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CEA Cadarache - Salle René GRAVIER 506 rdc CEA Cadarache

Stellarators provide a potentially attractive concept for fusion power production, owing to their intrinsic steady-state capabilities, and their lack of runaway electron issues. However, high confinement at high ion temperatures has in the past been an elusive goal, primarily owing to prompt orbit losses. This issue is addressed in the new generation of optimized stellarators. Wendelstein 7-X (W7-X) is a highly optimized stellarator experiment that went into operation in 2015. With a 30 cubic meter volume, a superconducting coil system operating at 2.5 T, and steady-state heating capability of eventually up to 10 MW, it was built to demonstrate the benefits of optimized stellarators at parameters approaching those of a fusion power plant. Operation phase 1.2 featured the full complement of 10 divertor units, ECRH heating with up to 10 gyrotrons, more than 30 diagnostic systems, and a pellet fueling system. This talk will give a general overview of the W7-X goals and capabilities, and describe results from divertor operation, including measurements and corrections of error fields, characterization of divertor heat loads, evidence of detachment, and operation at significantly higher densities (ne >1020 m-3), ion temperatures (Ti>3.5 keV), pulse lengths (>50 seconds), and stored energies (E>1 MJ) than in operation phase 1.1. Tests of the W7-X optimization will also be reported.

 

 

CEA Cadarache - Salle René GRAVIER 506 rdc CEA Cadarache

Résumé :

Lors du fonctionnement d'ITER et en raison de l'interaction plasma/paroi, des particules appelées poussières dans la communauté fusion) sont créées. Elles ont des tailles variables allant du nanomètre à la dizaine de microns. Les propriétés de ces particules, comme leur capacité à être recouvertes par une couche d’oxyde isolante ou leur topologie de surface qui affecte leur inventaire en tritium, sont essentielles pour décrire leur comportement dans le tokamak. Après avoir rappelé les différents procédés de création de particules lors du fonctionnement d’un tokamak, nous nous attacherons à décrire les propriétés physico-chimiques spécifiques aux particules de tungstène tritiées. Nous rappellerons leur inventaire en tritium, inventaire qui varie en fonction de leur surface spécifique. Nous préciserons ensuite comment ces particules tritiées acquièrent au cours du temps une charge électrique positive, charge que nous déterminerons. Ces propriétés électrostatiques modifient l'adhérence de la poussière sur les surfaces sur lesquelles elles sont déposées. Nous monterons que, dans le cas d'une seule particule, l'adhérence est renforcée. Cependant, si la particule tritiée fait partie d'un agrégat (un tas de particules), l'adhésion reste inconnue mais devrait être très faible. En raison du libre parcours limité de l’émission β dans le matériau, l’inventaire tritium transporté par l’aérosol créé lors de leur mise en suspension dans l’air lors d’un « Lost Of Vacuum Accident» par exemple ne peut être mesuré en temps réel par les méthodes de mesures classiques. Une nouvelle stratégie de mesure est nécessaire pour les mesures au poste de travail par exemple ou lors de relargage dans l’environnement. Nous présenterons aussi les résultats des études de toxicité portant sur l'exposition in vitro de cellules pulmonaires à des particules de tungstène non tritiées / tritiées de 100 nm. Enfin, après la collecte de ces poudres par aspiration, il faut éviter leur dispersion dans l’environnement. Nous préciserons les différentes solutions techniques envisagées par le CEA.

 

CEA Cadarache - Salle René GRAVIER 506 rdc CEA Cadarache

La blanket d'ITER recouvre les 4/5 de la chambre à vide à vide (630 m²), et protège cette enceinte et le bobines magnétiques des neutrons énergétiques (14 MeV), de la chaleur (850 MW thermiques) et du plasma de bord s'échappant du plasma central -  Le dernier 1/5 de l'enceinte étant protégé par le divertor. La blanket reçoit des flux thermiques modérés comparativement au divertor (2 à 5 MW/m² contre 10 à 20 pour le divertor), mais extrait beaucoup plus de puissance thermique (jusqu'à 3.5 fois plus). En plus de son rôle de bouclier nucléaire, la blanket est aussi un "limiteur de plasma", ce qui entraine une forte interdépendance avec l'opération du plasma et avec la physique de l'interaction plasma-paroi.

La conception, les modes d'opération et les plans de la blanket ont été profondément remodelés ces 10 dernières années. Cette phase de design s'est accompagné d'une revisite en profondeur des thématiques spécifiques à la blanket : efficacité du blindage neutronique, flux thermiques normaux et accidentels sur les panneaux de paroi, alignement de ces panneaux, refroidissement, tenue aux forces électromagnétique, intégration tokamak.

Cet exposé présente les grandes lignes du concept de la blanket de 2018, les modes d'opération, le design actuel et sa justification, les principaux résultats de la phase de R&D et l'état de la fabrication par les agences domestiques.

 

News

150 tudiants en thse dans le domaine de la fusion sont venus de toute l'Europe mais galement de Chine, d'Inde, de Russie ou encore du Mexique pour ce rassemblement propos par l'association FuseNet qui coordonne et finance cet vnement organis cette anne au sige d'Iter Organisation du 7 au 9 novembre 2018. Au programme, de nombreuses prsentations aussi bien sur les avances et enjeux d'Iter, que sur les aspects conomiques de la Fusion ou sur les progs du stellerator W7-X ont permis d'approfondir les connaissances des tudiants. Ils ont eu galement l'occasion de prsenter leur travaux grce des posters aux de courtes prsentations avec la mthode "Pecha Kucha". Une visite de l'IRFM tait propose aux tudiants le 8 novembre. Ils ont ainsi fait un tour du Centre du CEA Cadarache en bus avant de se rendre l'IRFM o ils ont t reu par Alain Bcoulet qui leur a prsent les recherches en Fusion en France et l'IRFM.Les tudiantsont visit l'Institut et observ l'opration de WEST en salle Contrle Commande. La journe s'est termine par une rception au Chteau de Cadarache.
Une session de travail EUROFUSION sur les codes SOLPS-ITER et SOLEDGE2D-EIRENE a eu lieu du 8 au 12 Octobre l’IRFM. Ces deux codes permettent de modliserle transport de particules et d’nergie dans le plasma de bord de tokamak.Onze personnes venant de diffrents pays d'Europe ont t accueillis au CEA pour tre formes. Elles ont trparties en deux groupes, l’un travaillant sur SOLEDGE2D-EIRENE et encadr par 4 tuteurs et l’autre sur SOLPS-ITER avec 3 tuteurs. La session du vendredi aprs-midi a permis aux participants de prsenter le travail effectu pendant la semaine et de faire un bilan de ce "training".

Highlights

Une collaboration entre le Département médicament et technologies pour la santé de l'Institut des sciences du vivant Frédéric-Joliot  et les équipes de l'IRFM a permis la mise en place d'un nouvel équipement pour mesurer la dilution isotopique du gaz tritium réactionnel. Ces mesures permettront de déterminer précisément la composition du gaz utilisé en amont et aval de chaque manipulation.

L’incorporation d’atomes de tritium radioactifs au sein de molécules est de première importance : - Dans le domaine médical où les candidats médicaments tritiés sont utilisés lors des études préliminaires permettant de connaître leur devenir in vivo dans l’organisme ; - Dans le domaine des matériaux où des études d’absorption/désorption du tritium sont cruciales pour le développement de nouveaux réacteurs de fusion (tokamaks)  tel ITER. Lors du marquage isotopique (manipulation d’incorporation d’atomes de tritium) le gaz utilisé est susceptible d’être dilué par des échanges isotopiques tritium/hydrogène (T/H) avec le milieu réactionnel. Cette dilution est préjudiciable pour l’obtention de molécules ou de matériaux marqués isotopiquement. Les tokamaks utilisent de manière routinière des systèmes permettant la détermination du rapport isotopique hydrogène/deutérium/tritium afin de connaître de manière précise la composition du gaz injecté. Ainsi ce système de détection est utilisé dans les tokamaks JET, WEST et a été sélectionné par ITER. Une collaboration entre l’IRFM et le Service de chimie bioorganique et de marquage (SCBM)  a permis d’adapter le système exploité dans les tokamaks à  une application en boîte à gants. Le premier prototype a été installé au mois de juin 2018 dans le bâtiment 547 afin de déterminer avec précision le ratio isotopique tritium/hydrogène du gaz. Ce nouveau système permet un fonctionnement optimal du système Penning en respectant les conditions de travail et de sécurité imposées par la manipulation de tritium radioactif.

Le principe de la mesure du rapport isotopique tritium/hydrogène repose sur l’introduction du gaz à analyser à faible pression dans une sonde de mesure de pression type Penning (voir schéma ci-dessus). Un plasma est alors généré dans la sonde et une émission de lumière est observée. Ce signal lumineux est transmis par fibre optique à un spectromètre visible pour analyse spectroscopique. Chaque isotope de l’hydrogène (hydrogène, deutérium et tritium) possède une signature spectroscopique précise dans le visible émettant de la lumière à 6560,4 Å pour le tritium, à 6561,03 Å pour le deutérium et à 6562,79 Å pour l’hydrogène. Ces raies spectrales sont appelés les raies de Balmer Hα, Dα, Tα.  La détermination du ratio isotopique (RI) est alors rendue possible en effectuant le rapport des raies d’intérêt (Tα/Hα pour le RI tritium/hydrogène),  l’intensité des raies spectrales étant proportionnelle aux pressions partielles des gaz respectifs. Les premiers résultats obtenus sont très encourageants et ont permis de déterminer pour la première fois en dehors des installations de fusion nucléaires un rapport isotopique hydrogène/deutérium/tritium. Ces mesures seront mises à profit pour les applications dans le domaine de la santé et également pour les études menées par l’IRFM et le SCBM sur les mesures de cinétique d’absorption/désorption du tritium dans des matériaux ITER pertinents.  Cette technique permet aussi de déterminer d’autres proportion de mélange gazeux comme celui  hélium/tritium.

Nouveau système de mesure "boîte à gants" au CEA Saclay

Le premier numéro de la revue Sciences en Fusion vient de paraître cet été.

Créée sous l'impulsion de l'IRFM et la Fédération de Recherche Fusion par Confinement Magnétique-ITER (FR-FCM) qui regroupe de nombreux établissements d’enseignement supérieur, son objectif est de fournir des informations à un large public sur les avancées scientifiques dans les domaines de la Fusion tout en mettant en avant les synergies avec d’autres thématiques comme l’astrophysique par exemple. La revue Sciences en Fusion aura une parution annuelle et est composée de 6 à 8 articles scientifiques sur une thématique propre à chaque numéro. Le Numéro 1 est consacré à la Turbulence. Vous pouvez consulter la revue sur : http://irfm.cea.fr/SciencesEnFusion/ Vous y trouverez les articles suivants :   Editorial par Guy Laval   Initiation à la turbulence dans les plasmas magnétisés   Modélisation multi-échelle du transport turbulent   Caractérisation expérimentale d'une turbulence plasma   Des supercalculateurs au service de la modélisation du transport turbulent   Turbulence d'interface : quand  le soleil rencontre la boite   Quand la turbulence s'auto-organise   Une physique pluridisciplinaire   Notions utiles : Fusion, plasmas et tokamaks   Notions utiles : Instabilités et turbulence dans les plasmas de tokamaks   Glossaire

La future plateforme de tests à hauts flux Hades (High heAt LoaD tESt facility) a franchi un premier jalon important : les tests de bon fonctionnement ont démontré que le matériel installé est opérationnel.

Hadès n’est pas revenu des enfers mais du Creusot où cette station de tests à hauts flux appelée FE200 a fourni plus de 25 ans de bons et loyaux services pour Areva NP (Framatome aujourd’hui). Conçue, au départ, au CEA Cadarache et cofinancée par Areva au début des années 90, une partie de la station (celle réalisée par le CEA/DRFC à l’époque) a été transférée en mars 2018 à l’IRFM suite à la décision d’AREVA de l’arrêter fin 2016. Les principaux sous-systèmes  (chambre à vide de 8 m3, boucle hydraulique pressurisée, système de pompage, boucle secondaire, diagnostics et contrôle-commande) ont été installés et testés lors de la première phase du projet qui s’achève avec les résultats positifs des tests de bon fonctionnement. Le prochain jalon sera l’installation du canon à électrons à forte puissance (plusieurs dizaine de kW) dont l’achat est en cours de négociation actuellement. Il permettra de doter l’an prochain l’IRFM d’une plateforme unique en France pour le développement et la caractérisation de matériaux, composants et instrumentation en environnement extrême (vide, haute température, haut flux thermique).

Arrivée des composants Hades (boucle hydraulique) à l'IRFM

Installation d'Hades

Simulations non-linéaires de l’activité magnétohydrodynamique du bord du plasma dans le tokamak coréen KSTAR et comparaison à l’expérience

L’activité magnétohydrodynamique au bord du plasma (ELMs, Edge Localized Modes en anglais) doit être comprise afin d’envisager des moyens de prédire et de contrôler les flux considérables de chaleur et de particules intermittents qu’elle fait supporter aux  composants face au plasma. Des observations très précises de la dynamique de ces modes ont pu être faites récemment sur le tokamak coréen KSTAR à l’aide d’un diagnostic d’imagerie de l’émission cyclotronique des électrons du plasma. Des simulations magnétohydrodynamiques (MHD) non-linéaires effectuées à l’IRFM reproduisent fidèlement pour la première fois les caractéristiques de la dynamique mesurée, ce qui constitue une nouvelle avancée dans la compréhension de ces modes.

Le Mode H (H pour « high confinement ») est l’un des régimes de base du fonctionnement des tokamaks tels qu’ITER. Il est caractérisé notamment par un très fort gradient de pression qui se forme à la périphérie du plasma. Ce fort gradient tend à provoquer des pertes périodiques de confinement au bord du plasma, sous forme de relaxations MHD sur les temps très courts de quelques dixièmes de millisecondes : les Edge Localized Modes en anglais ou ELMs. Les ELMs se traduisent par une expulsion de chaleur et de particules de la région confinée par le champ magnétique, et limitent en grande partie le confinement global du plasma. Bien que les ELMs ne soient pas une préoccupation majeure pour les tokamaks d’aujourd'hui, dans le contexte d’ITER ils peuvent conduire à des flux de puissance considérables pouvant endommager les composants faisant face au plasma. La physique des ELMs est gouvernée par des instabilités dues à la pression (dites de ballonnement) et au courant dans cette région périphérique. Les mesures qui y ont été effectuées avec le diagnostic ECEI (Electron Cyclotron Emission Imaging) sur le tokamak Coréen KSTAR [M. Kim et al Nucl. Fusion 54, 093004 (2014)] ont fourni de nouvelles caractéristiques surprenantes des ELMs : des structures tournantes avec des modes toroïdaux (n = 5-8) y ont été détectées pendant quelques millisecondes, juste avant le "crash" de l’instabilité (phase dite "précurseur", précédant la génération d’un flux de chaleur et de particules intense).

Fig.1. Two ECEI diagnostic images of temperature fluctuations before ELM crash separated by ~0.008ms in time

Le code MHD non-linaire JOREK, développé au CEA/IRFM en collaboration avec d’autres laboratoires Français et Européens pour la modélisation des ELMs, permet une comparaison directe de la théorie et de sa modélisation avec des observations expérimentales de la dynamique de ces modes. Le travail récent [M. Bécoulet, M. Kim, G. Yun, S. Pamela, J. Morales, X. Garbet, G.T.A. Huijsmans, C. Passeron, et al, Nuclear Fusion 57 (2017) 116059], réalisé en collaboration avec des expérimentateurs de KSTAR a permis d’identifier la nature des modes et d’expliquer leur dynamique, constituant une nouvelle avancée dans la compréhension de ces modes et consolidant les projections vers ITER. En particulier, les paramètres plasma et la géométrie réels de KSTAR ont été utilisés dans la modélisation JOREK. La modélisation complète du crash d’ELM a été réalisée en incluant les écoulements du plasma. Les modes les plus instables des modes toroïdaux (n = 5-8), la vitesse (~ 5km / s pour le mode n = 8) et la direction de la rotation du mode ont été reproduits dans la modélisation. La rotation toroïdale et la vitesse de dérive du plasma dans la direction poloïdale (la vitesse dite « diamagnétique ») inclus dans le modèle de JOREK sont les facteurs les plus importants pour expliquer les structures tournantes observés sur KSTAR (Fig.1-2).

Fig.2.Two images of temperature fluctuations before ELM crash separated by ~0.008ms in time in non-linear MHD modelling in single harmonic n=8 simulation

Référence : M.B écoulet, M. Kim, G. Yun, S. Pamela, J. Morales, X. Garbet, G.T.A. Huijsmans, C. Passeron, et al, Non-linear MHD modelling of Edge Localized Modes dynamics in KSTAR, Nuclear Fusion 57 (2017) 116059

Une optimisation de géométrie permettrait d’éviter la surchauffe des monoblocs en tungstène du divertor externe d’ITER. En effet, le détail de la forme géométrique de ces éléments joue de façon critique sur les flux de chaleur reçus localement et in fine sur l’intégrité des composants. Une étude récente effectuée à l’IRFM propose une géométrie qui limiterait la surchauffe locale des monoblocs en tungstène du divertor d’ITER, en usinant un biseau simultanément dans les directions toroïdales et poloïdales.

Dans la plupart des tokamaks, le divertor est l’élément chargé d’extraire la puissance arrivant au bord du plasma (de l’ordre de 100MW dans ITER) et d’en optimiser la répartition pour éviter la fusion des composants face au plasma. Cet élément est donc soumis à des flux de chaleurs colossaux, de l’ordre de 10 MW/m2 en stationnaire, soit du même ordre de grandeur que les flux de chaleur à la surface du soleil. Parce qu’il s’agit d’un élément particulièrement critique pour la réussite d’ITER, la plateforme WEST a été récemment démarrée à l’IRFM afin de tester en environnement tokamak des composants représentatifs des constituants du divertor d’ITER. En raison de l’incidence rasante des lignes de champ magnétique, lesquelles conduisent la plus grande partie du flux de chaleur, le détail de la forme géométrique des éléments du divertor joue de façon critique sur les flux de chaleur reçus localement et in fine sur leur intégrité. En effet, le divertor d’ITER fonctionnera dans des conditions très proches des limites opérationnelles (température maximale). Une géométrie optimisée permet d’améliorer la performance mais au prix d’une réduction des tolérances mécaniques de fabrication et de montage qui a bien sûr un coût. Il s’agit d’une question encore ouverte, qui fait l’objet d’une modélisation détaillée à l’IRFM via des contrats passés par ITER Organization. La plus récente de ces études fait apparaître une solution d’optimisation géométrique pour limiter la surchauffe des bords d'attaque (qui mènerait à une fusion locale) des monoblocs en tungstène sur le divertor externe.

Les cibles verticales du divertor d’ITER seront constituées d’environ 110000 éléments. Ces éléments sont inclinés par rapport aux lignes de champ magnétiques incidentes (~3°) de façon à répartir le flux de chaleur en provenance du plasma sur la surface la plus large possible. Les tolérances de fabrication et d’alignement attendues font qu’inévitablement des bords d'attaque recevront de plein fouet les flux de chaleur (avec une incidence proche de 90°) ce qui entraînera leur fusion. Une première possibilité pour éviter ceci est d’usiner les monoblocs avec un biseau dans la direction toroïdale afin de masquer les bords d'attaque. Une étude récemment publiée montre que ceci ne résout que partiellement le problème [J. P. Gunn, et al., Nucl. Fusion 57, 046025 (2017)] : certains coins et côtés des monoblocs restent exposés au flux de chaleur en raison de l’inclinaison des lignes de champ magnétique. Suite aux recommandations d’un panel d’experts en septembre 2016, de nouvelles études ont alors été commandées à l’IRFM pour poursuivre l’optimisation géométrique des monoblocs. Une nouvelle idée a été testée et modélisée : sur le divertor externe il est possible de masquer tous les coins et les bords exposés en mettant en œuvre un biseau simultanément dans les directions toroïdales et poloïdales. Les calculs montrent que les problèmes de surchauffe peuvent être considérablement réduits ou même éliminés, au prix d'une légère augmentation de l'échauffement global de 5 à 30% en fonction de la profondeur du biseau. La faisabilité de l'implantation de cette géométrie optimisée et ses conséquences sur le coût et la complexité de fabrication du divertor doivent encore être évaluées.

Cassette de divertor d'ITER. L'encadré (1) illustre la réponse thermique des monoblocs n'ayant qu'un biseau toroïdal. Les bords supérieurs (flèche bleue) sont en surchauffe de 300°C. L'encadré (2) démontre l'efficacité de la solution à biseau toroïdal-poloïdal. La surchauffe des bords est éliminée.

La modélisation mise en œuvre par le CEA/IRFM pour obtenir ces résultats est un calcul détaillé des trajectoires des particules en tenant compte notamment des effets de largeur d’orbite (mouvement de giration des ions et des électrons autour des lignes de champ magnétique), de la forme détaillée des composants du divertor, ainsi que de la distribution du flux de chaleur dans la zone périphérique du plasma. Ces études illustrent l’importance de la modélisation des flux de plasma pour le design détaillé des divertors pour le succès de futurs réacteurs à fusion (comme DEMO et les tokamaks chinois et coréen actuellement en phase de conception) et pourraient conduire à engager un programme expérimental de test de composants spécifiques à double biseau sur la plateforme WEST.

Le CEA a inauguré son tokamak WEST le 6 avril 2018 en présence d’élus nationaux et locaux, ainsi que des institutionnels qui ont participé à son financement.

Après des premiers résultats encourageants fin 2016 et fin 2017, le tokamak WEST du CEA entame avec ses partenaires sa nouvelle vie. C’est une nouvelle machine de fusion que les chercheurs ont appris à piloter ces derniers mois. Tore Supra, le Tokamak du CEA a subi une profonde transformation. Devenu WEST pour « Tungsten (symbole chimique W ) Environment in Steady-state Tokamak », il va notamment devoir tester l’un des composants clés d’ITER, le divertor et explorera les problématiques de physique et d’opération sur des plasmas longues durées en environnement tungstène. Après quatre ans de travaux de 2013 à 2016, un jalon important a été franchi avec un premier plasma en décembre 2016. Fin 2017 WEST a ensuite rejoint la famille des tokamaks avec divertor en réalisant son premier plasma en « Point X ». Cette configuration magnétique permet de passer en mode de confinement amélioré, et de tester les composants qui font face au plasma dans des conditions similaires à celles d’ITER. Depuis, les progrès sur cette nouvelle machine sont constants et le programme expérimental qui embarque la communauté fusion nationale et internationale fait l’objet d’une feuille de route explicite sur les prochaines années. Le 6 avril, c’est devant toute l’équipe et en présence des représentants des Institutions ayant subventionnées la transformation de Tore Supra en WEST (Fonds FEDER, Etat, Région PACA et Conseil Départemental des Bouches du Rhône), ainsi qu’en présence de quelques députés et élus locaux, que le tokamak WEST a été inauguré.

Officiels présents lors de l'inauguration

Extrait du son et lumière : http://irfm.cea.fr/Phocea/Video/index.php?id=27 

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.

Le 12 décembre 2017, la dernière bobine de champ toroïdal du tokamak supraconducteur JT-60SA en cours d’assemblage au Japon est sortie des ateliers General Electric (ex Alstom) de Belfort. Ce jalon important conclut brillamment la contribution française pour la fourniture de 10 des 20 aimants principaux du tokamak japonais.

Ce 12 décembre 2017 au matin, la 10ème et dernière [1] bobine de champ toroïdal pour le tokamak supraconducteur JT-60SA est sortie des ateliers General Electric (ex Alstom) de Belfort. Comme ses neuf sœurs avant elle, cette bobine est en chemin vers le CEA Saclay où elle sera testée aux conditions nominales de température de fonctionnement (4.5 K, -268,5°C) et de courant (27,5 kA), dans la station d’essai cryogénique dédiée. Il est attendu par toute l’équipe CEA conduite avec brio par Patrick Decool, que cette bobine, comme celles qui l’ont précédée, satisfasse sans faillir aux critères de recette finale qui inclut également un test de transition résistive, dit test de quench, permettant de mesurer la marge de fonctionnement en température de ces bobines, dont le bon fonctionnement est la base des futurs succès de JT-60SA. C’est une aventure technique et humaine de plus de dix ans qui est en passe de s’achever dans les jours à venir, et qui a compris bien des étapes depuis la définition des spécifications, du design, la contractualisation, la définition, la qualification et la validation des processus de fabrication, la mise en place qu’un contrôle qualité exigeant avant le lancement des premières fabrications en décembre 2013.

Stargate... et les 7 principaux acteurs de cette aventure commune devant leur porte vers les étoiles

Des liens de confiance très étroits ont été construits aux longs de toutes ces années entre les équipes japonaises de QST (ex JAEA), européennes de F4E, et françaises du CEA et d’Alstom-General Electric. Et c’est avec nostalgie que les membres de ces équipes voient se tourner une page importante de leur activité. Toutefois, chacun des acteurs de ce grand succès technique et organisationnel pourra légitimement en retirer la fierté d’avoir accompli un grand œuvre pour le développement des recherches sur la fusion contrôlée, avec le sentiment très fort d’avoir ouvert une nouvelle porte vers les étoiles.   [1] Les bobines complémentaires sont fabriquées en Italie par ENEA-ASG  

12 bobines installées dans JT-60SA (octobre2017)

Le CEA et le Ministère de la Science et de la Technologie de la République Populaire de Chine (MOST) ont signé les 23 et 24 novembre 2017 à Pékin la création du Centre franco-chinois sur l’énergie de Fusion (SIFFER, SIno-French Fusion Energy centeR). Cet accord-cadre de coopération permet aux deux pays d’intensifier leur collaboration sur la Recherche et le Développement Scientifique et Technique pour la Fusion.

L’accord-cadre de création de SIFFER a été signé le 23 novembre 2017 par M. Gabriele FIONI, Directeur des Coopérations Internationales du CEA et M. Dongbai YE, Directeur Général du département de la Coopération Internationale du MOST. Cette signature s’est accompagnée d’une Déclaration Politique Intergouvernementale signée le 24 novembre par M. Jean-Maurice RIPPERT, Ambassadeur de France en Chine, et M. Zhigang WANG, Vice-Ministre du MOST, en marge de la Rencontre sur le Dialogue de Haut niveau sur les Echanges Humains, et en présence de M. Jean-Yves LE DRIAN, Ministre des Affaires étrangères de la République Française et de Madame LIU, vice Premier Minisre de la République Populaire de Chine.   L’accord de mise en œuvre de SIFFER (Implementing Agreement) a ensuite été signé le 24 novembre 2017 par M. Gabriele FIONI, Directeur des Coopérations Internationales du CEA, M. Delong LUO, Directeur de l’Agence ITER-Chine, M. Yuntao SONG, vice-Directeur de l’Institut ASIPP (Académie des Sciences de Chine), et M. Xuru DUAN, Directeur de l’Institut SWIP (China National Nuclear Corporation), établissant ainsi la gouvernance formelle de l’accord.

MM. Song, Fioni, Luo et Duan lors de la signature de l'Implementing Agreement SIFFER

Les quatre membres du consortium SIFFER que sont le CEA/IRFM, l’agence domestique ITER-Chine, porteuse du programme fusion chinois, et les deux plus importants Instituts de fusion chinois (ASIPP de l’académie des sciences et SWIP du CNNC) vont désormais pouvoir mener en commun des actions de R&D scientifiques et technologiques dans le domaine de la fusion. Les thématiques couvertes sont le soutien à ITER Organization et ses partenaires, le développement de technologies pour la fusion, la R&D en physique et le développement de logiciels de sûreté et de normes techniques pour la fusion. Il s’appuie, en particulier, sur des activités conjointes au niveau de l’exploitation scientifique des machines de fusion française et chinoises (WEST, EAST, HL2A, HL2M), et sur les activités de R&D en accompagnement des études de conception des machines de fusion du futur (tokamaks ITER, CFETR, ..). SIFFER a vocation à mutualiser et optimiser l’utilisation des moyens humains et scientifiques des différents Instituts impliqués et devient ainsi un acteur de tout premier plan mondial dans le domaine de la R&D en Fusion.

Plus d'infos sur http://www.siffer.science/

Le premier grand composant pour le système magnétique d’ITER est arrivé à l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA) pour y être testé. Cet évènement méritait d’être souligné au plus haut niveau. Ainsi, Bernard Bigot, DG d’ITER Organisation, Luo Delong, directeur de l’Agence domestique chinoise en charge de la fourniture de composants d’ITER par la Chine et Alain Bécoulet, directeur de l’IRFM ont accueilli avec enthousiasme ce composant de plusieurs tonnes qui matérialise la collaboration internationale lancée il y a dix ans pour construire ITER.

Cet imposant composant de près de 8 m de long, 4 m de haut et 2,5 m de large pour un poids de 6,6 tonnes, appelé « feeder » en anglais, permettra d’alimenter l’une des bobines supraconductrices d’ITER (la bobine poloïdale n°4) en hélium liquide et en courant. C’est également par ce « feeder » que passent les câbles d’instrumentation de la bobine. Le composant qui sera testé conjointement par les équipes du CEA et d’ITER n’est qu’un maillon de l’un des 31 feeders que livrera la Chine et qui mesurent entre 30 et 50 mètres de long chacun. Il n’en reste pas moins un élément d’une technologie complexe composé de supraconducteurs, d’alimentations électriques supraconductrices, de tuyauteries et vannes cryogéniques, d’instrumentation, d’écrans thermiques et d’une chambre à vide. Il permet d’assurer le passage de l’hélium d’un gradient de température de 300 k à 4 k (c’est-à-dire de la température ambiante à -269 °C). C’est le premier d’une longue série de composants technologiques, preuve concrète de l’effort conjoint de plusieurs dizaines voire centaines de personnes à travers le monde. Cet élément sera positionné dans l’anneau qui supporte le cryostat avant que ce dernier ne soit achevé. Son arrivée témoigne des progrès de la construction du projet ITER. Et pour Bernard Bigot : « Un jour - qui n’est pas si loin - ces composants formeront une machine bien réelle ».

MM. Bigot, Bécoulet, Delong et Mitchell pendant la cérémonie

Ce premier composant sera scrupuleusement examiné dans le laboratoire MIFI (Magnet Infrastructure Facilities for ITER) du CEA. En effet, il subira des tests d’isolement haute-tension, de vérification des dimensions et de détection de fuite. Ces tests valideront son bon fonctionnement avant son installation définitive dans le bâtiment tokamak d’ITER. D’autres composants arriveront à l’IRFM dans les mois à venir, amplifiant ainsi la collaboration entre ITER et le CEA, ce dernier apportant son expertise et ses compétences pour la réalisation de cette incroyable machine.   Voir aussi : News ITER : Magnet system - First superconducting component ready for tests Vidéo sur le sujet  

A droite, le composant dans les locaux MIFI du CEA