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14 janvier 2018
Premier Plasma en Point X dans WEST

Le 18 décembre, le premier plasma « en point X »  a été réalisé dans le tokamak WEST du CEA-IRFM. Cette configuration magnétique du plasma était l’enjeux majeur de la modification du tokamak Tore Supra en WEST ; modification effectuée pour permettre les tests des composants en tungstène du divertor d’Iter.

 

Après avoir réalisé un premier plasma en décembre 2016, la machine a été ré-ouverte pour installer les deux antennes de chauffage, modifiées elles également. L’opération de la machine a redémarré et des plasmas d’amorçage ont été obtenu facilement sans toutefois arriver à réaliser des plasmas avec une montée de courant significative. La modification en profondeur de la machine et l’implantation de nouveaux éléments dans l’enceinte à vide généraient des courant induits dans les structures passives. De nouvelles modifications afin de réduire la conductivité électrique de ces éléments et limiter ces courants induits ont donc été réalisées. Après quelques semaines d’opération, une première configuration magnétique stable avec un courant plasma aux alentours de 50 kA a été obtenu. Début décembre, la « recette » permettant d’obtenir une montée de courant plasma de 500 kA sur quelques secondes a été trouvée. Les bobines divertor installées quelques mois auparavant dans l’enceinte à vide sont entrées en action et un plasma en configuration divertor s’est affiché sur les écrans de contrôle.

WEST rejoint ainsi la famille des tokamaks avec divertor. La prochaine campagne expérimentale cherchera à atteindre le mode de confinement dit « amélioré » (mode H), régime de fonctionnement prévu sur Iter, et débutera les tests des premiers composants.

 

Maj : 14/03/2018 (655)

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