Dans la perspective d’un réacteur industriel de fusion, un autre enjeu réside dans la capacité d’assurer l’auto-alimentation de la machine en tritium, fermant ainsi en interne le « cycle du combustible ». En effet, le tritium, de par sa période radioactive courte (12,3 années) est un élément très rare sur Terre : la production naturelle est de 0,2 kilo / an et l’inventaire actuel du tritium mobilisable sur Terre est d’environ 19 kilos (essentiellement produits dans les centrales à eau lourde du type CANDU).
Le tritium utilisé dans une centrale à fusion devra donc être produit par la centrale elle-même. La solution technique avancée est la mise au point d’une couverture tritigène, positionnée face au plasma. La réaction de fusion deutérium-tritium (D-T) libère un neutron à haute énergie ainsi qu’un atome d’hélium. Tandis que le plasma demeure confiné par les champs magnétiques du tokamak, les neutrons s’échappent et sont absorbés par cette couverture composée de « modules » tapissant la paroi. La présence de lithium dans ces modules de couverture engendre une autre réaction : le neutron incident est absorbé par l’atome de lithium, et génère alors un atome de tritium et un atome d’hélium. On peut ensuite extraire le tritium de la couverture et le recycler dans le plasma comme combustible.
On réalise l’enjeu de l’auto-suffisance en tritium : un tritium consommé par une réaction de fusion donne un neutron qui doit produire un nouveau tritium. La couverture tritigène devra donc incorporer, en plus du lithium, un multiplicateur de neutrons (comme le plomb ou le béryllium), afin de compenser les pertes inévitables de neutrons. Il ne sera également pas possible de recouvrir de modules de couverture toute la paroi interne du tore, ne serait-ce que pour laisser de la place aux dispositifs de chauffage du plasma.
Une fois la réaction de fusion amorcée dans un réacteur de fusion, il suffira pour l’entretenir de l’alimenter en deutérium et en lithium, deux éléments disponibles en abondance.
La possibilité de produire ainsi le tritium in situ est aujourd’hui validée au niveau des concepts. On se dirige vers deux types de couverture : les concepts à matériaux tritigènes solides, où l’extraction du tritium s’effectue en faisant circuler un gaz entre des billes de céramiques à base de lithium, ou les concepts à matériaux tritigènes liquides, dans lesquels ce liquide circule à l’intérieur du réacteur pendant la réaction et est ensuite traité pour en extraire le tritium. Il faut désormais trouver le meilleur compromis, selon la compatibilité des matériaux entre eux et selon les fenêtres d’utilisation admissibles (température de fonctionnement, résistance au gonflement …).
Le choix des matériaux de structure de la première paroi et des couvertures tritigènes des réacteurs de fusion est capital car il dictera en grande partie les performances du réacteur en termes de rendement (température de fonctionnement maximale admissible) et en termes de disponibilité (durée de vie des éléments de couverture).
Sur cet enjeu, le programme ITER lui-même permettra d’avancer un choix d’options technologiques. A cette fin, des modules de couverture tritigène de différents concepts seront testés, sans mission de réalimenter le plasma en tritium car ils n’occuperont qu’une fraction faible de la paroi interne d’ITER. La démonstration intégrée de l’auto-suffisance en tritium sera l’une des missions de DEMO.