Le tungstène très prometteur pour la paroi interne des tokamaks

Le revêtement de la paroi interne d'expériences de fusion avec confinement magnétique, dont les tokamaks annulaires font partie, est habituellement un élément léger tel que le bore (B) ou le carbone (C). Car même en cas de confinement presque parfait, des particules provenant du plasma peuvent entrer en contact avec la paroi de l'enceinte de confinement et repousser des atomes qui salissent le plasma. S'il s'agit d'éléments légers, des concentrations de quelques pourcent sont encore supportables étant donné que le plasma, dont la température de fusion dépasse les 100 millions de kelvins, ionise intégralement de tels atomes. Tel n'est pas le cas des atomes d'éléments lourds: même à des températures aussi extrêmes, ils ne sont pas complètement ionisés et rejettent de l'énergie qui manque ensuite pour la réaction de fusion. La concentration dans le plasma d'éléments lourds tels que du W ne doit donc pas dépasser quelques centaines de millième.

Développement sur l'Asdex Upgrade

Les plaques de paroi en W n'en présentent pas moins un grand intérêt pour les tokamaks de puissance élevée. Leur temps de séjour est bien plus long que les plaques en B ou en C, elles n'emmagasinent pas de tritium et présentent des caractéristiques thermiques favorables. C'est pour cette raison que, dans le cadre d'un vaste programme expérimental, l'IPP a commencé en 1996 à équiper progressivement la paroi interne de l'Adex Upgrade de W au lieu de C. Selon les résultats de l'expérience, la concentration de W dans le plasma reste inférieure à la valeur critique dans ce tokamak, dont le bord du plasma est relativement frais.

Depuis peu de temps, tout l'intérieur de l'enceinte de confinement est désormais recouvert de plaques en W. Comme le montrent les premières expériences, le régime dit de haut confinement (High Confinement Regime) - un mode de fonctionnement qui a été développé à l'IPP en perspectives des états du confinement visés pour Iter - permet de maintenir les impuretés provoquées par le W dans le plasma à un seuil admissible.

Utilisation éventuelle dans Iter

D'autres essais devraient montrer la durabilité de ce premier succès. L'objectif visé est d'étudier avec précision les états du plasma importants pour Iter pour s'assurer que la perte de qualité due aux impuretés provoquées par le W reste inférieure de manière durable à la valeur seuil admissible.

Les recherches menées à ce sujet par l'IPP dureront deux ans environ. On prendra ensuite une décision définitive sur le matériau qui sera utilisé pour le revêtement interne du confinement d'Iter. Selon l'état actuel de la planification, c'est encore du C qui est prévu.