La mise au point des systèmes d’évacuation de la chaleur produite par le plasma constitue un enjeu en termes de choix et de mise en oeuvre des matériaux utilisés.
Quand un plasma est maintenu sur de longues durées, les composants qui lui font face doivent évacuer de très importantes quantités de chaleur. S’il était possible d’uniformiser le flux de chaleur incident sur les parois face au plasma d’un réacteur de fusion, ce flux serait de l’ordre de 0,5 MW/m2. C’est-à-dire un niveau de flux proche de celui des assemblages de combustible d’un réacteur de fission du type EPR. En fait, dans les machines de fusion, il est impossible de répartir uniformément la puissance évacuée par le plasma sur l’intégralité de la surface des parois du tore. La zone d’interaction entre le plasma et la paroi est donc nettement inférieure en dimension à la surface totale de la paroi. Le flux de chaleur dans la zone de contact peut ainsi atteindre 10 à 20 MW/m2, c’est-à-dire de l’ordre du quart du flux de chaleur présent à la surface du Soleil.
Situé sur le « plancher » de la chambre à vide, le divertor d’ITER doit assurer cette fonction. Le choix du matériau de surface du divertor est donc crucial : seuls quelques très rares matériaux sont capables de fournir les conditions de conductivité de la chaleur et de supporter les contraintes et les fortes températures, pendant les vingt années que devrait durer l’exploitation d’ITER. Ces matériaux existent, mais ont encore besoin de qualification et de caractérisation dans un environnement de tokamak en opération, en particulier dans l’optique de leur utilisation sur ITER.
C’est l’enjeu du programme d’accompagnement WEST conduit par le CEA sur son tokamak.