L`énergie thermonucléaire - Jacky Ruste

ENERGIE,
PRODUCTION ELECTRIQUE
ET ENVIRONNEMENT
L’énergie thermonucléaire
Mythe ou réalité ?
Jacky Ruste
Dr Ingénieur senior EDF R&D
http://micro.icaunais.free.fr
[email protected]
La fusion thermonucléaire…
On en rêve depuis plus de 50 ans !
« une méthode sera trouvée pour libérer l'énergie de manière contrôlée
dans les deux prochaines décennies »
Homi .J. Bhabha (Conférence de Genève 1955)
« Bientôt tous les problèmes de l’énergie vont être résolus.
L’humanité va entrer dans un âge nouveau »
I. B. Kourtchatov (1956)
Mais ensuite beaucoup d’échecs, de désillusions…
Depuis quelques années l’espoir revient… ITER ?
Rendez-vous dans 50 ans !!!
Variation de l’énergie de liaison par nucléon en fonction de la masse atomique
Diagramme d’Aston
1 Amu = 931 MeV
fusion
fission
Fe
D : 2,014101777
T : 3,016049200
5,03015098
DM=0,0188835 Amu (17,6 MeV)
n : 1,0089955
He4 : 4,002602
5,0112675
3
Quelques réactions de fusion
Isotopes de l’hydrogène :
Deutérium :
2
1
D
(31mg par litre d’eau)
Tritium :
3
1
T
(période 12,3 ans)
Difficultés :
1 – vaincre la barrière de potentielle (répulsion coulombienne)
entre les noyaux (Z1Z2e2/R0 soit pour H =0,28 MeV avec R0=5 10-13 cm)
→ forte énergie cinétique
→ température élevée (plusieurs millions de K)
1 keV= 11 106 K
2 – la section efficace de fusion est très faible par rapport à celle
de diffusion élastique
→ densité élevée
température (en K)
Critère de Lawson :
n.T.te > 1021 (keV.m-3.s)
(densité en keV/m3)
durée (en s)
4
La fusion thermonucléaire est la source d’énergie des étoiles

rayon : 200.000 km
T= 15 106 °C
r=82
P=1020atm
La fusion est responsable de la création de tous
les éléments chimiques jusqu’au fer
(hormis l’hydrogène, le lithium, le béryllium et le bore !)
A chaque seconde, le Soleil convertit
540 millions de tonnes d’hydrogène
en hélium et 4,3 millions de tonnes de
matière en énergie pure !
Imaginée théoriquement en 1920 par Arthur Eddington et Georges Gamov en 1928
1ère fusion expérimentale en 1932 (Walton – Cockcroft)…
Et sur Terre ?
p(11H)(125 keV )  73 Li  242 He
sa première application… en 1952 la « bombe H »
principe de la bombe thermonucléaire (Ulam - Teller - Sakharov)
l’explosion d’une charge nucléaire à fission produit des rayons X
qui vont déclencher la fusion d’une amorce de LiD+LiT solide,
entraînant la fusion du combustible LiD
6
3
Li  12H  24He  24He  22,2Mev
température atteinte : 500 millions de °C
Les applications civiles ?
Un rêve depuis les années 50…
1er prototype de réacteur à fusion : Blackman et Thomson (1946)
En 1957 les britanniques annonçaient qu’ils avaient obtenue la fusion contrôlée avec
leur réacteur toroïdal ZETA… En fait c’est ZETA qui a fondu et le projet est abandonné…
en 1958… fausse joie !!
Actuellement on n’envisage les premières réactions de fusion que vers 2030…
et un réacteur industriel de production électrique guère avant 2100 !
Quels seraient les avantages de la fusion thermonucléaire contrôlée ?
Une source d’énergie considérable et inépuisable…
Deutérium et lithium
(source du tritium) sont
extrêmement abondants
dans la nature
Et par rapport à l’énergie
nucléaire de fission :
Difficultés : (critère de Lawson)
7
obtenir un plasma suffisamment dense à très haute température et pendant une durée suffisante…
réactions
de fusion
ITER
Les différents types de plasma
(température et densité)
108 K
Si la réaction D-T nécessite la température la moins élevée… elle est quand
même de 150 à 200 millions de K ! et une densité (confinement) importante
Quelles sont les méthodes de « confinement » possibles ?
1 – Confinement magnétique
2 – Confinement inertiel
•tokamak (Tore-Supra, JET, ITER…)
•stellarator (wedelstein-7X…)
•confinement par laser (NIF, LMJ, HiPER…)
•par striction axiale (Z-pinch) : Z-machine (Sandia,…)
109 K
1 keV=11 106 K
Confinement d’un plasma par champ magnétique
1 – Le tokamak
« toroïdalnaïa kamera s magnitnymi katushkami »
« chambre toroïdale avec bobines magnétiques »
(1955, Lev Artsimovitch)
On injecte un mélange de quelques mg de deutérium
et de tritium. Par ionisation à l’aide du champ magnétique
central, on crée un plasma de densité 10-6 bar et de 107°C
par le passage de courants de plusieurs millions d’ampères.
Sous l’action de 2 champs magnétiques (poloïdal et toroïdal),
le plasma est chauffé et confiné. Le champ magnétique est
supérieur à 50.000 fois le champ magnétique terrestre.
TFTR
1 – des bobines crée un champ
magnétique « toroïdal » qui piège
les composants du plasma (ions
et électrons)
2 – un plasma (gaz ionisé) est créé par des
hyperfréquences . Un solénoïde disposé selon
l’axe de la machine engendre par induction
un courant plasma qui crée un champ magnétique
qui assure le confinement du plasma
Confinement
magnétique
3 - Un système additionnel de bobines poloïdales, dont le courant
est piloté par ordinateur, permet de contrôler la position du plasma,
dans le sens haut-bas.
4 – chauffage du plasma
La température finale de 108 °C est obtenue par des ondes de très
haute fréquence, permettant d’amorcer la réaction de fusion qui va
entretenir la température.
5 – Injection
du combustible
difficulté : maîtriser suffisamment longtemps un plasma suffisamment
dense et à haute température pour que la puissance libérée soit
supérieure à la puissance consommée : Q>1)
plasma
Q= 1 « breakeven »
Q=  « ignition » (fusion auto-entretenue)
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record de puissance : JET (1997)
(projet européen implanté en GB)
-température :
50 à 300 millions de °C
- puissance d’alimentation :
25 MW
- puissance libérée :
16 MW
- coefficient Q : 0,65
le réacteur américain TFTR a atteint en 1995 510 millions de °C
Le réacteur japonais JT60 a atteint en 1998 520 millions de °C et un Q de 1,25 pendant 1/100 seconde
12
13
record de durée : Tore Supra (Cadarache)
3 MW : 6 mn 30s
Tore-Supra (Cadarache – 3,8MW)
à aimants supraconducteurs
Il sera utilisé en parallèle avec ITER
pour tester le comportement des
matériaux refroidis à l’eau avec des
plasmas de longue durée (projet WEST)
14
Le projet ITER
1985 : rencontre R. Reagan – M. Gorbatchev à Genève
Après concertations avec F. Mitterand et M. Thatcher, décision d’un projet
de coopération internationale sur la réalisation d’un réacteur de fusion
thermonucléaire : International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER)(*)
(*) en latin iter signifie « chemin »
But du projet :
vérifier la « faisabilité scientifique et technique de la fusion
thermonucléaire comme nouvelle source d’énergie
Participants (34 nations) :
Construction : 2007-2019 (12 ans)
Exploitation : 2019-2038 (20 ans)
Union Soviétique – USA – Europe (Euratom+Suisse) – Japon
les USA se retirent en 1998 pour revenir en 2003
Chine et Corée du Sud en 2003
Inde en 2005
Le Brésil et le Kazakhstan sont candidats
2005 choix d’implantation :
Cadarache
Coût :
- initial : 5 Mds€
- actualisé : 16 Mds€
Initialement prévu pour 1.000 MW, la puissance finale du projet ITER a été
réduite à 500 MW pour des raisons financières suite au départ des USA
bobine « poloïdal »
Solénoïde central
bobine « toroïdal »
cryostat
2m
divertor
If faudra montrer que l’on peut stabiliser un plasma chaud (100 à 200 millions de °C)
suffisamment longtemps (>400 secondes)
et produire de d’énergie (Q=10)
ITER
JET
Début construction Tokamak : 2015
Fin de construction : 2019
1er plasma : 2020
1ère fusion D-T : 2027
fin des études : 2038
Démantèlement : 5 ans
- 20 000 tonnes , près de 30m de haut
- Volume de plasma : 850m3
(Tore Supra : 30m3, JET : 100m3)
- Température du plasma : 150 106 K
-Puissance de chauffage : 50 MW
- Puissance de fonctionnement : 120 MW
- Puissance attendue : 500 MW (Q=10)
-Durées attendues : 400 s (500MW)
1.000 à 3.000 secondes (250MW)
Durée totale du plasma sur 20 ans : 400h
Chantier de
construction d’ITER
(Cadarache)
En complément, un ordinateur massivement parallèle de 1,5 Pflop (Helios) développé par Bull-CEAF4E-JAEA, est en construction au Japon pour la simulation, de même qu’un autre Tokamak, le JT60 SA
dont certains composants sont fabriqués en Europe.
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Les différents éléments d’ITER
1 – Les aimants
a) 18 bobines supraconductrices
toroïdales
80.000 km de brins supraconducteurs
gainés (6540 T)
énergie magnétique : 41 GJ
champ magnétique : 11,8 Tesla
b) 6 bobines poloïdales
bobines horizontales
c) 1 solénoïde central
Constitué par 6 bobines supraconductrice en Nb3Sn
se comporte comme un transformateur qui crée un flux
inductif pour chauffer le plasma
d) des bobines de correction
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Une protection thermique sera assurée par un bouclier
thermique placé dans le cryostat entre les aimants et la chambre.
Il est constitué de panneaux en acier fin recouvert d’une
couche d’argent et refroidis par des circuits d’hélium gazeux
(80 à 100 K) soudés sur les panneaux.
Surface totale : 4.000m2, hauteur 25m, poids 25 tonnes
2 – La chambre à vide
(« plasma »)
Couverture :
• protection thermique
destinée ultérieurement dans les réacteurs industrielles à récupérer l’énergie
• protection neutronique
• production de tritium
le réacteur devrait être autosuffisant
pour son alimentation en tritium
répartition des éléments tritigènes
Le divertor
de l’anglais « to divert » détourner)
Elément essentiel:
-extraction de la chaleur
-extraction des « cendres » (He)
-extraction des impuretés du plasma
Constitué de 54 cassettes
« cible » dôme
« cible » externe
« cible » interne
Les « cibles » sont placées aux intersections des lignes
de champ pour favoriser le piégeage des ions lourds, elles
doivent supporter de fortes chaleurs (3.000°C)
divertor
Les cassettes sont en acier inoxydable avec des
revêtements en W et en composite C/C,
l’ensemble est refroidi par un circuit d’eau.
Un système robotisé pour le remplacement des
cassettes a été développé
Projet WEST
Tore Supra est en cours de modification pour tester le divertor d’Iter et
en particulier le comportement du W sous les forts flux de chaleur (10-20 MW/m2)
mais aussi les problèmes de contamination du plasma par le W,
Le montage des premiers composants auront lieu en 2014 pour des essais à partir
de 2016, Iter devant commencer à partir de 2020.
L’ensemble de tous ces éléments est placé dans une enceinte cryostatée
refroidie à l’hélium liquide superfluide (1,8 K, 1 bar)
Le cryostat fait 31 m de haut pour un diamètre de 36,5m
Un ensemble de pompes permet de faire
le vide dans l’enceinte
Le tout sera enfermé dans une enceinte
de confinement en béton (épaisseur 2m)
Chauffage du plasma
Le chauffage par les champs magnétique sera
insuffisant.
Pour obtenir des 100 à 150 millions de °C
on utilisera 3 sources supplémentaires :
1 – l’injection de « neutres »
On accélère des ions de deutérium ( 1 MeV) que l’on injecte dans le plasma après les avoir
neutralisés.
Ces particules vont heurter les ions du plasma et leur communiquer leur énergie
2 – des sources radiofréquences adaptées aux constituants du plasma
(ions et électrons)
- chauffage cyclonique ionique par rayonnement de 40 à 55 MHz
- chauffage cyclonique électronique par rayonnement de 170 GHz
L’approvisionnement en combustible
ITER fonctionnera au départ avec de l’hydrogène, puis du deutérium et enfin
avec un mélange deutérium-tritium.
En stade industriel, un réacteur de 800 MW nécessitera 300g de tritium par jour…
1 – Le deutérium est abondant et peu cher…
33g /m3 d’eau - 5.000 $/kg (= 22.000 tonnes de pétrole)
2 – Le tritium n’existe pas dans la nature, il est radioactif (période 12,3 ans)
et donc très cher… 30.000 $/g
Pour commencer on pourra utiliser le stock de tritium produit par les réacteurs Candu
Par la suite, le but est de rendre le réacteur autonome, c’est-à-dire qu’il produise le tritium
qui lui est nécessaire…
En bombardant du lithium par des neutrons on produit du tritium
La réaction avec le 6Li est plus avantageuse car énergétique…
Les réserves de Li sont très abondantes mais :
1 - Le Li6 est peu abondant dans le lithium naturel (7,5%)
2 – Le lithium est de plus en plus utilisé (pile, batterie…)
3 – La réaction de fusion demande un noyau de T et produit 1 neutron…
Solution envisagée :
- séparer le Li6 du Li7
- utiliser une réaction supplémentaire de multiplication
neutronique
2 solutions sont envisagées :
1 – Le concept WCLL (water cool lithium lead)(CEA)
On utilise un alliage fondu PbLi
Bombardé par des neutrons le Pb libère 2 neutrons qui sont absorbés par le Li pour
produire du tritium. L’ensemble est refroidi par de l’eau.
Variante : HCLL (helium cool lithium lead)
2 – le concept HCPB (helium cooled pebbles bed)
On utilise des céramiques lithiées refroidies à l’hélium
•Li4SiO4
•Li2ZrO3
•Li2TiO3
La multiplication des neutrons est obtenue par un revêtement externe de béryllium (1 cm)
9
4
Be  n  242 He  2n
Ces différentes techniques devront être testées dans ITER
Cycle du combustible
Le plasma devra être purifié pour
en éliminer les « cendres » (hélium et
ions métalliques), le tritium non
utilisé étant réinjecté avec du deutérium.
Le tritium provenant de la couverture
tritigène sera épuré et introduit dans
le plasma.
Le but est d’obtenir un fonctionnement
du réacteur en continu avec uniquement
un apport en deutérium.
Objections concernant le Tokamak
ITER représente un défi pour les matériaux !
1 – Pollution du plasma par des ions lourds
Pour éliminer les « cendres » (hélium) on va utiliser le « divertor » recouvert de W
Destiné à favoriser le piégeage des ions lourds, il subira un flux de chaleur et un flux neutronique
très intenses, avec risque de pollution du plasma par le W…
La présence d’ions lourds dans le plasma provoque des pertes par rayonnement de freinage
(Bremmsstrahlung)
2 – Le plasma est un milieu turbulent chaotique imprévisible et incontrôlable…
Selon ces opposants, au-delà de Q=1 on ignore quel sera son comportement :
- instabilités MHD (magnéto-hydro-dynamique)
- phénomènes de « disruptions » brutales (observées dans Tore Supra et dans JET) :
baisse instantanée de la température avec formation de courants induits très violents
pouvant avoir des effets destructeurs sur les parois…
Quelques prises de position sceptiques :
Sébastien Balibar (physicien , l'École normale supérieure) :
« On nous annonce que l'on va mettre le Soleil en boîte. La formule est jolie.
Le problème, c'est que l'on ne sait pas fabriquer la boîte »
Pierre Gilles de Gennes (prix Nobel de physique 1991) qui doute de la tenue des matériaux
supraconducteurs sous le flux neutronique
Georges Charpak (prix Nobel de physique 1992) qui estime que le budget ITER va réduire
l’effort sur les réacteurs de 4ème génération
Jean Pierre Petit (physicien spécialiste des plasmas) qui ne croit pas au Tokamak, émet des
doutes sérieux sur les possibilités de maitriser le plasma et qui milite pour les Z-machines…
On reproche surtout (outre son coût) au projet ITER de ne pas attendre d’avoir
les matériaux et les connaissances suffisantes…
Ce à quoi les partisans répondent que si on avait les matériaux, si on avait les réponses
il serait inutile de construire ITER !
Son but est justement de trouver (ou tenter de trouver) des réponses…
La fusion contrôlée est-elle possible ?
Impossible de le savoir actuellement… mais ITER devrait permettre de répondre à cette question
Perspectives d’avenir de la fusion « tokamak »
ITER :
2020 : 1er plasma
2038 : fin des études
2040 : DEMO
(DEMOnstration Power Plant)
500MW
1,5 GW
DEMO
au Japon
PROTO
?
(prototype de
réacteur industriel)
•volume plasma : >1000m3
•durée plasma : 1 h
•puissance : 1 à 2 GW
•Q >30
2100 : Centrale industrielle ?
29
Autre technique : le stellarator,
inventé en 1950 par Lyman Spitzer
Le stellarator
de Spitzer en « 8 »
(de stellar et generator)
Confinement magnétique
Par rapport au Tokamak , les bobines toroïdales et
poloïdales sont remplacées par des bobines hélicoïdales
Les champs magnétiques sont purement externes
plus stables mais plus complexes à réaliser
Il est cependant le siège d’instabilités hydromagnétiques
Wendelstein IIA
Stellarator en « hyppodrome »
30
En 2014, le plus gros stellarator, le réacteur à fusion Wendelstein 7-X sera mis en service
en Mecklembourg-Poméranie-Occidentale, en complément du stellarator de l'Institut
Max-Planck de physique des plasmas (IPP) de Greifswald
Diamètre : 15 m
550 tonnes
70 aimants supraconducteurs
bobine
aimants
chambre
bobine bridée
En 2008 les USA abandonnaient leur projet NCSX pour dépassement de budget…
Fusion thermonucléaire par confinement inertiel par laser (implosion)
Combustible (D+T) dans une bille de DT à 17K, recouverte
d’une couche polymère
Confinement (ou « allumage ») direct
Confinement indirect (par rayons X)
Moins efficace que l’allumage direct mais plus facile
à contrôler
32
120 faisceaux laser
microcible :
constituée d’une cavité contenant une microbille remplie
de LiD. les faisceaux laser (UV) sont dirigés sur la paroi de
la cavité revêtue d’une couche d’or.
la fusion sera provoquée par les rayons X produits par la
paroi.
rayons X
120 faisceaux laser
microbille ( 2 mm)
Phases successives de la réaction thermonucléaire
Laser « mégajoule »
(CEA-DAM - Bordeaux 2009)
hall d’expérience (33m de diamètre)
avec la chambre d’expérience
(10 m de diamètre)
où convergent les 176 faisceaux laser
but : étudier la fusion thermonucléaire
induite par rayons X
Devrait être opérationnel en 2014
équivalent du « National Ignition Facility » (Lawrence Livermore Laboratory) (2008)
176 lasers (22 lignes de 8 faisceaux de 7,5 kJ chacun, extensibles à 30 lignes, 240 faisceaux)
Énergie libérée : 1,8 MJ (puissance crête 500TW, soit 5000 fois la puissance
des centrales électriques françaises, durant une µseconde )
longueur d’une ligne laser : 125m
occupation au sol : 300m
cible : sphères de plastique de 2mm contenant un mélange de D+T solide (-255°C)
température atteinte par le plasma (densité 100g/cm3) : 50 106 °C
coût du programme LMJ : 3,25 milliards d’euros
34
Hall « laser »
Chambre d’expérimentation
Intérieur de la chambre d’expérimentation
But initial (militaire) :
Dans le cadre du programme « simulation » du CEA-DAM reproduire les phénomènes qui se
produisent dans une arme thermonucléaire.
Ce programme a été initié après la signature du traité d’interdiction des essais nucléaires
(1995).
Il est destiné (en parallèle avec des calculs de simulation numérique) à l’étude du
vieillissement des têtes nucléaires et à leur renouvellement (avec accord de coopération
franco-américain pour la mise en commun d’informations).
En plus du laser mégajoule :
- un super ordinateur parallèle multiprocesseurs à Bruyère le Chatel (Tera100 de 1,05 Pflops)
- un instrument de radiographie ultrarapide AIRIX à Moronvilliers, destiné à l’étude de la
phase « implosion » de l’étape « fission » des armes thermonucléaires (transfert en cours au
centre CEA de Valduc dans le cadre du projet franco-britannique Teutates-Epure (*) sur la
simulation des têtes nucléaires)
(*) Expérimentations de Physique Utilisant la Radiographie Eclair
Il servira aussi pour des études civiles sur la fusion contrôlée
Projet européen HIPER (High Power Laser Energy Research) :
Budget : 600 M€, construction début 2010
problème à résoudre :
1 - comment injecter 10 capsules/seconde
2 - réduire le coût des cibles (1 M€ pièce !) (il en faudrait 90.000 par jour)
3 – tester l’allumage rapide
4 - concevoir un réacteur industriel..
L’allumage rapide (ou « par choc »)
permettrait des gains de plus de
100 par rapport à l’allumage indirect
Un premier tir laser produit une
très forte compression, suivi par
un tir laser ultrabref dans le cône
produit un faisceau énergétique
qui déclenche localement la réaction
de fusion qui se propage dans toute
la cible
4 faisceaux groupés de 30 kJ (3 ns)
cible d’expérimentation d’allumage dans
le projet japonais FIREX1
Autre solution possible : le confinement par striction axiale (« Z-pinch ») :
« les Z-machines »
Principe : faire passer un courant très bref mais très intense (plusieurs millions d’A) dans un
faisceau de fils métalliques (W, acier inox) qui en se vaporisant créent un plasma (et un champ
magnétique) qui se condense et provoque une forte émission de rayons X de quelques MJ …) qui
pourrait provoquer la fusion inertielle d’une cible (H, Li, …)
Les températures atteintes à ce jour (4 109 K) permettraient la fusion sans émission de neutron…
11
5
B  11H  342 He
faisceau de fils
La Z-machine de Sandia
38
Les générateurs de Marx sont encombrants et peu
performants (un tir par jour).
De nouveaux accumulateurs (LTD) développés en
Russie, plus compacts et permettant jusqu’à 10
tirs par seconde vont équiper la Z machine de Sandia
Les courant actuels (20 millions d’A sur 100 ns) ne
permettent pas d’atteindre la phase d’ignition
Les nouveaux générateurs permettront de donner
jusqu’à 60 millions d’ A… Pour un réacteur industriel
il faudra atteindre 90 millions d’ampères
Il existe d’autres machines dans le monde :
• en Chine, le générateur QIANGGUANG-I du NINT (Northwest Institute of Nuclear Technology),
• en France, le générateur SPHINX du Centre d'essais de Gramat (Lot)
• en Grande-Bretagne, le générateur MAGPIE de l'Imperial College de Londres
• en Russie, le générateur GIT-12 de l'Institut d'électronique des courants forts à Tomsk
La Z- machine (SPHINX) de Gramat (1,2 millions d’A)
est un générateur de rayons X destinée à des applications
militaires (durcissement des têtes nucléaires )
La « Z-machine » russe « triniti » de Troitsk
Comment Sandia envisage un réacteur industriel
basé sur le Z-pinch…
La fusion thermonucléaire contrôlée…
un rêve vieux de plus de 50 ans…
Le rêve d’une énergie abondante, propre…
« le Soleil en bouteille » !
Un rêve qui deviendra un jour une réalité ou restera à jamais une utopie ?
Ce rêve, ITER nous permettra-t-il de le réaliser ou sera-t-il un échec coûteux ?
Ou d’autres techniques seront-elles mieux adaptées ?
Réponse… dans une trentaine d’années si tout va bien…
Et alors peut être d’ici 50 ans des réacteurs électronucléaires de fusion industriels…
« Il est très difficile de faire des prévisions surtout en ce qui concerne l’avenir »
W. Pauli