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Disruptions et procédés de
mitigation
Les disruptions sont des
événements pouvant se produire de façon spontanée dans un plasma de tokamak et
consistent en une perte rapide 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,
des forces électromagnétiques s’exerçant sur la structure, et sous certaines
conditions, la génération d’électrons de haute énergie venant intercepter les
parois.
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Les disruptions, qui conduisent ŕ
un arręt rapide du plasma, ne sont pas le résultat de la fatalité ou d’un
quelconque coup du sort. Elles sont dues ŕ des instabilités MagnétoHydroDynamiques (MHD) connues depuis plus de 50 ans et dont les seuils
ont été établis et vérifiés expérimentalement. A champ magnétique donné, ces
instabilités se développent si la pression, la densité ou le courant circulant
dans le plasma sont trop élevés. Il va de soi que le point de fonctionnement d’ITER
a été choisi de maničre ŕ ętre stable vis-ŕ-vis de ces instabilités, avec une
marge de sécurité significative. Il est tout aussi évident qu’ITER ne réalisera
pas d’emblée un plasma aux valeurs nominales prévues. La mise en route sera
progressive et permettra de caractériser ces instabilités dans des conditions ne
présentant aucun danger pour l’intégrité de la machine (typiquement ŕ faibles
champ magnétique et courant). Enfin le fonctionnement s’appuiera sur un contrôle
en temps réel des caractéristiques du plasma permettant de rester ŕ l’intérieur
du domaine de stabilité.
A supposer qu’un imprévu
survienne, par exemple une défaillance du systčme de contrôle, rien n’est perdu
pour autant. Il est possible de modéliser une disruption avec des codes MHD non
linéaires. Ces codes ont atteint le degré de précision nécessaire pour décrire
de maničre réaliste le plasma ainsi que les éléments de structure du tokamak.
Elles permettent de calculer les forces exercées sur la machine ainsi que la
distribution de courant. Les simulations montrées lors de la derničre conférence
mondiale sur la fusion ont montré que la force exercée lors d’une disruption
dans JET (tokamak européen situé ŕ Culham, Royaume Uni) est en accord avec les
mesures. D’autre part l’extrapolation ŕ ITER des calculs et des expériences
réalisées sur un grand nombre de tokamaks donne une force compatible avec les
spécifications technologiques d’ITER. Bien évidemment, ces prédictions seront
testées lors de la montée progressive en puissance.
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Figure 1: Etude sur Tore Supra de
l'injection massive de gaz
comme moyen de mitigation des disruptions |
Les électrons « runaway » ont été
présentés par certains comme le mal absolu, du fait de leurs effets destructeurs
sur les éléments de paroi. Des dommages sont en effet possibles, mais de
nombreux travaux, dont la thčse de Mr Cédric Reux,
montrent qu’il existe des moyens de s’en affranchir, en particulier en utilisant
une injection massive de gaz (figure 1). Ces études sont suffisamment avancées
pour ętre confiant sur l’efficacité de ces techniques d’ici la mise en route d’ITER.
Il faut d’ailleurs insister sur le fait que les électrons « runaway » ne
menacent pas l’intégrité de la machine, mais les éléments au contact du plasma,
qui sont remplaçables.
En conclusion, le corpus actuel
de connaissances montre que les effets des disruptions resteront dans le domaine
des contraintes mécaniques et thermiques prévues pour ITER. Toute prédiction est
faillible, mais il est indéniable que la montée progressive en charge de cet
équipement permettra d’affiner ces prédictions et de rester dans un domaine
opérationnel stable, ou ŕ tout le moins de limiter les conséquences des
disruptions.
En savoir plus:
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