La fusion par confinement magnétique emploie des aimants supraconducteurs pour développer des champs magnétiques intenses dans lesquels sont piégées les particules qui fusionnent. Les performances sont intimement liées à la valeur du champ magnétique. Un doublement du champ magnétique au centre du plasma permettrait en principe une augmentation d’un facteur 16 de la puissance de fusion libérée par ce même plasma. Les derniers développements sur les supraconducteurs à haute température (SHT) ouvrent la voie à l’utilisation de champs encore plus intenses mais au prix d’efforts électromécaniques plus intenses. La conception de ces systèmes magnétiques, fortement multi-échelles et multiphysiques, repose habituellement sur des modèles éléments finis très coûteux en puissance de calcul. Le CEA-IRFM a développé un code de calcul électromagnétique et mécanique d’ordre réduit pour évaluer rapidement la tenue mécanique de ces systèmes et réaliser des études paramétriques. Ces travaux ont été présentés lors de la 29e conférence internationale Magnet Technology à Boston, qui rassemble toute la communauté des supraconducteurs.
Les installations pour le développement de l’énergie de fusion par confinement magnétique utilisent des électro-aimants supraconducteurs pour générer des champs magnétiques de forte intensité (10-13 T au sein des aimants d’ITER). Les SHT offrent une plage de fonctionnement étendue et donnent accès à des champs magnétiques supérieurs à 20 T. En exploitant ces niveaux d’intensité, on peut espérer réduire la taille des enceintes de confinement du plasma tout en opérant à des puissances de fusion identiques ou opérer à des puissances de fusion plus élevées. Cependant, ces aimants sont soumis à des efforts électromagnétiques considérables qui augmentent avec le carré du champ magnétique. La tenue mécanique de ces composants, dans le contexte des machines compactes à fort champ, devient alors critique.
En règle générale, des modèles éléments finis volumiques permettent d’évaluer les contraintes induites dans les structures d’aimants supraconducteurs. Ces modèles multiphysiques et multi-échelles sont très lourds numériquement et demandent plusieurs heures de calcul pour chaque configuration. L’objectif du code CIRCE (Cast3M Investigation and Research for Coils Mechanical Evaluation) est de proposer des modèles d’ordre réduit pour évaluer la tenue mécanique d’un grand nombre de configurations. Cela permet d’identifier rapidement les points critiques et les limites structurelles liées à l’augmentation du champ magnétique.
CIRCE rassemble plusieurs modules (géométrique, électromagnétique et mécanique) et propose une séquence complète de calcul pour évaluer la performance des structures (figure 1). Les modèles éléments finis sont basés sur des formulations d’ordre réduit 1D et 2D qui diminuent grandement le nombre total de points de calcul et fournissent des résultats en quelques secondes. Cette approche a été validée [1] avec des modélisations effectuées sur des machines en opération ou en construction telles que ITER ou WEST. L’outil étant paramétrique et flexible, des études sur le concept de Stellarator ont été menées en complément de la configuration Tokamak ([2] et figure 2).
(données d’entrée, calcul des forces électromagnétiques puis des efforts mécaniques)
Le code CIRCE se focalise sur le prédimensionnement des aimants des dispositifs de fusion magnétique et permet d’identifier rapidement les limites liées à l’augmentation du champ magnétique. Il s’intègre dans le projet SF-Plant du PEPR SupraFusion qui vise le développement de codes dit « système », décrivant l’ensemble des composantes d’une centrale à fusion, pour évaluer l’apport des SHT à un niveau plus global et lever les verrous scientifiques et technologiques propres à ces configurations compactes à fort champ.
sur le Stellarator HELIAS 5-B
[1] B. Boudes, A. Torre, F. Nunio and C. N. T. Dao, « The CIRCE code: Cast3M Investigation and Research for Coils Mechanical Evaluation, » in IEEE Transactions on Applied Superconductivity, vol. 35, no. 5, pp. 1-6, Aug. 2025, doi: 10.1109/TASC.2025.3549395.
[2] B. Boudes, A. Torre, F. Nunio, R. Cubizolles, D. Biek and F. Lebon, « Update on CIRCE mechanical toolbox for fusion magnet system analysis, » in IEEE Transactions on Applied Superconductivity, pp. 1-5, 2025, doi: 10.1109/TASC.2025.3635641.