raisons avancées pour ce retard supplémentaire sont les défauts de fabrication, lapandémie de Covid-19 et la complexité d'une machine unique en son genre. Le directeur général d'ITER, Pietro Barabaschi, déclare alors vouloir« rattraper les retards du passé » en démarrant avec une machine plus aboutie[a],[28].
Le coût prévisionnel du projet est rehaussé de5 milliards d'euros, atteignant près de25 milliards d'euros, alors que l'estimation initiale était de6,6 milliards d'euros. Ce surcoût est dû aux réparations rendues nécessaires par des défauts de soudure constatés en 2022 sur deux composants clés de la machine livrés par la Corée du Sud et installés au fond d'une zone impossible d'accès, et par le remplacement par dutungstène dubéryllium prévu pour contenir le plasma et piéger une fraction significative detritium produit par la fusion ; un grand nombre d'étapes additionnelles de tests et de simulation vont être mis en place[30].
Le coût total déjà engagé est estimé entre 20 et40 milliards d'euros, fourchette large expliquée par l'inclusion ou non des apports en nature des partenaires. Le stade« d'énergie magnétique complète » est fixé à 2036, contre 2033 dans le calendrier originel établi en 2016, soit un retard moindre que pour le premier plasma, selon M. Barabaschi, directeur général d'Iter[31]. Les défis concernant l'efficacité et la robustesse des installations, les financements, l’entretien et la sécurité des réacteurs restent importants.
Pourtant, des laboratoires universitaires et des start-ups et acteurs privés se sont aussi lancés dans la course à la fusion (notamment au Royaume-Uni, aux États-Unis, en Chine, au Japon et en Russie) ; elles ont déjà obtenu des avancées significatives dans larecherche et développement et les tests de nouveaux matériaux et de variants des technologies de fusion à base d’aimants (stellarators), lasers et tokamaks. Certains projets, plus légers qu'Iter, passent du stade de conception au stade de prototype[32].
Début,Mikhaïl Gorbatchev présente le projet àFrançois Mitterrand lors de sa première visite en France[33]. Puis un mois plus tard lors dusommet de Genève, en, Mikhaïl Gorbatchev convaincRonald Reagan de participer au programme international pour construire la prochaine génération detokamak. L'Union soviétique travaillait, depuis plusieurs années, sur ce type de réacteur exploitant lafusion nucléaire, phénomène qui existe en permanence au sein desétoiles.
En, les États-Unis, l'Union européenne (Euratom) 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'Union Européenne (en association avec le Canada) et le Japon[34].
En, débute la phase de conception (appeléeconceptual 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 aux États-Unis, les quatre membres signent un accord qui lance la phase d'ingénierie (appeléeengineering 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[35].
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 (appeléecoordinated 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 rejoint le projet, suivie en février du retour des États-Unis et en juin de l'arrivée de la Corée du Sud.
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[36]. Une étude réalisée en France en 2002 prévoit qu'ITER créera trois mille emplois[37] indirects pendant les dix ans de construction et 3 250 emplois indirects pendant les vingt ans d'exploitation.
Après une querelle franco-espagnole[38], 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.
En mai 2005, avant même que le choix du site n'ait été arrêté, le site deCadarache semble déjà avoir l'avantage[39], si bien que l'Union européenne décide, quelle que soit la décision, d'y commencer les travaux.
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[40], 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 :
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, qu'est signée la déclaration commune de tous les membres du programme, désignantCadarache comme le site de construction du réacteur[41].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.
Le est signé auPalais 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[42]. 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 àdéfricher la moitié des180hectares du site, l'autre moitié restant à l'état naturel[43]. Durant cette phase, l'archéologie préventive met en lumière quelques découvertes comme unenécropole duVe siècle et une fabrique de verre duXVIIIe siècle[44]. Pour acheminer les équipements nécessaires à la construction des installations, 104 km de routes et de pistes sont aménagés[45].
Le,Vinci annonce la livraison d'une partie des premiers bâtiments[46].
L'enquête publique relative à la création de l'installation à Cadarache, dans les Bouches-du-Rhône, est ouverte (quatre ansaprès 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 etManosque. Le décret autorisant la construction de l'installation nucléaire de base ITER paraît auJournal Officiel le[47].
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En, 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[48].
Malgré lessanctions liées à l'invasion de l'Ukraine, la Russie maintient sa participation au projet et envoie les éléments prévus en France en[49].
La gestion d'ITER est réalisée par un ensemble d'instances où se réunissent les membres. La principale instance est le Conseil ITER, dont les membres sont des représentants de tous les partenaires. Ce conseil est assisté d'un comité scientifique et technique, leScientific and Technical advisory committee ou STAC, et d'un comité de gestion, leManagement advisory committee ou MAC.
Bernard Bigot a été directeur général d'ITER entre 2015 et 2022. Après son décès en mai 2022, Eisuke Tada est devenu le dirigeant par intérim du projet[50].
En 2014, les pays membres du projet sont :
LaSuisse, en raison de son association au programme européen de recherche, participe viaEuratom au projet.
LeBrésil dépose également sa candidature pour rejoindre le projet. Ce financement supplémentaire peut devenir essentiel en cas de dépassement (fréquent dans les grands projets nucléaires) du budget alloué initialement au projet[réf. nécessaire].
En 2007, leKazakhstan fait savoir qu'il désire être membre à part entière du programme[51], ce qui peut se réaliser, sous réserve de l'accord des gouvernements des autres partenaires.
LeRoyaume-Uni, quittant Euratom en 2020 dans le cadre duBrexit, va devoir trouver unnouvel accord pour continuer à participer au projet ; les contrats existants sont pour leur part maintenus[52].
La phase d'exploitation aurait dû commencer en 2025 (premierplasma)[53], mais« ne devrait pas avoir lieu avant 2030 »[26].
L'objectif d'ITER est de pouvoir entretenir des fusions d'une durée de 400 secondes[54],[55].
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, des systèmes de chauffage complémentaires indispensables pour parvenir à un plasma de fusion, seront installés. 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 de150 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[b] ITER atteigne sa pleine puissance[56].
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 sousirradiation (rayonnementsalpha 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[57], puis le démantèlement à la charge de la France devrait durer dix ans.
Après la phase d'exploitation et suivant les résultats obtenus (le « seuil de rentabilité » de production d'énergie dépassé ou non), un autre réacteur expérimental de puissance équivalente à un réacteur industriel pourrait être créé. NomméDemo (pourdemonstration power plant, « 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 »[56].
Après Démo serait construitPROTO, un réacteur à valeur deprototype industriel[58],[59],[60].
Par la suite, les premiers réacteurs d'application pourront être fabriqués. Les prototypes à construire sont de taille et puissance importantes[Combien ?].
ITER est le plus grand projet scientifique mondial des années 2010[61],[62],[63],[64],[65]. Il contiendra le plus grand réacteur àfusion nucléaire du monde lors de son achèvement. Il est intégré dans un complexe composé de trois bâtiments, sur une hauteur de 60 mètres et une largeur de 120 mètres[66]. Par son ampleur et son ambition, le projet a été comparé auprogrammeApollo[67].
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ITER est untokamak, c'est unréacteur nucléaire à fusion, destiné à générer de l'énergie à partir de combustible. Le combustible est stocké sous forme de quelques grammes deplasma dans une chambre àvide très poussé de formetoroïdale[68]. Ce plasma est chauffé à150 millions de degrés pour déclencher des réactions de fusion, qui dégagent de l'énergie[69]. Pour protéger les parois de la température, le plasma estconfiné par unchamp magnétique de 13 T[70],[71], généré par desélectroaimants supraconducteurs maintenus à−269 °C[71]. Les parois sont tout de même chauffées par les particules issues des réactions nucléaires et par lerayonnement thermique émis par le plasma, elles doivent donc être en permanence refroidies[72].
Lachambre à vide est constituée de deux parois d'acier entre lesquelles circule de l'eau de refroidissement[73]. Le volume de plasma qu'elle peut contenir est plus de huit fois plus important que dans les précédents tokamaks[74]. 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.
La couverture de la chambre à vide est constituée de dalles en cuivre et recouverte debéryllium[72]. 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 est la production detritium à partir delithium. 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 des équipes de recherche[75]. L'étude de l'auto-production de tritium par ITER est l'un des principaux sujets de recherche pour le passage à l'industrialisation de la fusion.
Quatre types d'électroaimants participent au contrôle du plasma et de la réaction[70],[76] :
Ces électroaimants sont supraconducteurs, refroidis par le système cryogénique à4,5 K. Les caractéristiques des aimants sont données dans le tableau ci-dessous.
| 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 | 6 T | 4 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€ |
Les principales caractéristiques d'ITER sont[78] :
Les puissances électriques mises en jeu sont importantes et supposent l'existence d'un réseau électrique robuste pour faire face aux appels de charge[79].
Lesite de Cadarache est organisé autour du bâtimenttokamak. Il comprend de nombreux bâtiments annexes destinés à la fabrication de certaines pièces, au montage du réacteur, ainsi qu'à son alimentation en électricité[80].
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. Un bouclier en béton armé de trois mètres d'épaisseur bloque les radiations qu'il émet et protège les installations qui l'entourent. Cet édifice pèse 400 000 tonnes et mesure 80 mètres de large, 120 mètres de long et 80 mètres de haut[81].
Le bâtiment PF 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)[82]. Il mesure 257 m de long pour 49 m de large. Sa construction est achevée en et le bobinage des aimants commence en 2013[82].
L'atelier cryostat est destiné à assembler les composants ducryostat, fabriqués en Inde[83]. Le bâtiment est terminé en et le premier élément de cryostat devait être livré en[84].
Lecryostat est une structure en acier soudé destinée à isoler thermiquement les aimants et toute la machine[83]. En effet, les aimants sont constitués debobinessupra-conductrices refroidies à−269 °C. Enveloppant lachambre à vide et les aimants supraconducteurs, le cryostat est lui-même sous vide et remplit également une fonction de structure mécanique[84].
Dans le bâtiment d'assemblage sont pré-assemblés les éléments du tokamak avant leur installation[85].
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 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 deréalité augmentée. Le siège d'ITER est situé en contrebas de la plateforme et conçu en forme d'aile. Il a été achevé en 2012, mais une extension a été finalisée en 2014 pour accroître la capacité d'accueil du bâtiment (jusqu'à 800 personnes)[86].
Le premier objectif consiste à générer un plasma de fusion équivalent à 500 MWth depuissance thermique en consommant seulement environ 300 MWe depuissance électrique pendant 400 s (6 min 40 s), dépassant ainsi le « seuil de rentabilité »[87]. Le record mondial est, en 2020, une puissance thermique de 16 MWth générée pour une puissance électrique fournie de 700 MWe, pendant une seconde, réalisée par le tokamak européenJET.
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 MWe fournis, seuls 250 MWth seraient produits. Le record mondial de durée est, en 2020, de6 min 30 s, réalisé par le tokamak françaisTore Supra en 2003.
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.
Dans un fluide enécoulement turbulent et soumis à d'intenseschamps magnétiques, des concentrations locales du champ magnétique peuvent créer des boucles de champs (modes dedisruptions). L'exemple typique sont lesprotubérances solaires. Le même phénomène peut se produire dans le plasma et conduire à la projection de particules hautement énergétiques sur la paroi du réacteur, phénomène appelé « disruption ». Les conséquences sont une dégradation de la paroi du réacteur, un arrêt de la réaction et une sollicitation mécanique intense des bobines et de la structure.
Plusieurs solutions 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 n'endommagent le matériel)[88] pour :
Laradiolyse 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[89]. Au vu de l'intensité des rayonnements en jeu, les risques de radiolyse sur les matériaux du réacteur sont très importants sur ITER (environ dix fois plus élevés que dans une centrale nucléaire[89]). On peut identifier deux produits particulièrement sensibles :
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.
Grâce auconfinement magnétique, le plasma est très chaud dans sa partie confinée mais beaucoup moins chaud en périphérie (zone dite « plasma de bord »). Latempérature électronique du cœur du plasma magnétisé atteint environ1 keV, alors que le bord se maintient entre10 et50 eV. Les concepteurs du tore d'ITER y ont prévu desflux thermiques moyens de l’ordre du mégawatt par mètre carré pour les parois, mais pouvant atteindre 15 à 20 MW/m2 localement ou épisodiquement sur les composants les plus sollicités des parois[90],« pointant un problème critique de durée de vie et d'érosion »[91].
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 »[92], mais les fortes asymétries de flux sont encore mal comprises. ITER utilise l'hydrogène etses isotopes, or l'hydrogène se solubilise dans de nombreux métaux et les fragilise ; le phénomène defragilisation par l'hydrogène doit être dans ce contexte parfaitement maîtrisé et pris en compte. Il s'agit notamment de mieux détecter les isotopes de l'hydrogène dans les matériaux, car« leur présence peut induire de graves problèmes [de] dégradation des matériaux et de raccourcissement de leur durée de vie »[93].
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 detungstène, debéryllium et degraphite 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 (parcraquage de l'eau). Une explosion serait source de charges de pression élevées[réf. souhaitée].
Avant 2016, il existait une littérature scientifique assez abondante sur le phénomène dedétonation d'hydrogène[94],[95],[96],[97],[98] et sur la combustion de mélanges à base d'hydrogène[99],[100],[101],[102], évoquant notamment l'importance des vitesses de combustion laminaire[103],[104],[105], des délais d'auto-inflammation aux échelles de pressions et de températures qui sont celles d'ITER[106] ou encore des paramètres dedétonation[94],[107],[108], mais aucune donnée n’était disponible sur les mélanges gazo-nanoparticulaires ou particulaires tels que ceux prévus dans le tore d'ITER. Une étude de 2016 présente plusieurs modèles de réactions explosives dues à la combustion de mélanges poussière métallique-hydrogène-air dans une enceinte fermée de ce type[109].
Comme toute réaction, la fusion fabrique des déchets. Son processus génère dans le réacteur des résidus d'érosion du tore (centaines de kilogrammes de poussière de métal) et de l'hélium (produits de la réaction). Pour cette raison, 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[110],[111],[112],[113],[114]. 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.
L'isolation thermique du plasma était un grand défi, car le plasma chauffé à de telles températuresrayonne beaucoup, ce qui correspond à une perte d'énergie, comme un morceau de fer chauffé à blanc (rayonnement notamment en infrarouge, cause essentielle de son refroidissement). De plus, il est très peu dense, 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, ce qui représente une limite de température. Cette limite est trop basse pour pouvoir déclencher les réactions de fusion.
La solution consiste à construire un réacteur plus gros, qui permette d'augmenter le volume du plasma et donc de limiter son rayonnement : une plus grande proportion de rayonnement sera 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.
Ledeutérium constitue 0,015 % des atomes d'hydrogène et peut être extrait de l'eau de mer (≈32,4 g/m3) pour un coût d'environ 4 000 €/kg (estimation de 2001)[115].
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).
La période oudemi-vie dutritium (12,32 ans) est trop courte pour le trouver naturellement autrement qu'à l'état detraces infimes. La conservation dutritium sur de longues durées suppose des extractions périodiques de l'hélium 3 produit parradioactivité bêta ; environ 5,47 % du tritium est ainsi perdu chaque année. On ne sait en fabriquer qu'en faible quantité, notamment dans lesréacteurs à eau lourde, et à un coût de trois mille dollars par gramme en 2004. La charge de tritium d'ITER représente donc une masse importante en comparaison des stocks détenus par les principaux producteurs, l'Inde ou le Canada[116].
L'inventaire total entritium sur ITER pendant son exploitation en phase nucléaire sera de l'ordre de 2 kg[117], ce qui nécessitera une prise en charge spécifique pour éviter toutimpact biologique et écologique du tritium.
La 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). En revanche, la générationin situ de ce tritium est un enjeu important : l'utilisation de lithium dans des cellules génératrices de tritium installées dans la paroi du réacteur permettrait de générer automatiquement le tritium nécessaire (par désintégration du lithium sous le bombardement de particules issues du plasma). C'est le concept de paroitritigène.
Un des enjeux d'ITER est que le réacteur produise le tritium dont il a besoin, matière première de la fusion. Ce tritium est produit à partir d'une source ditetritigène, lelithium :
Idéalement, le neutron formé par la réaction deutérium–tritium réagit avec un noyau de lithium, générant ainsi le noyau de tritium perdu. Cependant, en pratique ces neutrons 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 presqueisotrope, c'est-à-dire dispersé. 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 paractivation neutronique.
Pour régénérer le tritium dépensé, 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 deplomb, qui libère deux neutrons. Le mélange plomb/lithium est ainsi envisagé pour les couvertures du tokamak en remplacement du carbone, qui ne résistait pas à la disruption et à l'érosion par le plasma[118].
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.
Leprix Nobel de physique japonaisMasatoshi Koshiba exprime des réserves au vu des problèmes posés par les neutrons rapides :
« dans ITER, la réaction de fusion produit des neutrons de grande énergie, de14 MeV, niveau jamais atteint encore. (...) Si les scientifiques ont déjà fait l'expérience de la manipulation de neutrons de faible énergie, ces neutrons de14 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[119]. »
Pierre-Gilles de Gennes craint également que les bobines supraconductrices ne résistent pas au flux de neutrons :« 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[120]. » En l'état actuel de conception, il est prévu que la paroi et l'eau de refroidissement limiteront grandement les flux de particules énergétiques et que les matériaux les plus sensibles seront régulièrement remplacés[réf. nécessaire].
Richard Majeski (en) et ses collaborateurs ont publié une méthode qui permettrait de supporter le flux des neutrons[121]. Cette méthode consiste en une première barrière delithium liquide avec pour but de protéger la seconde barrière qui, elle, est solide. Cette méthode aurait été expérimentée avec succès sur le réacteur d'essaiCurrent Drive Experiment-Upgrade (CDX-U) dulaboratoire 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[122],[123].
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 :
Critiques demilitants antinucléaires :
Le journaliste américain Steven B. Krivit, spécialisé dans lafusion froide, estime qu'ITER consomme 300 MW d'électricité, et non 50 MW comme l'affirment les responsables d'ITER, pour produire 500 MW d'énergie thermique, qui peuvent alors hypothétiquement être convertis en 200 MW d'énergie électrique. Autrement dit, ITER ne pourrait produire aucune énergie électrique nette. L'enquête de Steven B. Krivit remonte à 1997 et l'installationJET, dont le coefficient Q=0,63 (record du monde de 1997) serait erroné. Selon lui, ces chiffres auraient été truqués pour induire les décideurs en erreur et obtenir le financement du projet[130].
Un article deReporterre cite les analyses de Steven B. Krivit concluant à une incapacité de l'installation de recherche à produire un excédent d'énergie, l'énergie produite compensant à peine l'énergie nécessaire à son fonctionnement global. En effet, les chiffres mis en avant pour décrire la fusion nucléaire comme source d'énergie (50 kW d'énergie initiale donnent 500 kW d'énergie finale) reposent sur le bilan énergétique des particules impliquées dans la fusion, qui ne prend pas en compte toute l'énergie nécessaire pour créer et maintenir les conditions permettant la fusion : refroidissement des aimants, confinement électromagnétique du plasma[131]... Cette confusion entre rendement théorique et rendement réel aurait été soigneusement entretenue pour faire financer le projet ITER.
Un rapport de laCommission nationale du débat public française fournit en 2006 une estimation précise de coût énergétique de l'installation :« La puissance électrique consommée sera de quelques MW en période d’arrêt pour le maintien des systèmes informatiques, de l’éclairage, de la ventilation par exemple. Elle atteindra 120 MW en période de veille durant laquelle les équipements nécessaires au fonctionnement doivent être opérationnels (systèmes de pompage, de réfrigération, cryogénie…). » et« Durant la phase de préparation, qui durera environ 400 secondes, la puissance électrique consommée passera progressivement de 120 MW à 220 MW. Ensuite, elle atteindra 620 MW durant la phase de montée en température du plasma (une trentaine de secondes), avant de redescendre à 450 MW pendant la phase principale de l’expérience (370 secondes), et de revenir à 120 MW. », alors que le même rapport indique que le but de l'ITER est de démontrer qu'« avec ITER, l’objectif est de générer une puissance de fusion de 500 mégawatts (MW) en en injectant 50 durant plus de six minutes ». Une part importante de la consommation électrique est destinée au système de refroidissement qui évacuera la puissance thermique générée par le fonctionnement d’ITER :« Au moment des expériences, une puissance thermique maximale de l’ordre de 1 200 MW devra être évacuée. Cette puissance correspondant aux pertes calorifiques dans les différents équipements d’ITER auxquels s’ajoute la puissance produite par les réactions de fusion »[132].
D'après des physiciens, dontSébastien Balibar,Yves Pomeau etJacques Treiner, la mise en œuvre d'un réacteur à fusion à l'échelle industrielle suppose de résoudre préalablement plusieurs problèmes[140] :
Le tokamak ITER ne s'attaque explicitement qu'au premier de ces problèmes, même si l'installationInternational Fusion Materials Irradiation Facility a été incluse dans le projet pour l'étude de la résistance des matériaux aux neutrons de14,1 MeV.
Le, l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a jugé que la gestion des non-conformités n'était pas satisfaisante lors de l'inspection despatins parasismiques.
En 2012, des fissures microscopiques ont été détectées sur lesmurs 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[144]. 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].
Le coût d'ITER est passé de 5 à19 milliards d'euros, auxquels s'ajoutent5,3 milliards d'euros de coût d'exploitation sur20 ans[21],[145], soit près de quatre fois les estimations de 2006, ce qui pose des problèmes de financement au niveau européen[146]. La France a déjà investi1,2 milliard d'euros et la commission européenne6,6 milliards[147]. Au coût direct pris en charge par la France, on peut associer une partie du coût de construction duréacteur Jules Horowitz. En effet, un des intérêts techniques de ce dernier projet est de tester les enceintes soumises au bombardement du spectre neutronique intense, qui est un point clef à résoudre pour la viabilité du projet Iter[148].
À titre de comparaison, le marché mondial de l'énergie représente un volume annuel d'environ 3 500 milliards d'euros[145]. Le coût du projet ITER pèse pour 15 % de l'ensemble du budget consacré à la recherche nucléaire ; notamment, la contribution de la France au projet, prévu pour20 ans, est inférieure àcelle dévolue au CERN et à sonaccélérateur de particules.
Selon les concepteurs d'ITER, un accident aurait des conséquences considérablement moins importantes que dans le cas d'un réacteur à fission. En effet, les réacteurs de fusion nucléaire ne produisent pas de déchet de haute activité à vie longue (cf. ci-dessous, « Déchets radioactifs »).
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.
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 deplutonium pour unREP[149]), 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[150].
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[151]. LaCommission européenne estime qu'en cas d'accident les rejets d'effluents radioactifs, sous quelque forme que ce soit, ne seront jamais susceptibles d'entraîner, même en cas d'accident nucléaire, unecontamination radioactive à l'extérieur des frontières françaises[152].
La quantité, l'activité et la durée de vie des déchets nucléaires seront nettement plus faibles. Il n'y a pas production dedéchets 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 cent ans, rendant ainsi possible le recyclage des matériaux[153],[154]. Par comparaison, les centrales à fission produisent des déchets dont la durée de vie va jusqu’à des centaines de milliers d'années.
Laréaction thermonucléaire étant également en œuvre dans unebombe à hydrogène, la question pourrait se poser du risque d'explosion d'un tel réacteur. Il n'y a toutefois pas de rapport entre une bombe H et un tokamak. Dans la première, on réalise une explosion en comprimant le mélange de tritium et de deutérium jusqu'à une densité supérieure à celle de l'état solide[155] ; dans un réacteur à fusion, la densité du mélange deutérium-tritium est dix millions de fois plus petite que celle de l'air ambiant[156].
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 lelaser 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.
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[réf. nécessaire]. La surface totale défrichée pour l’installation proprement dite des infrastructures d'ITER s’élève à une centaine d’hectares[157].
Afin de limiter et réduire, autant que possible, les impacts sur labiodiversité locale, ITER a pris des mesures compensatoires en application duCode de l'environnement[158].
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