La mission principale de WEST est donc double :
- Ouvrir la voie à l’acquisition et à l’exploitation du divertor en tungstène activement refroidi d’ITER
- Maîtriser le scénario intégré du plasma sur l’échelle de temps d’équilibre de la paroi du plasma dans un environnement métallique.
Le principal objectif de la planification de WEST est de fournir des réponses en temps voulu à ITER. L’exploitation de WEST est prévue en plusieurs phases, afin d’utiliser au mieux les éléments de divertor WEST semblables à ceux d’ITER, dès qu’ils seront disponibles.
Au cours de la phase 1, il est prévu d’utiliser une combinaison d’éléments de divertor en tungstène refroidis activement, similaires à ceux d’ITER, et d’éléments de divertor inertiels revêtus de tungstène pour le démarrage. Au cours de cette phase, la pleine puissance sera disponible, mais le fonctionnement du plasma sera limité dans le temps par les éléments du divertor inertiel (typiquement ~10 s à haute puissance).
Au cours de la phase 2, le divertor en tungstène activement refroidi, semblable à celui d’ITER, sera entièrement disponible, ce qui permettra d’obtenir des impulsions de longue durée, jusqu’à des milliers de secondes. Les contributions de WEST sont prévues en trois étapes :
- Production du divertor WEST : optimisation de la production industrielle à grande échelle
- Phase 1 de l’exploitation de WEST : capacités de gestion de la puissance du divertor similaire à celui d’ITER
- Phase 2 de l’exploitation de WEST : exposition au divertor à plasma à haute fluence / démonstration du mode H intégré à impulsion longue / étude des régimes avancés
Le projet WEST et son plan de recherche sont ouverts à la communauté internationale de la fusion. La plateforme WEST sera gérée comme une installation d’utilisateurs, ouverte à tous les partenaires d’ITER.
Le programme de recherche WEST vise à garantir un fonctionnement efficace et une mise en œuvre rapide du programme expérimental au cours de la période prévue pour l’exploitation de WEST. Il s’agit d’un document vivant, qui évoluera avec le projet et sera régulièrement discuté avec les partenaires WEST, dans le cadre d’ateliers scientifiques et de présentations au conseil d’administration de WEST. La prochaine mise à jour est proposée à la fin de la première phase d’exploitation de WEST.
Le programme de recherche s’articule autour de deux thèmes principaux :
Headline 1 – Essai et fonctionnement de composants de revêtement de plasma de qualité ITER dans un tokamak
Headline 2 – Vers un mode H à impulsion longue et un fonctionnement en régime permanent