Le 12 février, les scientifiques du CEA-IRFM ont maintenu un plasma d’hydrogène dans le Tokamak WEST pendant 1337 secondes, soit environ 22 minutes, avec une énergie injectée et extraite de 2,6 GJ : un excellent résultat de bon augure pour ITER et les recherches sur l’énergie de fusion !
De nombreuses expériences sont programmées sur le tokamak WEST pour développer l’énergie de fusion, en soutien à la future exploitation d’Iter et en collaboration avec de nombreux laboratoires d’EUROfusion et internationaux. Les mercredi 12 et jeudi 13 février étaient programmées des expériences pour réaliser des plasmas de longues durées et essayer de passer le cap des 1000 secondes, un des objectifs majeurs de WEST. La campagne expérimentale qui s’est terminée en décembre 2024 avait déjà fourni de très bons résultats dont une durée de plasma de 824 secondes avec 1,93 GJ d’énergie injectée.
Pour ces plasmas de longues durées, les scientifiques du CEA-IRFM utilisent une des antennes de chauffage du plasma par ondes électromagnétiques hyperfréquence, appelées antennes LH car la fréquence utilisée correspond à la fréquence dite hybride basse du plasma (Lower Hybrid). Dans le plasma record, une puissance de chauffage de 2 MW est injectée par une seule antenne. Elle génère un courant dans le plasma en accélérant les électrons et permet ainsi de le stabiliser. Le mercredi 12 février, un premier plasma en hydrogène d’une durée de 819 secondes a été réalisé montrant ainsi la robustesse du scénario utilisé précédemment. Le plasma qui a suivi, numéro 61299, a été maintenu pendant 1337 secondes, soit 22 minutes, avec une puissance injectée par le système LH et extraite par les composants face au plasma en tungstène activement refroidis de 2,6 GJ.
Lors de cette décharge plasma,
la puissance de chauffage injectée est ajustée en temps réel pour maintenir un courant plasma de 215 kA tandis que la densité du plasma est contrôlée à
2,3 1019 m-3 par un système d’injection d’hydrogène par microvannes piézoélectriques.
Aux alentours des 1040 secondes, un des sept klystrons qui alimentent l’antenne de chauffage s’est arrêté inopinément et le plasma s’est réorganisé dans un nouveau régime jusqu’à la 1337ème seconde, moment où le système LH s’est arrêté mettant un terme au plasma. De nombreuses données sont encore à analyser pour mieux comprendre le comportement du plasma.
Le lendemain, la seconde journée dédiée aux plasmas de longues durées s’est focalisée sur des plasmas en deutérium. Le meilleur plasma de la journée a duré 921 secondes, montrant encore une fois la robustesse du scénario plasma et des différents systèmes de contrôle. En effet, maintenir des plasmas sur des temps aussi longs nécessite des systèmes de contrôle temps-réel capables de réagir à des évènements affectant le plasma mais également à des événements affectant les composants faisant face au plasma tels que des échauffements anormaux.
Le programme expérimental de WEST se poursuit avec pour objectif d’augmenter la puissance de chauffage du plasma pour d’une part transiter dans le mode de confinement amélioré qui est envisagé dans Iter dans sa phase Deutérium-Tritium et qui nécessitera d’adapter les schémas de contrôle du plasma et d’autre part pour augmenter la puissance sur les composants face au plasma et simuler ainsi des puissances de fusion supérieures. L’ambition est de passer d’une puissance de chauffage de 2MW à 10MW, toujours sur des durées de l’ordre de 1000 secondes, puissance qui correspond à une puissance fusion de l’ordre du GW dans une machine de la taille d’Iter. Cela permettra d’évaluer la durée de vie des composants face au plasma en tungstène dans ces conditions extrêmes.
Maîtriser ce plasma, de nature instable, pendant de longues durées est un véritable défi technologique et un prérequis indispensable pour le contrôle d’un plasma auto-entretenu par les réactions de fusion, comme ce sera le cas dans Iter, et, à terme, pour produire de l’énergie de fusion de façon industrielle.
