Dissert

Aimants et matériaux magnétiques

Les aimants supraconducteurs pour la fusion
Démontrer que la fusion par confinement magnétique pourrait devenir une source d’énergie dans la seconde moitié du siècle est la mission dévolue à ITER. Ce tokamak, qui commencera à fonctionner en 2016 sur le site de Cadarache (Bouchesdu-Rhône), constituera une étape essentielle vers la mise au point d’un réacteur defusion électrogène. De par son savoir-faire acquis avec Tore Supra au sein de son association avec Euratom, le CEA s’est fortement impliqué dans la conception des trois grands systèmes supraconducteurs qui généreront les champs magnétiques intenses indispensables au confinement et à la stabilisation du plasma.
fusion magnétique nécessite la de Lachamps magnétiques intenses pourprésence cesconfiner les plasmas thermonucléaires. La production de champs magnétiques dans la grande chambre à vide (837 m3) du réacteur expérimental ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), en cours de construction sur le site de Cadarache

Vue générale du système de champ magnétique du réacteur ITER.

(Bouches-du-Rhône), est en elle-même un défi technologique. Le système de champ magnétiqued’ITER comprend trois grands systèmes supraconducteurs : le système de champ magnétique toroïdal (TF), le système de champ magnétique poloïdal (PF), le solénoïde central (CS) ; Mémo B, Supraconductivité et supraconducteurs, p. 16. Il constitue en quelque sorte l’épine dorsale du tokamak (figure 1).

La supraconductivité au service de la fusion
système CS système TF

système PF
ITER

Figure1. Les trois grands systèmes supraconducteurs de champ magnétique du réacteur expérimental ITER. Les bobines de champ toroïdal (système TF), au nombre de dix-huit, enroulées autour du tore assurent le confinement du plasma. Le solénoïde central (système CS) crée un courant très intense qui, en circulant dans le plasma, va le chauffer et générer un autre champ magnétique qui contribue à sonconfinement. Les bobines de champ poloïdal (système PF), au nombre de six, encerclant le tore, servent à stabiliser le plasma.

Jusqu’au début des années 1980, toutes les machines à confinement magnétique ont utilisé des aimants résistifs, généralement à base de cuivre dopé à l’argent pour améliorer les propriétés mécaniques. La faible taille des machines et surtout leur nature pulsée rendaient alorspossible cette solution, laquelle a été poussée le plus loin avec le tokamak européen JET (Joint European Torus). Dans le cas du JET, la puissance totale nécessaire pour alimenter les aimants, supérieure à 1 GW, ne peut encore être délivrée à la machine qu’à l’aide de générateurs à volant d’inertie, en raison de la faible durée des décharges (1) plasma (10 à 30 secondes). La solution faisant appelà des aimants résistifs n’est évidemment pas extrapolable pour le réacteur de fonctionnement continu par essence (tableau). Ces raisons ont incité l’Europe à inclure dans son programme de fusion une première machine à aimants
(1) Décharge (plasma) : désigne la présence d’un plasma dans l’enceinte de confinement.

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CLEFS CEA – N° 56 – HIVER 2007-2008

ITER

machine (temps de décharge)Tore Supra (1 000 s) JET Upgrade (10 s) ITER (500 s)

grand rayon (m) 2,4 2,96 6,2

volume du plasma (m3) 24 100 837

champ magnétique dans puissance l’axe du plasma (T) de fusion (MW) 4,5 4 5,3 0 20 400

puissance électrique (MW) 150 (machine à aimant supraconducteur) 500 (machine à aimant en cuivre) 800 (machine à aimant supraconducteur)

Tableau. Puissances électriques nécessaires(uniquement pour le système de champ toroïdal) de quelques projets de fusion par confinement magnétique dans le cas d’aimants en cuivre.

supraconducteurs : le tokamak Tore Supra du centre CEA de Cadarache de grand rayon plasma R égal à 2,4 m. Le système TF de Tore Supra comporte 40 tonnes de matériaux supraconducteurs (figure 2). Celuici a produit ses premiers plasmas en 1988. Il avait été…