DIII-D et WEST unissent leurs forces en vue d’ITER : premières « expériences de similarité »

Atteindre simultanément de hautes performances de fusion et un fonctionnement stationnaire de longue durée constitue l’un des principaux défis sur la voie de l’énergie de fusion. Les équipes du CEA-IRFM avec WEST à Cadarache et celles de General Atomics avec DIII-D à San Diego se sont unies pour relever ce défi en réalisant des expériences coordonnées de « similarité » et répondre ainsi à plusieurs questions essentielles pour ITER.

Les tokamaks WEST (CEA, France) et DIII-D (GA, USA) (Fig. 1) explorent des domaines opérationnels complémentaires (Fig. 2). DIII-D peut accéder à des régimes de forte puissance sur des temps courts grâce à une combinaison de chauffage du plasma par injection de neutres et par ondes radiofréquences à la résonance cyclotronique électronique, permettant d’atteindre des plasmas à forte pression normalisée (ratio entre la pression du plasma et la pression du champ magnétique) avec une paroi en carbone, tandis que WEST est capable de maintenir un courant plasma sur de très longues durées, dans un environnement en tungstène activement refroidi, grâce à des moyens de chauffages et de génération de courant par ondes radiofréquence à la fréquence cyclotronique ionique et hybride basse. Ils peuvent ainsi être utilisés conjointement pour répondre à plusieurs questions essentielles pour ITER : comment accéder de manière fiable au régime à haut confinement (High-confinement mode ou H-mode), et comment chauffer efficacement les ions du plasma pendant les phases dominées par le chauffage des électrons, telles qu’attendues dans les futurs plasmas en combustion d’ITER. Ensemble, les deux machines constituent donc une belle opportunité pour étudier le scénario dit « hybride » envisagé pour les opérations longue durée d’ITER, un régime visant à combiner hautes performances de fusion et stabilité du plasma sur de longues durées (~ 1000 s). Dans le cadre d’une collaboration encadrée par un accord entre le CEA et le Department of Energy (DOE), les deux équipes (photo 1) ont menées des expériences complémentaires sur WEST et DIII-D dont les résultats ont été récemment publiés [1].

Afin de permettre une comparaison directe entre les deux dispositifs, les équipes ont reproduit des conditions similaires en égalisant plusieurs paramètres physiques sans dimension gouvernant le transport de la chaleur dans le cœur du plasma : pression normalisée, collisionalité, rayon de Larmor ionique normalisé, forme du plasma, profils du facteur de sécurité et rapport des températures ionique et électronique (Fig. 3). Malgré des différences importantes entre les deux machines, notamment en termes de rapport d’aspect (ratio entre le grand et le petit rayon du plasma) et de matériaux de paroi, les expériences ont permis d’atteindre des conditions plasma remarquablement proches dans le cœur. Plusieurs résultats importants pour la préparation d’ITER et des futures centrales de fusion ont été obtenus.

L’un des principaux résultats montre que les deux tokamaks présentent un confinement thermique normalisé similaire en régime de confinement standard (mode L). Ce résultat confirme la faible dépendance de la loi de confinement ITER96-L vis-à-vis du rapport d’aspect de la machine et renforce la validité des approches de similarité entre dispositifs différents.

L’accès au régime à haut confinement (mode H), nécessaire pour obtenir des performances élevées en fusion, reste l’un des défis majeurs pour ITER. Les conditions de cet accès sont décrites par des lois d’échelle qui permettent, par exemple, d’estimer la densité optimale pour atteindre le mode H avec une puissance de chauffage du plasma minimale. Ces expériences ont montré que la forte dépendance au champ magnétique et au rapport d’aspect dans cette loi de densité minimale peut aider à expliquer la fenêtre d’accès au mode H sur WEST. Ces résultats sont particulièrement importants pour ITER, dont les premières phases d’exploitation ainsi que l’accès au plasma en régime dominé par la puissance alpha issues de réactions de fusion deutérium-tritium devraient se dérouler à proximité du seuil d’accès au mode H. Comprendre la physique gouvernant cette transition lorsque la puissance disponible est marginale constitue donc un enjeu essentiel pour ITER et les futures centrales de fusion.

Un troisième résultat concerne le chauffage des ions dans des plasmas où l’énergie est principalement déposée sur les électrons, une situation directement pertinente pour ITER, où les particules alpha issues de la fusion chaufferont d’abord les électrons du plasma. Les expériences sur WEST et DIII-D confirment que le rapport entre le temps de confinement de l’énergie thermique et le temps d’échange d’énergie électron-ion joue un rôle clé dans l’augmentation de la température ionique. L’optimisation de ce paramètre pourrait donc être déterminante pour atteindre les températures ioniques nécessaires aux réactions de fusion dans ITER et les futures centrales d’énergie de fusion.

Au-delà des résultats expérimentaux eux-mêmes, cette étude constitue une base de données multi-machines sans précédent pour la validation des modèles prédictifs de transport au cœur du plasma. En comparant des plasmas obtenus dans des conditions physiques similaires mais avec des matériaux de paroi, des systèmes de chauffage et des contraintes opérationnelles différents, les chercheurs peuvent mieux évaluer la robustesse des modèles utilisés pour optimiser les scénarios opérationnels d’ITER et des futures centrales de fusion.

La collaboration entre WEST et DIII-D continue et entre désormais dans une nouvelle phase. De nouvelles campagnes expérimentales réalisées très récemment ont visé à étendre ces études de similarité en augmentant le rapport d’aspect sur DIII-D, en explorant des régimes avec le chauffage à la résonance cyclotronique électronique sur WEST pour faciliter l’accès au mode H et aussi la comparaison directe avec DIII-D, et en développant des expériences coordonnées dans des configurations innovantes, par exemple avec une section plasma à triangularité négative (forme en D renversée).

Ce travail illustre l’importance des collaborations internationales dans la recherche sur l’énergie de fusion. La combinaison des capacités complémentaires de DIII-D et WEST permet d’explorer des régimes physiques qu’aucune des deux machines ne pourrait atteindre seule et de consolider les bases scientifiques pour l’exploitation d’ITER et la conception des futures centrales de fusion.