C’est devenu l’un des temps forts du Master National ‘Sciences de la Fusion’ (1): la 5e édition des ateliers de Travaux Pratiques s’est déroulée au mois de Février dans les laboratoires de l’IRFM.

Ces ateliers clôturent la formation ‘académique’ du 1er semestre, et ouvrent la porte aux stages, qui se déroulent de Mars ŕ fin Aout. Ils ont pour but de faire découvrir aux étudiants des situations réelles de mise en śuvre des savoirs, souvent abstraits, qu’ils ont acquis jusque lŕ. Pendant quatre journées, les 25 étudiants de la promotion 2012 ont été de véritables acteurs des recherches sur la fusion thermonucléaire.

En plus des ateliers devenus ‘traditionnels’ (mesures magnétiques, qualification des composants face au plasma, chauffage radio fréquence, thermo-désorption), cette année 2 nouveautés : les TP de techniques numériques pour la modélisation des plasmas de fusion, et les expériences ‘ŕ distance’ sur le tokamak GOLEM installé ŕ l’Université Technologique de Prague. Rendu possible par la collaboration de l’équipe Tchčque, en particulier V. Svoboda, ce TP a permis aux étudiants de réellement opérer un tokamak, et de vérifier expérimentalement eux-męmes l’effet des principaux paramčtres de contrôle d’une décharge plasma.

(1): la spécialité de Master 2eme année, ‘Sciences de la Fusion’, est co-habilitée par l’INSTN et par 6 Universités et Grandes Ecoles en France

En savoir plus :
Le Master Sciences de la Fusion
 

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Les étudiants dans la salle de contrôle de Tore Supra, réalisant des expériences ŕ distance sur le tokamak GOLEM (collaboration avec V. Svoboda, Université Technologique de Prague).

Une premičre étude de mesure de température des composants face au plasma d’ITER a été réalisée ŕ l’IRFM en partenariat avec l’industrie ŕ partir d’un modčle 3D simplifié du tore d’ITER et a permis d’obtenir les premičres images simulées vues par des caméras infrarouges situées dans un plan équatorial. L’analyse de ces images simulées en post traitement a montré que le flux collecté par la caméra était largement dominé par le flux réfléchi conduisant ŕ des erreurs trčs importantes sur la mesure en température.

En effet dans les futures machines comme ITER, les composants face au plasma seront en métaux ; compliquant la mesure infrarouge. La caméra ne recevra pas uniquement le flux directement émis par les sources mais recevra aussi du signal du aux multiples réflexions dans cet environnement. Dčs lors pour retrouver la température des composants, il faut pouvoir séparer le signal qui vient de la source elle-męme et celui qui provient des multiples réflexions des sources chaudes.

La solution retenue pour ces études repose sur une méthode Monte Carlo qui permet de propager les rayons dans un environnement 3D complexe ŕ partir d’une estimation de la température de surface des composants face au plasma.

Aujourd’hui le but est d’affiner ce modčle et de mieux évaluer le comportement des réflexions dans une machine métallique. Une prochaine étape sera d’appliquer ce modčle au JET « mur métallique» et de confronter les résultats simulés aux mesures expérimentales. Ceci constitue un objectif essentiel pour contribuer ŕ la définition des spécifications opérationnelles des futurs diagnostics infrarouges pour la surveillance des composants face aux plasmas points importants pour l’opération de ITER. 

Images infrarouge simulées dans la configuration métallique d’ITER (ŕ gauche: vue de la caméra tangentielle; ŕ droite: vue de la caméra observant le divertor).

En vue de définir les procédures de test et les critčres d’acceptation lors de la fabrication du conducteur des bobines de champ poloďdal (PF) d’ITER, IO (ITER Organisation) a commandé l’étude, le design et la réalisation de 2 échantillons ŕ l’ENEA (Italie), en collaboration avec le CEA-IRFM.

IO a fourni le conducteur brut, l’ENEA a pris en charge le « jacketting » et la fabrication de la boîte inférieure, et l’IRFM s’est occupé de la réalisation des terminaux et de l’instrumentation. Les deux équipes ont travaillé en étroite collaboration, achevant la préparation du premier échantillon qui a été testé avec succčs sur le banc d’essai SULTAN de l’institut Paul Scherrer située ŕ Villigen (Suisse). Le deuxičme échantillon devrait arriver au CEA pour une finalisation début juin et un test sur SULTAN prévu fin juin. Grâce ŕ un autre contrat ITER, le CEA participe aussi ŕ la supervision et ŕ l’analyse des résultats des tests de ces échantillons. Les tests réalisés sur le premier échantillon indiquent de bonnes performances et une marge en température (ŕ I = 35kA et B = 3.5T) supérieure d’environ 0.1K ŕ celle prévue initialement.

Ces bons résultats confirment ŕ la fois la qualité du design du conducteur PF, ainsi que la validité du travail réalisée par les équipes de l’ENEA et de l’IRFM, lors de la fabrication et de l’instrumentation de l’échantillon. Cela constitue une étape importante et prometteuse sur le chemin critique menant ŕ la qualification des conducteurs PF pour ITER.

Conducteur prototype des bobines de champ poloďdal d’ITER

Lors de l’inspection de l’intérieur de Tore Supra aprčs la derničre campagne expérimentale, il a été découvert un endommagement sur une protection activement refroidie faisant face au plasma qui aurait pu aboutir ŕ une fuite d’eau.

Aprčs avoir passé en revue les scénarios de plasma susceptibles d’entrainer ces dégâts et visualisé les films de la caméra CCD dont le champ de vision contient la zone en question, une seule décharge plasma (n° 45565) est identifiée comme responsable. Correspondant ŕ une journée d’étude de chauffage du plasma, il ne présente aucune anomalie particuličre, sauf en toute derničre phase d’extinction (fin de descente du courant) oů une disruption se produit. C’est au cours de cet incident que les images de la caméra montrent un faisceau de lumičre sur une des zones endommagées. L’étude détaillée de ce plasma indique la création d'un faisceau d’électrons extręmement énergétiques pendant la décroissance du courant, due ŕ une trčs faible densité du plasma. La simulation de l’équilibre magnétique montre un petit plasma positionné en haut, celle des trajectoires des électrons énergétiques révčle l’existence d’un point de focalisation situé derričre les protections correspondant bien ŕ une des zones endommagées. L'observation de dégâts provoqués dans la phase ultime de la décharge oů le plasma contient trčs peu d'énergie est inattendue et contribue ŕ accroître la base de connaissance pour l'opération fiable d'ITER.

Vue de la protection endommagée

Un nouveau systčme de mesure DREVE (Diagnostic REflectométrie VErticale) basé sur des techniques radar vient de délivrer ses premiers signaux sur Tore Supra. L’association de ce nouveau systčme avec un autre existant déjŕ sur Tore Supra permettra d’obtenir la corrélation ŕ grande échelle des fluctuations de densités et leur vitesse, ingrédients majeurs pour comprendre le comportement de la turbulence et étudier comment la diminuer pour obtenir des plasmas performants ŕ confinement amélioré.

Ce nouveau systčme est basé sur des techniques radar et repose sur les effets de diffusion d’une onde sonde par les fluctuations de la densité du plasma générées par la turbulence. A différents angles d’incidence de l’onde sonde correspondent différentes échelles des fluctuations de densité et une analyse temporelle de l’onde rétrodiffusée en donne leur vitesse.

DREVE a vu le jour dans le cadre d’une étroite collaboration entre le Laboratoire de Physique des Plasma (LPP) de l'Ecole Polytechnique et l’IRFM.

Vue du diagnostic DREVE dans Tore Supra

Ceci a permis de générer la plupart du courant circulant dans le plasma (900A) ainsi que doubler la température des électrons, ceci sans voir d’échauffements anormaux (T<250°C) ni sur l’antenne ni sur ses protections grâce aux systčmes de refroidissement; un bon présage pour les prochaines expériences (projet CIMES) sur Tore Supra et un atout supplémentaire pour l’implantation de ce systčme de chauffage et génération de courant sur ITER.

Décharge plasma n°45572 dans Tore Supra avec 2.7 MW de puissance couplés pendant 80s

Les derniers résultats obtenus sur Tore Supra montrent qu’il est possible d’atténuer les effets indésirables des disruptions par l’injection massive de gaz, il a été démontré que plus le gaz injecté est léger (hélium), plus il pénčtre rapidement dans le plasma et meilleure est la suppression des électrons énergétiques créés pendant la disruption elle-męme ce qui est l’un des buts recherchés.

Les disruptions sont des événements pouvant se produire de façon spontanée dans un plasma de tokamak et consistent en une perte totale de l’équilibre et du confinement du plasma conduisant ŕ l’arręt prématuré de la décharge. Ces événements peuvent ętre dommageables pour la machine, via des dépôts thermiques sur l’enceinte interne, via des forces électromagnétiques pouvant mener ŕ l’arrachement de structure et via la génération d’électrons de haute énergie venant taper sur les parois.

Il est donc nécessaire d’amortir les effets des disruptions. L’injection d’une grande quantité de gaz dans le plasma est une des méthodes actuellement étudiées dans cette optique. Tore Supra dispose d’un injecteur massif permettant d’expérimenter cette technique, ainsi qu’un ensemble de diagnostics pour l’étudier, comme une caméra rapide pouvant suivre la pénétration du gaz neutre dans le plasma (cf. photo) . Les enjeux principaux sont de comprendre les mécanismes physiques mis en jeu lors de cet « amortissement » de la disruption, de déterminer un scénario d’injection optimal (mélange gaz lourd et léger) extrapolable ŕ ITER. Sur la plupart des installations actuelles, le plasma contient relativement peu d’énergie donc les disruptions ne représentent qu’une gęne mineure. A contrario, sur ITER, l’énergie stockée dans le plasma sera 100 fois plus grande, impliquant des conséquences beaucoup plus sévčres sur l’intégrité de la machine, d’oů l’intéręt de ce programme de recherche.

Tore Supra a été mis entičrement ŕ la disposition des étudiant du Master Sciences de la Fusion durant toute la session expérimentale du Jeudi 4 Mars, en complément de leur formation théorique. Une véritable équipe a ainsi pu réaliser la premičre expérience tokamak du Master national Sciences de la Fusion, une ‘premičre’ fortement appréciée par les jeunes ‘apprentis de la fusion’!

Ces étudiants inscrits dans les sites de Nancy, Marseille et Ile de France, étaient cette année regroupés ŕ Cadarache du 4 Février au 5 Mars avec les concours logistiques et financiers de l’INSTN, du centre de Cadarache et de l’IRFM. Ils ont terminé leur formation théorique par des séances de travaux pratiques autour des installations du Tokamak Tore Supra oů trois ateliers leur étaient proposés :
-  Qualification des composants face au plasma,
-  Mesure de courant critique sur des brins supraconducteurs sur la station BERENICE,
-  et ‘Expérience sur Tore Supra: étude des régimes de confinement des plasmas ohmiques.

L’objectif pédagogique visé est une initiation aux techniques expérimentales réellement employées sur un tokamak en fonctionnement, ŕ rééditer dans le futur.

En savoir plus :
Le master Sciences de la Fusion

Les étudiants du Master dans la salle de contrôle commande de Tore Supra

Institut de Recherche sur la Fusion par Confinement Magnérique
Association Euratom-CEA
Annual report 2008 

  Rapport synthétique (17p, pdf, 3.6 Mo)

  Rapport complet (139p, pdf, 7.5 Mo)

Sommaire:

            1 -  Introduction
            2 -  Tore Supra status
            3 -  Theory & modelling
            4 -  Experimental physics
            5 -  Technology developments
            6 -  Participation to W7X construction
            7 -  Broader approach activities
            8 -  Other activities
            9 -  Appendices
 

Fusion Technology : 2007-2008 activity report of the Association Euratom-CEA. 
2006 activities
(Juin 2009) 

  Rapport synthétique (38p, pdf, 2.4 Mo)

  Rapport complet (391p, pdf, 26 Mo)

Le premier déploiement sous vide et ŕ chaud du robot AIA (Articulated Inspection Arm) a été effectué le 3 septembre 2008 dans l’enceinte plasma du tokamak Tore Supra, dans les conditions opérationnelles de la machine et quasiment sans perturbation :

ultra vide : 1,4.10-5 Pa
ŕ chaud : 120 °C
 

Aprčs cette inspection rapprochée des composants internes de la machine, la campagne plasma a pu reprendre rapidement sans nécessité de reconditionner la chambre.

Cet événement constitue une étape importante vers la démonstration des possibilités d’intervention robotisées dans la chambre ŕ vide d’ITER. L’enjeu est important en termes d’accessibilité en milieu hostile et de disponibilité globale des futures machines de fusion.
 

Cette démonstration, premičre mondiale, est le résultat d’une synergie et d’une forte mobilisation des laboratoires de la DRT et de la DSM. Le robot est développé par les laboratoires du LIST, sur leurs compétences dans les domaines des porteurs ŕ fort élancement, de la modélisation des structures flexibles, de l’électronique durcie et du contrôle-commande en temps réel. L’IRFM, expert dans les composants et assemblages destinés aux environnements tokamak, s’est associée au projet en 2003 en développant l’intégration et les modes opérationnels.

Voir la vidéo réalisée grâce au procédé de vision embarqué en extrémité du robot

En savoir plus :
Lire le dossier complet sur le robot d'inspection AIA
Dossier Tore Supra

Tard dans la nuit du 31 mars au 1 avril 1988, les physiciens et ingénieurs du CEA ŕ Cadarache créaient le premier plasma dans Tore Supra. Ce Tokamak, élaboré dans le cadre du programme fusion européen, est toujours 20 ans aprčs le plus grand tokamak supraconducteur au monde en exploitation. Les 20 ans d’exploitation et le premier plasma dans Tore Supra, ont été célébrés sur le site de Tore Supra le mardi 1er avril 2008.

Cet événement fut une excellente occasion de rassembler plusieurs générations de physiciens et d’ingénieurs qui ont conçu, participé ŕ la construction et exploité Tore Supra. L’aventure de Tore Supra a été retracée au travers d’anecdotes qui ont émaillé la construction et le démarrage, rappelant ŕ quel point aventure humaine et aventure technologique sont liées.

L’importance de Tore Supra et de ses résultats pendant le processus de sélection du site d’Iter ont été soulignés par J. Jacquinot, précédent chef de l’Institut et par Y. Caristan, directeur des Sciences de la Matičre, en vidéoconférence depuis Saclay. Ils ont chaudement félicité le personnel et renouveler leurs encouragement pour le futur de Tore Supra. Les mots de la fin ont été prononcés par R. Aymar (image 2), chef de projet Tore Supra et actuel directeur du CERN. Il a encouragé les jeunes scientifiques ŕ toujours promouvoir une vision ŕ long terme.

Lire le dossier complet sur les 20 ans de Tore Supra
Dossier Tore Supra
 

La Conférence Internationale sur les Matériaux de Réacteur de Fusion (ICFRM) est la plus importante conférence internationale sur les matériaux utilisés pour l’énergie de fusion. Elle regroupe pendant une semaine, tous les deux ans depuis plus de vingt ans, plusieurs centaines de spécialistes des différents domaines concernés. La 13éme édition, organisée par le CEA, s'est tenue ŕ Nice du 10 au 14 décembre 2007. Il s'agissait de la premičre grande conférence en France sur la fusion depuis la décision de choisir Cadarache comme site d'accueil d'Iter. En parallčle et pour la premičre fois ŕ l'ICFRM, une exposition industrielle de grande envergure (IBF07) s'est tenue sur le męme site (plus de 80 stands). Les deux événements ont attiré plus de 1400 participants,  favorisant les échanges entre scientifiques et industriels.

Plus de 33 pays étaient représentés. Le programme scientifique de l'ICFRM était constitué de plus de 150 présentations orales,  500 posters et une quinzaine de workshops. Les synergies entre le développement des matériaux pour la fusion et la fission ont été soulignées. L'arrivée d'Iter se traduit par une évolution du nombre de contributions sur les aspects concernant la fabrication d'une façon générale. Les études sur l'évolution des propriétés des matériaux  soumis aux contraintes spécifiques de la fusion ont occupé une grande place, incluant les aspects liés ŕ la modélisation.

La prochaine édition aura lieu en Septembre 2009 ŕ Sapporo au japon.

Page du site I'ICFRM13
Page du site I'IBF/07
 

Avec le projet ITER, la modélisation intégrée des décharges plasma devient un objectif de plus un plus important, qui prend tout son sens et toute son ampleur. Comme toute installation nucléaire, ITER devra ętre doté d’un simulateur, c’est-ŕ-dire, un logiciel capable de prédire l’évolution complčte d’une décharge, ŕ partir des paramčtres de pilotage. L’existence et le fonctionnement fiable de ce simulateur vont jouer un rôle important pour la sűreté du réacteur, pour l’optimisation de l’exploitation de la machine, et pour la programmation des campagnes d’expérimentation.

Le code CRONOS développé par l’Association Euratom-CEA fait partie des codes sur lesquels la modélisation intégrée des plasmas de fusion s’appuie au niveau international.

Page sur la modélisation intégrée et le code CRONOS
 

Depuis 2003, l’Association Euratom-CEA s’est engagée dans un programme de développement et de qualification dans Tore Supra d’un bras robot poly-articulé appelé AIA (Articulated Inspection Arm) capable de se déployer dans l’enceinte ŕ vide d’un tokamak de fusion, dans un premier temps sans présence de champ magnétique.

Les premiers déploiements du robot dans l’enceinte de Tore Supra sous conditions atmosphériques se sont déroulés avec succčs le 13 septembre 2007.

Lire le dossier complet sur le robot d'inspection AIA
 

En savoir plus :
Dossier Tore Supra

Le diagnostic a été officiellement accepté par l’Opérateur du JET en septembre 2007.

Lire le dossier complet sur le diagnostic infrarouge du JET
 

En savoir plus :
EFDA-JET , :  Description, Historique, Programme, Publications, Contacts

Fusion Technology : Annuel Report of the Association Euratom-CEA. 
2006 activities
(Juin 2007) 

  Rapport synthétique (45p, pdf, 4.2 Mo)

  Rapport complet (422p, pdf, 53 Mo)

• pages 000-004 : Couverture, sommaire, introduction (1.4 Mo)
• pages 004-043 : Activités EFDA: plasma integration  (2.3 Mo)
• pages 043-067 : Activités EFDA: enceinte   (2.6 Mo)
• pages 068-102 : Activités EFDA: composants face au plasma   (9.3 Mo)
• pages 103-113 : Activités EFDA: robotique (1.6 Mo)
• pages 114-144 : Activités EFDA: aimants supraconducteurs (1.7 Mo)
• pages 145-211 : Activités EFDA: couverture tritigčne (12.2 Mo)
• pages 212-253 : Activités EFDA: matériaux de structure  (4.1Mo)
• pages 254-257 : Activités EFDA: IFMIF (0.5 Mo)
• pages 258-270 : Activités EFDA: sűreté  (0.7 Mo)
• pages 271-280 : Activités EFDA: études "Réacteurs"  (1.3 Mo)
• pages 281-285 : Activités EFDA: études du site ITER  (0.5 Mo)
• pages 286-326 : Activités EFDA: JET technologies activities (CFP, sűreté, robotique,...)  (6.5 Mo)
• pages 327-329 : Activités EFDA: chauffages   (0.1 Mo)
• pages 330-330 : Technologie générique  (0.03 Mo)
• pages 331-335 : Technologie générique: enceinte (0.5 Mo)
• pages 336-349 : Technologie générique: composants face au plasma  (2.6 Mo)
• pages 350-359 : Technologie générique: robotique (1.2 Mo)
• pages 360-361 : Technologie générique: couvertures tritigčnes (0.5 Mo)
• pages 362-366 : Technologie générique: matériaux de structure (0.2 Mo)
• pages 367-376 : Technologie générique: sűreté (1.9 Mo)
• pages 377-394 : Confinement Inertiel (0.8 Mo)
• pages 395-422 : annexes  (0.2 Mo)

L'installation SATIR (Station d’Acquisition et Traitement InfraRouge) est utilisée dans la chaine de qualification des composants face au plasma. Elle a fortement contribuée au succčs de la fabrication des éléments du limiteur pompé de Tore Supra (projet CIEL). Plusieurs améliorations été intégrées dans une nouvelle version de l’installation (appelée SATIR_ITER) mise en service en avril 2007, qui l’amčnent aujourd’hui ŕ un stade quasi industriel, intégrant des outils numériques innovants et conduisant ŕ des performances de détection optimisées. La méthode de contrôle non destructif SATIR est envisagée comme moyen de contrôle des composants du divertor ITER qui seront fabriqués par l’industrie européenne et japonaise.
Lire le dossier complet sur l'évolution de SATIR

En savoir plus :
Dossier : Les composants face au plasma

L'installation SATIR_ITER et vue de 3 éléments de type "monobloc" en cours de tests.

Comme chaque année, l'Association Euratom-CEA organise une formation abordant la problématique des "Plasmas Chauds" :

• La fusion thermonucléaire contrôlée

• La filičre des tokamaks

• Trajectoires des particules

• Transport et turbulence

• Notion de chaos

• MHD, ondes dans les plasmas

• Chauffage et génération de courant

• Diffusion collective, rayonnement

• Interactions plasma-paroi

• Les aimants supraconducteurs

• Les composants face plasma

• Le projet ITER

En savoir plus :
Dossier : Etudiants, cours de la semaine "Plasmas Chauds"

Les composants qui forment la premičre paroi matérielle faisant face au plasma sont exposés ŕ de nombreuses contraintes. Ils doivent par exemple pouvoir résister en continu ŕ des flux de chaleur supérieurs ŕ dix fois ceux rencontrés par le dôme de la navette spatiale lors de son retour dans l'atmosphčre. La surveillance de ces composants durant le déroulement d'un plasma et le développement de systčmes de sécurité sont d'une grande importance pour l'exploitation des machines de fusion actuelles et futures.

Un nouveau diagnostic,  appelé SURVIE (Surveillance Rapide des Impuretés dans l'Ultra Violet Extręme), est en service sur Tore Supra depuis octobre 2006. Il est entičrement dédié ŕ la sécurité des composants face au plasma. 

 En savoir plus : Consulter l'article sur le diagnostique SURVIE.

Le diagnostic SURVIE installé dans Tore Supra

Le code gyrocinétique GYSELA (GYrokinetic SEmi-LAgrangian), modélise une turbulence électrostatique ionique en géométrie torique. Il est original ŕ deux titres : son schéma numérique est unique, alliant les avantages des deux autres méthodes utilisées de par le monde, et peu de codes simulent comme lui la totalité de la fonction de distribution. Un tel code ŕ 5 dimensions (3 spatiales, 2 en vitesse), massivement parallčle, est trčs gourmand en ressources numériques. Dans le cadre d’un projet "Grand Challenge", GYSELA a pu tourner sur le supercalculateur de la DAM Tera10 (50 Téra-Flops, plus de 8000 processeurs).

 En savoir plus : Consulter l'article sur la Modélisation ŕ cinq dimensions de la turbulence dans un plasma de Tokamak

Simulation du code GYSELA sur le supercalculateur Tera10

• Prologue

• Chapitre 1: Dans l'intimité de l'atome

• Chapitre 2: Du nucléaire au thermonucléaire

• Chapitre 3: Le démon est dans le plasma

• Chapitre 4: Le JET ou la fusion pour de vrai

• Chapitre 5: Les chauds et frods de Tore supra

• Chapitre 6: Y a-t-il une vie aprčs le pétrole ?

• Chapitre 7: Il faut sauver le programme ITER

• Chapitre 8: L'Europe choisi son site

• Chapitre 9: Six partenaires en quęte d'un accord

• Chapitre 10: Cadarache, un concentré d'énergies

• Chapitre 11: Toute une région mobilisée

• Questions

• Épilogue

• Annexes

• Bibliographie

En savoir plus :

• Iter, le chemin des étoiles, édition EDISUD

Robert Arnoux et Jean Jacquinot,
2006, ISBN 2-7449-0615-8
Edition : EDISUD

  Dossier : Collaborations CEA-CNRS/Université

Fusion Technology : Annuel Report of the Association Euratom-CEA. 
2005 activities
(Juillet 2006) 

  Rapport synthétique (39p, pdf, 2 936 Ko)

  Rapport complet (432p, pdf, 45 772 Ko)

• pages 000-004 : Couverture, sommaire, introduction (824 Ko)
• pages 005-038 : Activités EFDA: plasma integration  (1 220 ko)
• pages 039-074 : Activités EFDA: enceinte   (1 363 ko)
• pages 075-110 : Activités EFDA: composants face au plasma   (7 470 ko)
• pages 111-120 : Activités EFDA: robotique (1 147 ko)
• pages 121-160 : Activités EFDA: aimants supraconducteurs (2 908 ko)
• pages 161-220 : Activités EFDA: couverture tritigčne (10 246 ko)
• pages 221-262 : Activités EFDA: matériaux de structure  (3 402 ko)
• pages 263-284 : Activités EFDA: sűreté  (858 ko)
• pages 285-296 : Activités EFDA: études "Réacteurs"  (720 ko)
• pages 297-300 : Activités EFDA: études du site ITER  (373 ko)
• pages 301-306 : Activités EFDA: support ŕ conception  (204 ko)
• pages 307-310 : Activités EFDA: JET/plasma integration  (1 973 ko)
• pages 311-316 : Activités EFDA: JET/composants face au plasma  (204 ko)
• pages 317-322 : Activités EFDA: JET/sűreté  (2 355 ko)
• pages 223-334 : Activités EFDA: chauffages   (560 ko)
• pages 335-336 : Technologie générique  (62 ko)
• pages 337-338 : Technologie générique: enceinte (98 ko)
• pages 339-356 : Technologie générique: composants face au plasma  (2 085 ko)
• pages 357-366 : Technologie générique: robotique (1 581 ko)
• pages 367-370 : Technologie générique: couvertures tritigčnes (423 ko)
• pages 371-380 : Technologie générique: matériaux de structure (403 ko)
• pages 281-394 : Technologie générique: sűreté (3 952 ko)
• pages 395-421 : annexes  (127 ko)

Sur le site d'ITER, le Directeur d'ITER, K. Ikeda montre la maquette de l'implantation des bâtiments au Premier Ministre.

Les sept partenaires d'ITER ont entériné mercredi 24 mai ŕ Bruxelles l'accord de recherche internationale. Celui-ci défini le cadre scientifique mais aussi organisationnel (ressource, propriété industrielle,...) dans lequel le projet ITER va se dérouler.

Cet accord doit maintenant ętre entériné par les autorités législatives de chaque partenaire afin de permettre le démarrage de la construction en 2007.

Déclaration de presse ou PDF

Comme chaque année, l'Association Euratom-CEA organise une formation abordant la problématique des "Plasmas Chauds" :

• La fusion thermonucléaire contrôlée

• La filičre des tokamaks

• Trajectoires des particules

• Transport et turbulence

• Notion de chaos

• MHD, ondes dans les plasmas

• Chauffage et génération de courant

• Diffusion collective, rayonnement

• Interactions plasma-paro

En savoir plus :
Dossier : Etudiants, cours de la semaine "Plasmas Chauds"

Les bâtiments qui accueilleront de façon temporaire l'équipe internationale ITER ont été inaugurés le 15/12/2005 en présence de M. K. IKEDA, de représentants de la Commission Européenne, de l'AIEA, du CEA et  de politiques locaux. Ces bâtiments, dans l'enceinte du site CEA de Cadarache et du Département de Recherches sur la Fusion Contrôlé, accueilleront dčs janvier 2006 les premiers membres de l'équipe ITER.

K. IKEDA (directeur d'ITER), M. JL Bianco  (Président du Conseil Général des Alpes de Hautes Provence), M. Chatelier (chef du Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée), M. D. Gambier (représentant de la Commission Européenne)

Devant les bâtiments de l'ITER Joint Working Site

Le Premier ministre chinois Wen Jiabao a visité le centre nucléaire de Cadarache et en particulier le site choisi pour accueillir le projet international sur la fusion contrôlée : le projet ITER. Il a également visité l'installation Tore Supra. Il était accompagné par François Loos, Ministre délégué ŕ l'Industrie, de nombreux représentants politiques locaux et des industriels.

Sur le site d'ITER, devant une maquette l'implantation des futurs bâtiments d'ITER. 

Michel Chatelier, Chef du Département  de
 Recherches sur la Fusion Contrôlée,
  présente la technologie des composants
 face au plasma mises  en śuvre dans
 Tore Supra.

Lors de la 12éme réunion des négociateurs d'ITER ŕ Jeju en Corée, l'Inde est officiellement devenu le 7čme partenaire d'ITER. Les 7 partenaires ont aussi souhaités la bienvenu ŕ Kaname IKEDA, nommé directeur général d'ITER.

Les négociateurs ont aussi terminé leur travaux concernant les clauses de propriété intellectuelle et l'allotissment.

Compte rendu pour la presse (source : http://www.iter.org )

En savoir plus :
www.iter.gouv.fr
www.itercad.org

Dans le cadre du Festival de Théorie organisé ŕ Aix en Provence du 5 au 22 juillet 2005, une conférence grand public intitulée « De l’énergie des étoiles ŕ ITER » se tiendra le 11 juillet 2005 ŕ 19h00 au Grand amphithéâtre du centre Montperrin de l’Université Paul Cézanne. Bernard Bigot, Haut Commissaire ŕ l’Énergie Atomique, présentera notamment un exposé sur " La fusion et ITER".

Invitation ŕ la Conférence

En savoir plus :
Site Web du Festival de Théorie 

Sur le site d'ITER

Le Commissaire européen pendant son discours

Le président Jacques Chirac s'est rendu ce jour ŕ Cadarache dans les Bouches-du-Rhône pour remercier le personnel qui a activement participer au succčs de l'accueil d'ITER ŕ Cadarache. Le Président a aussi visité le site ITER et  l'installation Tore Supra. Il était accompagné de nombreuses personnalités politiques régionales et nationales dont M. Gilles de Robien,  ministre de l’Education nationale, de l’Enseignement supérieur et de la Recherche.

Dans son allocution au personnel du centre de Cadarache, le président Jacques Chirac a salué la qualités de travaux menés par les équipes du CEA qui ont grandement contribués au succčs de  l'accueil d'ITER ŕ Cadarache.

Le discours du président Jacques Chirac

 En savoir plus :
www.iter.gouv.fr
www.itercad.org
Dossier : ITER

Michel Chatelier, Chef du Département
 de Recherches sur la Fusion Contrôlée,
 présente les technologies mises
 en śuvre dans Tore Supra.

Le président Jacques Chirac pendant
 son allocution au personnel de
 Cadarache.

Ce matin ŕ Moscou,  la Chine, la Corée du Sud, la Russie, Les Etats-Unis, le Japon et l'Europe ont décidé que Cadarache sera bien le site d'accueil du projet ITER. La construction et l'exploitation d'ITER seront régies par un traité international.

Les termes de l'accord prévoient que l'Europe, en tant que partenaire hôte, finance 50% du projet, la participation des autres partenaires étant de 10%.

Un accord spécifique entre l'Europe et le Japon a permis cette issue favorable ŕ Cadarache. Cet accord prévoit en particulier que 10% des fournitures ŕ la charge de l'Europe soient réalisées au Japon. Cet accord inclut aussi un soutien européen ŕ une candidature japonaise au poste de directeur d'ITER, la possibilité que la proportion de personnel japonais soit plus élevée que la simple proportion basée sur la participation japonaise (10%), la possibilité qu'une partie de l'équipe ITER soit basée au Japon  et enfin un partenariat privilégié sur des activités complémentaires ŕ ITER (approche élargie).

- Déclaration commune (PDF, , ) 
- et annexe sur l'accord Europe-Japon (PDF, , ).

Fusion Technology : Annuel Report of the Association Euratom-CEA. 
2004 activities
(Juin 2005) 

Rapport synthétique (31p, pdf, 2 008 Ko)

Rapport complet (332p, pdf, 25 905 Ko)

• pages 000-014 : Couverture, sommaire, introduction (518 Ko)
• pages 015-022 : Activités EFDA: plasma engineering  ( 960 ko)
• pages 023-048 : Activités EFDA: enceinte   (1 742 ko)
• pages 049-072 : Activités EFDA: composants face au plasma   (1 858 ko)
• pages 073-086 : Activités EFDA: robotique (2 298 ko)
• pages 087-112 : Activités EFDA: aimants supraconducteurs (3 716 ko)
• pages 113-134 : Activités EFDA: couverture tritigčne (2 330 ko)
• pages 135-170 : Activités EFDA: matériaux de structure  (2 871 ko)
• pages 171-192 : Activités EFDA: sűreté  (973 ko)
• pages 193-206 : Activités EFDA: études "Réacteurs"  (1 305 ko)
• pages 207-214 : Activités EFDA: études du site ITER  (2 283 ko)
• pages 215-218 : Activités EFDA: support ŕ conception  (455 ko)
• pages 219-222 : Activités EFDA: JET/plasma engineering  (1 333 ko)
• pages 223-226 : Activités EFDA: JET/composants face au plasma  (277 ko)
• pages 227-238 : Activités EFDA: JET/sűreté  (501 ko)
• pages 239-250 : Activités EFDA: chauffages   (560 ko)
• pages 253-266 : Technologie générique: composants face au plasma  (2 663 ko)
• pages 267-278 : Technologie générique: robotique (959 ko)
• pages 279-282 : Technologie générique: couvertures tritigčnes (2 663 ko)
• pages 283-290 : Technologie générique: matériaux de structure (2 020 ko)
• pages 291-308 : Technologie générique: sűreté (432 ko)
• pages 309-332 : annexes  (2 020 ko)

Comme chaque année, l'Association Euratom-CEA organise une formation abordant la problématique des "Plasmas Chauds" :

• La fusion thermonucléaire contrôlée

• La filičre des tokamaks

• Trajectoires des particules

• Transport et turbulence

• Notion de chaos

• MHD, ondes dans les plasmas

• Chauffage et génération de courant

• Diffusion collective, rayonnement

• Interactions plasma-paro

En savoir plus :
Dossier : Etudiants, cours de la semaine "Plasmas Chauds"

Dans un Tokamak, les grandeurs macroscopiques (densité, température, pression,...) sont en premičre approximation homogčnes sur une surface magnétique. On peut donc les décrire dans une section poloďdale simplement en fonction du rayon du plasma. On parle alors de profil radial (figure 1)

La forme des profils est trčs importante. Un profil de densité est dit « piqué » lorsque la densité au centre est supérieure ŕ la densité au bord du plasma. Ce piquage, conduisant ŕ une densité de combustible plus importante dans la zone la plus chaude du plamsa, augmente la puissance fusion. Il est aussi favorable ŕ la création d’un courant auto-generé dans le plasma appelé « bootstrap », nécessaire a la réalisation de décharge plasma continu. Le piquage peut-ętre induit « artificiellement » de façon complexe (injection de matičre au centre,…) mais il est aussi observé « naturellement » dans les plasmas de tokamak.

Figure 1 : notion de profil

Les profils de densité dans un tokamak sont en général modélisés par un flux de particules dirigé vers l'axe magnétique. Ce flux est appelé pincement. La modélisation satisfaisante de ces phénomčnes est trčs récente et elle fait appel ŕ la compréhension des mécanismes responsables du transport des particules. Rappelons que une machine de fusion ŕ confinement magnétique, les particules, lorsqu'on les considčrent individuellement, suivent les lignes de champ magnétique, au rayon de Larmor et aux mouvements de dérive prčs (cf chapitre « les grands principes / La physique du plasma / le confinement magnétique »). Cependant, elles vont aussi subirent des phénomčnes plus collectifs qui vont modifier ces trajectoires simples pour aboutir ŕ des mécanismes de transport plus complexes (collisions, effets des turbulences,…)..

Si l’on ne prend en compte que les collisions (théorie néoclassique), le pincement en densité décrit ci-dessus est proportionnel ŕ la tension par tour et donc ŕ la présence ou non de courant d’origine inductive. Il est appelé pincement de Ware (« Ware pinch »). Or dans les décharges plasma de longue durée réalisées dans Tore Supra, la tension par tour est presque nulle et pourtant, le profil de densité reste piqué au centre en l’absence de toute source de particules ŕ l’intérieur d’un rayon. Ce phénomčne a été montré de façon trčs claire en 2003 ([1], figure 2). Cet effet systématique constitue la premičre démonstration expérimentale de la présence d’un pincement d’une autre origine dans le transport des particules.

Figure 2 : profil de la densité électronique dans une décharge de 6 minutes réalisée dans Tore Supra

Ces résultats expérimentaux ont fait l’objet d’une analyse théorique fine oů interviennent les phénomčnes de turbulence [2]. Deux phénomčnes peuvent ętre ŕ l’origine de ce pincement:

• la thermodiffusion turbulente qui engendre une composante du flux de particules proportionnelle au gradient de température électronique

• la turbulence causée par la courbure du champ magnétique. Dans ce cas, le pincement est proportionnel au gradient du facteur de sécurité (pas de l’hélice des trajectoires dans un tokamak)

Les décharges de longues durées, sans courant inductif, réalisées Tore Supra sont une opportunité unique d’étudier ces phénomčnes. Il a été montré expérimentalement que le pincement est ŕ la fois dű ŕ la thermodiffusion turbulente et ŕ la turbulence causée par la courbure du champ magnétique [3]. Cependant, dans la région de forte variation de densité, le profil de densité est principalement gouverné par la turbulence causée par la courbure du champ magnétique et donc par le profil du facteur de sécurité (figure 3)

Figure 3 : Corrélation du gradient de la densité électronique
 avec le gradient du facteur de sécurité (gauche)
 et le gradient de température électronique (droite)

Ceci se révčle particuličrement important pour les futures installations de fusion. Une extrapolation indique qu'en prenant en compte ces phénomčnes observés dans Tore Supra, les performances nominales d'ITER pourraient ętre améliorées de 30 % (figure 4)

En savoir plus :
[1]  G.T. Hoang et al., Phys. Rev. Lett. 90, 155002 (2003)
[2]  X. Garbet, et al., Phys. Rev. Lett. 91, 035001 (2003)
[3]  G.T. Hoang et al., Phys. Rev. Lett. 93, 135003 (2004)

Figure 4 : Extrapolation ŕ ITER avec le code Cronos de la prise en compte du pincement du ŕ la turbulence

Le Conseil des Ministres européens la Compétitivité (marché intérieur, industrie et recherche) a réaffirmé sa volonté de construire ITER ŕ Cadarache. 

Le mandat de la Commission européenne pour négocier et préparer un accord concernant la construction en Europe, sur le site de Cadarache, du réacteur de fusion expérimental ITER a été élargi.

En particulier et afin de privilégier une ouverture internationale aussi grande que possible, la Commission est autorisée  ŕ élargir le cadre des négociations sur des sujets complémentaires ŕ ITER (approche élargie) comme des collaborations privilégiées avec la machine japonaise JT-60  ou la mise en place d'un centre de recherches sur les matériaux nécessaires au développement de l'énergie de fusion.

Aucune date limite n'a été officiellement fixée  mais la volonté de converger trčs rapidement vers une solution conduisant ŕ la construction d'ITER ŕ Cadarache a été réaffirmée.

Compte rendu provisoire du Conseil des Ministres européens la Compétitivité du 24/09/2004 (PDF, , ) ou site du Conseil de l'Union Européenne

Sur le site ITER : A l'emplacement du bâtiment principal. De gauche ŕ droite, le Président du Conseil Régional PACA, Mr le Ministre, Jean Jacquinot et l'Administrateur Général du CEA.

Le projet ITER lui-męme, les résultats des recherches menées sur Tore Supra et les atouts du site de Cadarache ont été présentés au Ministre par Mr Jean Jacquinot.

Mr François d’Aubert a ensuite répondu ŕ une série de questions qui lui ont permis d'une part de réaffirmer l'engagement de la France dans le projet ITER et d'autre part de rappeler les décisions prises lors du Conseil des Ministres européens du 24/09/2004. En particulier, Mr François d'Aubert a rappelé la volonté de l’Europe de s’engager dans la construction d’ITER ŕ Cadarache sur la base d'une ouverture internationale aussi grande que possible et que cette coopération serait présentée lors de la prochaine session du Conseil des Ministres Européen, les 25 et 26 novembre 2004.

En savoir plus :
www.iter.gouv.fr
www.itercad.org
Dossier : ITER

Dans la Salle de Conférence

Mr le Ministre répondant aux
questions de l'auditoire

Le Conseil des Ministres européens la Compétitivité (marché intérieur, industrie et recherche) a demandé ŕ  la Commission européenne de négocier et préparer un accord concernant la construction en Europe, sur le site de Cadarache, du réacteur de fusion expérimental ITER. Le cadre de cet accord s'effectuera sur la base d'une ouverture internationale aussi grande que possible avec au moins trois partenaires  mais tout en restant ouvert aux partenaires actuels des négociations et ŕ d'autres pays potentiellement intéressés.

L'accord envisagé prévoit un cadre financier global qui permet la construction d'ITER  tout en préservant un programme d'accompagnement vigoureux et orienté vers l'accélération du développement de l'énergie de fusion ŕ des fins énergétiques.

L'accord devra ętre présenté lors de la prochaine session du Conseil, les 25 et 26 novembre 2004.

Compte rendu provisoire du Conseil des Ministres européens la Compétitivité du 24/09/2004 ((PDF, , ) ou site du Conseil de l'Union Européenne

Fusion Technology : Annuel Report of the Association Euratom-CEA. Juin 2003

Rapport synthétique (30p, pdf, 3 179 Ko)

Rapport complet (385p, pdf, 36 771 Ko)

• Couverture, sommaire, introduction (14p, pdf,1 683 Ko)
• Ingénierie du plasma (47p, pdf, 4 857 Ko)
• Composants face au plasma (57p, pdf, 5 958ko)
• Enceinte (37p, pdf, 4 223 Ko)
• Robotique (53p, pdf, 6 756 Ko)
• Aimants supraconducteurs (37p, pdf, 2 960 ko)
• Couverture tritigčne (48p, pdf, 14 706 ko)
• Matériaux de structure (91p, pdf, 8 104 ko)
• Sűreté (30p, pdf, 2 692ko)
• Etudes "Réacteur" (20p, pdf, 2 290 ko)
• Annexes (32p, pdf, 1 958 ko)

Des chercheurs, spécialistes de la fusion et des personnalités exerçant des responsabilités dans le programme Euratom "fusion" signent un article commun pour défendre le site de Cadarache (lire l'article paru dans l'édition du Monde du 31/01/2004)

En savoir plus :
www.itercad.org
Dossier : ITER

Yan Hua Liu, vice-ministre de la Science de la République populaire de Chine a visité le site de Cadarache, candidat européen ŕ l'implantation d'ITER. Il était  accompagné de Renaud Muselier, secrétaire d'État aux Affaires étrangčres, de parlementaires et d'élus régionaux.
A cette accasion, M. Liu a confirmé le soutien "solide comme du roc" que la Chine apporte ŕ la Candidature de Cadarache.

En savoir plus :
www.iter.gouv.fr

Sur le projet ITER :
www.itercad.org
Dossier : ITER

Les deux sites candidats ŕ l'accueil d'ITER (Cadarache en  Europe et Rokkasho-Mura au Japon) ont été examinés lors d'une réunion ministérielle qui s'est tenu ŕ Washington les 19 et 20 décembre. Les partenaires ont conclu que certains aspects devaient ętre approfondis et qu'en conséquence, la sélection du site ne pouvait avoir lieu. Les partenaires se sont donnés un nouveau rendez-vous fin janvier afin de réexaminer les deux candidatures ŕ la lumičre des compléments d'informations qu'ils ont demandés (voir le communiqué de presse du Ministčre délégué ŕ la Recherche et aux Nouvelles Technologies ou PDF). 

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Sur le projet ITER :
www.itercad.org
Dossier : ITER

L'Union Européenne a choisi ce matin le site de Cadarache comme unique candidat européen pour l'accueil d'ITER : (voir le communiqué de presse du Ministčre délégué ŕ la Recherche et aux Nouvelles Technologies ou PDF,  voir le communiqué de la la Commission, ou PDF). 

Le choix entre le site japonais de Rokkasho-mura, le site canadien de Clarington et le site européen de Cadarache doit intervenir avant la fin de l'année.

En savoir plus :
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Dossier : ITER

 
Sur le site ITER : Jean Jacquinot,  Chef du Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée, présente le site candidat

Les personnalités nationales et régionales ont été préalablement accueillies sur le site męme pressenti pour la construction d'ITER, par Alain Bugat, Administrateur général du CEA et Pascale Amenc-Antoni directeur du CEA-Cadarache.

Ils ont ensuite visité l'installation Tore Supra. Dans son allocution, le Premier Ministre a affirmer la volonté politique de la France d'accueillir ITER. Le Premier ministre a aussi salué l'effort important des collectivités territoriales qui se sont mobilisées pour participer au financement du projet  (discours du premier ministre ou PDF)

Suite ŕ l'allocution du Premier ministre, une table-ronde, animée par le Préfet de région, Christian Frémont, a permis aux différents acteurs du projet en PACA (scientifiques du DRFC, élus des collectivités locales et territoriales…) de réaffirmer leur intéręt général pour ITER.

En savoir plus :
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Dossier : ITER

Table ronde avec les acteurs régionaux

Lors d'un discours devant des journalistes d'une quinzaine de nationalités différentes, Madame Claudie Haigneré a rappelé les engagements du gouvernement français sur la candidature de la France ainsi que les atouts exceptionnels du site de Cadarache.

Le discours de Mme Claudie Haigneré  (ou  version PDF du discours)

En savoir plus :
www.iter.gouv.fr    / dossier de presse
www.itercad.org
Dossier : ITER

Fusion Technology : Annuel Report of the Association Euratom-CEA. Juin 2002

• Couverture, sommaire, introduction (13p, pdf,1576 ko)
• Ingénierie du plasma (30p, pdf, 5 827 ko)
• Composants face au plasma (37p, pdf, 4387ko)
• Enceinte (58p, pdf, 5 375 ko)
• Robotique (46p, pdf, 5 487 ko)
• Aimants supraconducteurs (30p, pdf, 2 789 ko)
• Couverture tritigčne (78p, pdf, 5 965 ko)
• Matériaux de structure (117p, pdf, 14 312 ko)
• Cycle tritium (12p, pdf, 634 ko)
• Sűreté (32p, pdf, 3 790ko)
• Etudes "Réacteur" (56p, pdf, 4 630 ko)
• Confinement inertiel (24p, pdf, 2 170 ko)
• Annexes (34p, pdf, 1 359 ko)

Sur le site ITER

Dans le hall de Tore Supra

Lors d'un discours devant le personnel du Département de Recherches sur la Fusion Contrôlée, Madame Claudie Haigneré a renouvelé le soutien du gouvernement français dans la candidature de Cadarache comme site d'accueil du projet ITER.

Le discours de Mme Claudie Haigneré  (ou  version PDF du discours)

www.itercad.org

Les pages dédiées ŕ la candidature de Cadarache pour l'accueil d'ITER sont accessible ŕ l'adresse :  www.itercad.org .

N'hésiter pas ŕ les consulter pour tous savoir sur les caractéristiques de Cadarache, de sa région et l'état d'avancement du dossier.

En savoir plus :
Dossier : Cadarache, site européen pour ITER
Dossier : ITER