Le programme de recherche WEST a été mis à jour en 2022 avec le démarrage de la phase 2 et l’installation du divertor complet de niveau ITER. La mission de la phase 2 de WEST est décrite dans le résumé suivant :
Trouver un schéma fiable pour l’échappement de puissance dans les dispositifs de fusion magnétique a été identifié comme l’un des principaux défis vers un futur réacteur de fusion, où la fluence et l’énergie cumulées des particules sur les composants face au plasma atteindront des niveaux sans précédent. Le divertor est un composant crucial pour l’échappement de puissance dans les tokamaks, car il gère les charges de chaleur et de particules les plus élevées dans la cuve et permet d’accéder à des régimes de confinement du plasma élevés (mode H).
ITER prévoit de fonctionner avec un divertor en tungstène activement refroidi au cours des 15 premières années de son exploitation scientifique, à la fois pour les phases PFPO (Pre Fusion Power Operation) et FPO (Fusion Power Operation). La question de l’adéquation de la durée de vie du divertor pour permettre une exploitation jusqu’à une date avancée de la phase FPO avec le premier divertor en tungstène est considérée comme un domaine de recherche hautement prioritaire pour ITER, compte tenu de son impact sur le plan de recherche d’ITER.
Le programme du tokamak WEST (Tungsten (W) Environment in Steady State Tokamak) vise à résoudre ce problème, à minimiser les risques liés à l’acquisition du divertor d’ITER et à acquérir de l’expérience pour son fonctionnement. Il s’agit de tester un divertor en tungstène activement refroidi de type ITER dans les conditions d’un tokamak, en tirant pleinement parti de la capacité d’impulsion longue de WEST, un tokamak supraconducteur de la classe des méga-ampères capable d’obtenir de longues décharges de plasma (jusqu’à des milliers) dans un environnement entièrement en tungstène.
WEST ouvre également de nouvelles possibilités pour démontrer la viabilité des scénarios plasma sur l’échelle de temps d’équilibre de la paroi du plasma (~minutes), comme l’exige le fonctionnement en régime permanent. En effet, l’extension du fonctionnement du plasma à des impulsions longues entraîne des contraintes supplémentaires (efficacité de l’entraînement du courant, contrôle de la MHD à une tension de boucle nulle…) et peut mettre en évidence de nouveaux problèmes qui n’apparaissent pas sur les impulsions courtes, en particulier dans le domaine du contrôle des particules. WEST offre la possibilité d’anticiper les inconnues actuelles sur la voie du fonctionnement à impulsions longues dans un environnement métallique avant qu’elles ne soient rencontrées dans ITER, et d’identifier des solutions.
Enfin, WEST dispose d’un environnement complet en tungstène, tel qu’il est actuellement prévu comme option de référence pour les futurs réacteurs de fusion, et peut donc traiter un certain nombre de questions relatives aux réacteurs.
La mission principale de WEST est double et se résume comme suit :
- Ouvrir la voie à l’acquisition et à l’exploitation du divertor en tungstène activement refroidi d’ITER
- Maîtrise du scénario de plasma intégré sur une échelle de temps pertinente pour l’équilibre de la paroi du plasma dans un environnement métallique
Les principaux résultats attendus de WEST sont les suivants :
- Optimisation des processus de production à l’échelle industrielle en vue de l’approvisionnement en divertor d’ITER
- L’évaluation des capacités de gestion de la puissance et de la durée de vie des composants du divertor en tungstène à flux thermique élevé d’ITER dans l’environnement du tokamak.
- Un schéma validé pour la protection des composants métalliques refroidis activement face au plasma
- La démonstration d’un scénario intégré de mode H à impulsion longue, comprenant l’optimisation du chauffage RF, le contrôle de la contamination par le tungstène et de la densité du plasma sur l’échelle de temps d’équilibre de la paroi du plasma
- L’étude des régimes de scénario pertinents pour le réacteur (tels que le fonctionnement en mode H totalement non inductif ou le scénario à fort rayonnement en préparation pour DEMO).
Pour la phase 2, le programme WEST conserve sa structure intégrée et s’articule autour de deux axes, alignés sur les missions de la feuille de route européenne sur la fusion :
- Headline 1 : Régimes de fonctionnement du plasma
- Headline 2 : Systèmes d’évacuation de la chaleur
Les principaux éléments du programme ont été identifiés pour les deux grands axes, avec les résultats attendus, ainsi qu’une proposition de priorités et d’échelonnement.
Après avoir fourni un retour d’information sur la production industrielle à grande échelle d’unités face au plasma (PFU) de qualité ITER avant l’acquisition du divertor ITER, le programme scientifique de WEST pour la phase 2 restera fortement axé sur la préparation de l’exploitation du divertor ITER, en évaluant à la fois l’évolution des PFU sous l’effet de l’exposition au plasma dans les conditions du tokamak, et la manière dont les performances du plasma sont affectées par le vieillissement des PFU. Des efforts importants seront consacrés au développement d’un fonctionnement par impulsions longues, intégrant des questions telles que les impuretés, la densité du plasma ou le contrôle MHD sur des échelles de temps pertinentes pour les interactions avec les parois du plasma (~minutes). En outre, WEST commencera à explorer des scénarios alternatifs dans un environnement complet de tungstène, à l’appui des études conceptuelles de DEMO. La phase finale de l’exploitation de WEST reste ouverte à ce stade, notamment pour accueillir un certain nombre d’options permettant de tester des technologies innovantes orientées vers le réacteur, dans le domaine du PFC, des diagnostics ou des systèmes de chauffage.