Actualité du nucléaire
"La sûreté nucléaire à la lumière des événements de Fukushima"
23/02/2012
Devenue une priorité nationale pour tous les acteurs du secteur, la sûreté nucléaire consiste à prendre en compte tous les risques potentiels d'une installation nucléaire et à mettre en place des dispositions permettant de faire face à chacun de ces risques.
Les cycles de développement de l'industrie nucléaire restent relativement longs. Le Commissariat à l'Energie Atomique (CEA) étudie les éléments techniques de sûreté dans les réacteurs nucléaires, en soutien aux autorités de sûreté et aux industriels.
Il explique que la mise en place dès maintenant de programmes de R&D permettront d'alimenter les études de conception de réacteur pour les prochaines décennies.
Aussi, la R&D sur les accidents graves de réacteur a pour objectifs principaux la compréhension des phénomènes physiques et la réduction des incertitudes, la modélisation prédictive fiable pour les applications aux réacteurs à eau légère. Les perspectives à moyen terme portent sur les « agressions » externes, telles que le séisme, et les mécanismes et dispositifs pour arrêter la progression de l'accident et limiter les rejets radioactifs.
Les programmes du CEA couvrent deux grands volets : le comportement des structures soumises à un séisme et le comportement des réacteurs en cas d'accidents graves.
Comportement des structures en cas de séisme :
La compréhension et la simulation de la réponse des structures en cas de séisme relèvent du domaine de la prévention des accidents. La quantification des marges est un point essentiel de la démonstration de robustesse des installations et de l'amélioration de l'appréciation de leur sûreté.
Ce champ de R&D s'appuie sur une démarche expérimentale et sur la simulation numérique. La dimension expérimentale, indispensable pour valider les modèles et faire progresser les connaissances, utilise notamment les installations du CEA situées à Saclay : la plateforme Tamaris.
Les limitations des capacités expérimentales existantes demandent à être dépassées.
Plusieurs besoins expérimentaux sont aujourd'hui identifiés, au-delà des capacités des moyens actuels : l'expérimentation sur des maquettes de grandes dimensions (avec des essais en sous-structuration), la simulation de grands déplacements et de fortes accélérations et, enfin, l'expérimentation sur maquette « multi-supportée », en couplant plusieurs tables vibrantes. C'est l'objectif du projet Extam actuellement au stade d'études préliminaires.
Comportement des réacteurs en cas d'accident grave (avec fusion du cœur) :
Les événements de Fukushima sont typiquement des « accidents graves avec fusion du cœur », un domaine technique qui va bien au-delà de la formation d'un « corium » (1), et déjà très riche de connaissances et d'enseignements.
Un accident résulterait d'un cumul de défaillances d'une installation (perte de sources électriques, perte de sources froides), à l'image de ce qui s'est produit à Fukushima. L'enjeu des recherches est d'en évaluer et d'en maîtriser les conséquences. L'évaluation du risque de perte de confinement (2) consécutif à la fusion totale ou partielle du cœur du réacteur, ainsi que de qualifier les dispositifs de prévention et de mitigation (ou atténuation des effets).
Le scénario d'un accident grave avec fusion du cœur comporte plusieurs phases, avec des domaines de R&D spécifiques :
• la dégradation du cœur en cuve : la production d'hydrogène et la sauvegarde de l'enceinte, la formation de débris et du bain de corium (combustible et matériaux de structure fondus) et leur progression en cuve ;
• le relâchement et le transport des produits de fission (3);
• le percement de la cuve : il convient alors d'étudier la progression du corium hors cuve, l'interaction du corium avec le béton et avec l'eau.
La production d'hydrogène en cas d'accident grave est une spécificité des réacteurs à eau. En effet, le gainage du combustible (enveloppe métallique de l'oxyde d'uranium et des produits de fission) est réalisé en alliage de zirconium. L'oxydation du zirconium par la vapeur d'eau produit de l'hydrogène et s'accélère à la température de 1 500°C.
L'hydrogène relâché dans l'enceinte de confinement (via une brèche du circuit primaire 4) et mélangé à l'air est inflammable si sa proportion est comprise entre 4% et 75% en volume. Face au risque d'explosion et de défaillance de l'enceinte, des recombineurs catalytiques d'hydrogène sont disposés dans l'enceinte des réacteurs à eau pressurisée, réduisant significativement le risque lié à une combustion. Ce domaine nécessite toutefois une R&D sur le long terme pour mieux connaître la distribution de l'hydrogène (répartition et stratification dans l'enceinte de confinement). Il s'agit d'un enjeu majeur face à l'inflammabilité de l'hydrogène, afin de prévenir tout risque de combustion, de déflagration et, dans les cas extrêmes, de détonation risquant d'affecter l'enceinte de confinement.
En cas de rupture ou de fusion des gaines combustibles, une partie de la radioactivité contenue dans le cœur du réacteur est susceptible d'être transférée dans l'enceinte de confinement, voire dans l'environnement. L'étude du relâchement et du transport des produits de fission, en cas d'accident, est très importante pour évaluer les risques de rejets radioactifs, ou pour caractériser la situation par une confrontation de la simulation et des mesures.
Les études menées jusqu'à présent ont permis d'acquérir une bonne connaissance du comportement des différentes familles de produit de fission selon leur volatilité pour les combustibles actuels à l'oxyde d'uranium. L'un des objectifs est d'acquérir la même connaissance expérimentale pour les combustibles MOX.
Enfin, le comportement du corium met en jeu des phénomènes complexes.
Son exploration nécessite des installations expérimentales telles que celles du CEA à Cadarache (plateforme Plinius). L'étude de l'interaction du corium avec l'eau dans la cuve et le puits de cuve est importante pour prévenir les risques d'explosion vapeur affectant l'intégrité de l'enceinte de confinement. On étudie aussi l'interaction du corium avec le béton du radier (5), en cas de percement de la cuve. Ces phénomènes physiques demandent toujours à être explorés plus profondément. L'enjeu de ces recherches est de garantir le non-percement de la cuve ou du radier, ce qui constituerait une perte de l'intégrité de la 2e ou de la 3e barrière de confinement.
La plateforme PLINIUS
(Platform for Improvements in Nuclear Industry and Utility Safety)
PLINIUS est la seule plateforme expérimentale européenne consacrée à l'étude des accidents graves utilisant de grandes masses de corium « prototypiques » (mélanges fondus à hautes températures contenant des oxydes d'uranium appauvris, caractéristiques du mélange fondu qui pourrait surgir pendant des hypothétiques accidents graves).
Cette plate-forme expérimentale implantée au CEA Cadarache est constituée de quatre installations :
VULCANO est une installation constituée d'un four dans lequel 50 à 100 kilogrammes de corium peuvent être fondus. Le corium fondu est versé à l'intérieur d'une section d'essai (soit sur une section d'essai d'étalement, soit dans un creuset) instrumentée spécifiquement.
KROTOS est une installation dédiée à l'étude des interactions entre le combustible et le fluide réfrigérant (explosions de vapeur) afin de valider des codes de calcul. Le transfert thermique entre le combustible fondu et l'eau est si intense et rapide que le temps de transfert thermique est plus court que le temps nécessaire à la décompression, avec pour conséquence la formation d'une onde choc. Cette onde de choc s'intensifie en fonction de la quantité de mélange et de la diminution des temps de transfert d'énergie. Dans l'installation KROTOS, 4,5 kgs de corium ou 1kg d'alumine peuvent être fondus et versés dans une section d'essai remplie d'eau. Les phases de prémélange et d'explosion peuvent ainsi être étudiées. Dans les deux cas les explosions se sont produites spontanément et ont pu être observées dans KROTOS.
COLIMA est une installation dans laquelle quelques kilogrammes de corium peuvent être fondus par chauffage à induction (150 kWe disponibles). Le creuset est installé dans une enceinte de 1,5 m3. Ses murs sont à température contrôlée jusqu' à 160°C. Ce dispositif permet la simulation d'un accident grave et ses conséquences sur l'atmosphère dans l'enceinte du réacteur (air + vapeur, 5 bars-150°C) ou d'atmosphères réductrices.
VITI est une installation haute température destinée à étudier les propriétés des matériaux, principalement leur viscosité et leur tension superficielle. L'installation permet l'utilisation d'uranium appauvri contenu dans du corium. Le chauffage par induction autorise un chauffage sans contact et la mesure de l'échantillon.
1 Corium : cœur du réacteur en fusion/fondu. Le corium est un magma complexe hautement radioactif, composé principalement d'oxyde d'uranium, de produits de fission, de zirconium (gaines du combustible) et d'acier (éléments internes de la cuve).
2 Le confinement est le dispositif de protection destiné à contenir les produits radioactifs à l'intérieur d'un périmètre déterminé fermé.
3 Produits de fission : produits issus de la fission des atomes d'uranium et de plutonium : césium, strontium, iode, xénon…
4 Le circuit primaire est le circuit fermé dans lequel circule un fluide caloporteur (de l'eau sous pression pour un REP) afin d'extraire la chaleur du cœur du réacteur. Cette chaleur est ensuite transmise à un autre circuit, le circuit secondaire, pour produire de la vapeur puis de l'électricité.
Contamination au tritium à Saint-Maur-des-Fossés : Synthèse des résultats des mesures effectuées par l’IRSN et le CEA dans l’environnement de l’entreprise 2M Process du 5 novembre 2010 au 1er février 2012
22/02/2012
L’IRSN publie une version actualisée de sa note d'information proposant l’ensemble des résultats de mesures de tritium réalisées dans l’environnement du bâtiment de l’entreprise 2M Process à Saint-Maur-des-Fossés. Cette nouvelle synthèse intègre les résultats des campagnes de prélèvements de l'IRSN et du CEA réalisées entre le 14 septembre 2011 et le 1er février 2012.
Télécharger la note d'information du 22 février 2012 «Synthèse des résultats des mesures de tritium effectuées par l’IRSN et le CEA du 5 novembre 2010 au 1er février 2012 dans l’environnement de l’entreprise 2M Process à Saint-Maur-des-Fossés » (document pdf)
Les priorités du CEA sur la sûreté nucléaire
21/02/2012
Source : usine nouvelle
Par Ludovic Dupin
Le commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) a renforcé certains de ses axes de recherches sur la sûreté nucléaire en prenant en compte les premiers retours de l'accident de Fukushima.
L'accident nucléaire qui a frappé le nord-est du Japon en mars 2011 n'a pas bouleversé les programmes de recherche du CEA. "Les événements de Fukushima n'ont pas relevé de lacune majeure dans le champ de connaissance des phénomènes dans un réacteur en situation d'accident grave", analyse Christophe Béhar, directeur de l'énergie nucléaire au CEA.
Autrement dit, les phénomènes physiques qui se sont déroulés au sein des cœurs des réacteurs accidentés, n'ont pas révélé de phénomènes surprenants ou inexplicables pour les experts du commissariat. Toutefois, alors que le retour d'expérience prendra une dizaine d'années, le CEA a décidé de renforcer sa R&D en matière de sûreté nucléaire sur quatre sujets majeurs.
Le premier est le comportement en cas de séisme. L'étude des limites physique que les bâtiments peuvent tenir n'est pas un sujet nouveau. La plateforme Tamaris sur le plateau de Saclay (Essonne) s'en est fait une spécialité.
Mais Christophe Béhar appelle à aller au-delà des outils expérimentaux existants en soumettant les maquettes à des accélérations supérieures à ce qui se fait aujourd'hui. Le CEA a ainsi lancé le projet Extam qui vise à coupler des tables vibrantes pour tester des maquettes "multisupportées".
Le deuxième est le risque d'explosion hydrogène, qui lors de l'accident de Fukushima avait soufflé une partie des installations du site. L'hydrogène peut se créer par oxydation des gaines de zirconium ou radiolyse de l'eau.
Par exemple, le CEA étudie l'effet des recombineurs d'hydrogène afin d'optimiser au mieux leur utilisation et leur placement dans un réacteur. Il utilise pour cela le programme Mistra sur le plateau de Saclay. Il s'agit d'une reproduction de cuve nucléaire de 100 mètres cubes (contre 70 000 m3 pour une véritable centrale).
Le troisième risque porte sur les interactions du corium. Il s'agit du mélange de combustible et de métal qui se forme en cas de fusion du cœur. Il est nécessaire de comprendre quelle est la composition de ce matériau et les flux thermiques qui le régissent.
Cela permettra, entre autres, d'anticiper les réactions possibles du corium avec l'eau et avec le béton de l'enceinte de confinement. Pour cela, les chercheurs du CEA à Cadarache (Bouches-du-Rhône) créent de faux coriums à base d'uranium appauvri. Ils peuvent fabriquer jusqu'à 50 kg de matière (un corium réel pèse une centaine de tonnes).
Le quatrième point concerne l'étude du relâchement et des transports des produits de fission. Comprendre leur comportement permettrait de mieux zoner les zones à risques. Ces connaissances sont bonnes dans le cas de l'oxyde d'uranium, mais le CEA souhaiterait développer ses connaissances pour le MOX, mélange d'uranium et de plutonium.
Détection en France de très légères traces d'iode 131 dans l'air imputables à des rejets radioactifs venant d’un pays étranger
21/02/2012
Source : IRSN et ASN
Par le canal des réseaux scientifiques dont il est membre, l'IRSN a eu connaissance de la détection de traces d’iode 131 dans l’air, par la Finlande et la Suède, sur des prélèvements de poussières atmosphériques réalisés sur la période du 21 au 23 janvier. C’est ensuite la Norvège qui a signalé la présence de l’iode 131, sur des prélèvements réalisés entre le 16 et le 23 janvier puis la Pologne durant la dernière semaine de janvier. Enfin, depuis début février, l'Allemagne, l'Autriche et la République Tchèque ont également signalé cette présence d’iode 131 dans l’atmosphère.
Dès la connaissance de ces détections, l'IRSN a augmenté la fréquence de prélèvement des filtres de ses stations de collecte de poussières à très haut débit afin de détecter une éventuelle arrivée sur la France. C’est ainsi que des niveaux inférieurs à 1 millionième de Becquerel par m3 d'air (µBq/m3) ont été mesurés sur les filtre de deux stations du réseau de surveillance OPERA-air de l'IRSN, l’une située à Alençon (Orne) et l’autre à Bure (Meuse). Les prélèvements concernés ont porté sur la période du 31 janvier au 5 février 2012. Les niveaux de concentration observés bien qu’inhabituels sont très faibles et sans aucun risque pour la santé des populations.
Commentaire de la rédaction : de l’ordre du micro becquerel par mètre cube, autant dire que c’est pratiquement la limite de détection.
L’ASN publie le premier bilan annuel des rejets de tritium pour les installations nucléaires de base
10/02/2012
Lors de la publication du « Livre blanc tritium » en juillet 2010, l’ASN avait annoncé dans son plan d’action qu’elle publierait annuellement l’inventaire des rejets liquides et gazeux de tritium émis par les installations nucléaires de base.
Le plan d’action est fondé sur la synthèse des travaux des deux groupes de réflexion pluralistes, ainsi que leurs constats et recommandations. Ces groupes de réflexion pluralistes ont réuni, à l’initiative de l’ASN, scientifiques (CNRS, IRSN, Institut Curie…), représentants des exploitants d’installations nucléaires de base, représentants des parties prenantes (EDF, AREVA, ITER, ANCCLI, ACRO…) et Autorités de sûreté (ASN et DSND).
L’objet de ces deux groupes de réflexion était :
- de traiter les questions relatives à la possible bioaccumulation du tritium dans les différents compartiments biologiques et à l’évaluation des effets sur la santé du rayonnement du tritium ;
- d’examiner l’impact des nouvelles installations, les possibilités de réduction à la source du tritium, les possibilités de détritiation et de gestion des déchets tritiés. Carte de France des mesures de rejets de tritium
Cet inventaire est aujourd’hui disponible sur le site internet du livre blanc de l’ASN : http://livre-blanc-tritium.asn.fr. Une carte interactive permet l’affichage d’une fiche par installation nucléaire ; cette fiche présente, pour chaque installation, le bilan des rejets de tritium depuis 2006, l’impact dosimétrique du site et la contribution de l’impact du tritium à l’impact global.
L’impact global des rejets de tritium en France est faible : la dose efficace annuelle pour les groupes de référence est de l’ordre du centième de mSv. En France, un individu reçoit une dose annuelle moyenne de l’ordre de 3,3 mSv.
Fukushima article du journal Le Point
10/02/2012
Le journal publie un reportage consacré à la situation énergétique du Japon, presque un an après la catastrophe de Fukushima. L’hebdomadaire décrit le « sevrage brutal » que subissent les Japonais du fait de l’arrêt de la quasi-totalité des réacteurs et des fortes contraintes énergétiques qui en découlent, et souligne que l’opinion reste très divisée sur le recours au nucléaire.
Fourniture d’uranium
10/02/2012
EDF et Areva ont signé hier un accord de principe dans l’approvisionnement en uranium, rapporte Les Echos. « Si tous les contrats ne sont pas signés, le schéma est clair : l’électricien s’engage à des achats de long terme avec son fournisseur historique, sur une durée et un tonnage précis. » Selon le quotidien économique, la collaboration entre les deux industriels français du nucléaire est de plus en plus étroite, sur la fourniture d’équipements, les énergies renouvelables, où la conquête de marchés à l’international. « Reste un sujet de tension avec EDF : le réacteur de moyenne puissance. Areva défend son modèle Atmea, développé avec le japonais Mitsubishi. EDF favorise le développement d’un réacteur franco-chinois avec CGNPC. »
L’ASN émet un avis positif sur les options de sûreté du projet de réacteur ATMEA1
08/02/2012
A l’issue d’un examen qui a duré 18 mois, l’ASN émet un avis positif sur les options de sûreté du projet de réacteur ATMEA1.
L’ASN a mené, avec l’appui technique de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), (voir le point de vue IRSN plus loin) la revue des options de sûreté du réacteur à eau sous pression ATMEA1. Ce réacteur de moyenne puissance (1100 MWe) est conçu par la société ATMEA, coentreprise formée par AREVA et Mitsubishi Heavy Industries (MHI).
Cette revue des options de sûreté a été effectuée à la demande de la société ATMEA. Bien qu’elle ne s’inscrive pas aujourd’hui dans la perspective d’une demande d’autorisation de création d’un tel réacteur en France, cette revue a été menée dans les conditions qui encadrent la création des installations nucléaires de base sur le territoire français. L’ASN a notamment recueilli en 2011 les avis des Groupes permanents d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) et pour les équipements sous pression nucléaires (GPESPN) qui concernent les options de sûreté de ce nouveau réacteur.
L’ASN rend publics son avis et le rapport sur lequel il s’appuie, qui concluent que les options de sûreté retenues par la société ATMEA pour son projet de réacteur sont globalement satisfaisantes au regard des exigences françaises. Dans un contexte français, cet avis serait une étape préalable à la procédure d’autorisation de création d’un tel réacteur.
Au stade de la conception détaillée, la société ATMEA devra être particulièrement vigilante sur l’optimisation de l’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants, sur les dispositions nécessaires à l’ « élimination pratique » de certains accidents ou à l’exclusion de la rupture de certaines tuyauteries et, bien évidemment, sur la poursuite de la prise en compte des enseignements tirés de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi (Japon).
L’ASN rappelle qu’en France, la demande d’autorisation de création est portée par l’exploitant et non par le concepteur du réacteur.
La position de l’IRSN
L’IRSN mène depuis 2010 l’examen des options de sureté du réacteur ATMEA1, un réacteur à eau sous pression de la future génération de type évolutionnaire et de puissance électrique nominale égale à 1000 MWe proposé par la filiale ATMEA d'Areva et de Mitsubishi Heavy Industries. Sur la base de cette instruction menée par l’institut, l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) vient de rendre un avis positif sur les options de sureté de ce réacteur.
L’instruction de l’IRSN a comporté deux phases distinctes. La première phase a eu pour objectif de permettre d’identifier, parmi les options de sûreté proposées par le projet ATMEA1, celles qui méritaient un examen approfondi lors de la seconde phase. Cette instruction s’est traduite par la réalisation par l’IRSN de 10 rapports examinés lors de réunions du Groupe Permanent d’experts pour les Réacteurs nucléaires (GPR) placés auprès de l’ASN, réunions qui ont eu lieu les 26 mai 2011, 30 juin 2011, 6 et 14 octobre 2011. Dans ce cadre, l’IRSN a également examiné un programme d’examen des premiers enseignements tirés de l’accident affectant le site nucléaire de Fukushima Daiichi (Japon). En complément, l’IRSN a procédé à un examen des options de sûreté relatives à la chute d’un avion.
Cet important investissement de l’IRSN dans l’examen du réacteur ATMEA 1 a permis à l’Institut d’acquérir une forte expertise de ce nouveau réacteur, expertise qui lui permettra d’accompagner, le cas échéant, les autorités de sûreté et organismes techniques de sûreté (TSO) étrangers dans le cadre d’une demande d’autorisation de création d’un réacteur ATMEA1 dans le monde.
Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : normes fondamentales internationales de sûreté (édition provisoire, GSR partie 3)
07/02/2012
Vu sur la revue PROSINFO N°10 – Janvier 2012
Lettre d’information de l’Unité Prositon (abonnez-vous)
Abonnement et questions :
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La publication en novembre 2011 dans la catégorie «Prescriptions générales de sûreté de l’AIEA (GSR) Partie 3», intitulée «Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté Edition provisoire» remplace les Normes fondamentales internationales de protection contre les rayonnements ionisants et de sûreté des sources de rayonnements (BSS 115) publiées en 1997.
L’objectif fondamental de sûreté est de protéger les personnes et l’environnement contre les effets des rayonnements ionisants. Cet objectif doit être réalisé sans limiter de manière indue l’exploitation des installations ou la conduite d’activités entraînant des risques radiologiques. Le système de protection et de sûreté a donc pour but d’évaluer, de gérer et de maîtriser la radioexposition de façon que les risques radiologiques, y compris les risques d’effets sanitaires et les risques pour l’environnement, soient réduits autant qu’’il est raisonnablement possible. Les prescriptions sont regroupées en prescriptions applicables à toutes les situations d’exposition et en prescriptions distinctes pour les situations d’exposition planifiée, les situations d’exposition d’urgence et les situations d’exposition existante. Pour chacun de ces trois types de situations d’exposition, les prescriptions sont en outre regroupées en prescriptions pour l’exposition professionnelle, pour l’exposition du public et dans le cas des situations d’exposition planifiée, pour les expositions médicales. Dans les annexes sont développés, les critères d’exemption et de libération, les catégories des sources scellées, les limites de doses pour les situations d’exposition planifiée, les critères pour la préparation et la conduite des interventions d’urgence et enfin les tableaux des coefficients de dose efficace engagée pour les travailleurs et les membres du public.
N° 10 – Janvier 2012 page
Un nouveau pas vers la maîtrise de la fusion nucléaire
07/02/2012
Des physiciens franchissent une nouvelle étape vers la réalisation du futur réacteur ITER en réussissant à prévenir la formation d’instabilités à l’intérieur d’un réacteur à fusion nucléaire.
Les chercheurs sont parvenus à stopper la croissance des instabilités au cœur d’un réacteur à fusion, une prouesse inédite ! Comment y sont-ils parvenus ? Retour sur cette énergie aussi prometteuse que complexe à maîtriser.
La fusion cherche à reproduire l’énergie du Soleil dans un réacteur. Lorsqu’il est chauffé à plusieurs millions de degrés, le gaz devient ce qu’on appelle un plasma. Il arrive qu’une instabilité apparaisse, grandisse et perturbe assez le plasma pour que celui-ci vibre, malgré le champ magnétique utilisé pour le contenir. S’il touche les parois du réacteur dans lequel il se trouve, le plasma se refroidit rapidement et crée alors des forces électromagnétiques importantes dans la structure de la machine.
Le défi était de réduire les instabilités à l’intérieur même du plasma pour qu’elles ne croissent pas, tout en permettant au réacteur de fonctionner. Il fallait donc travailler avec la configuration particulière des réacteurs, où le plasma est très fortement confiné par le champ magnétique. Jonathan Graves et ses collègues du Centre de recherches en physique des plasmas de l’EPFL ont ajusté une antenne qui émet un rayonnement électromagnétique pour juguler ces instabilités à leur apparition directement dans la région où elles se forment, sans perturber le reste de l'installation.
De la théorie à la pratique
Les physiciens ont d’abord réalisé des simulations pour vérifier dans quelle mesure la fréquence du rayonnement et l’endroit où il est appliqué permet de supprimer les instabilités. Ensuite, ils ont réalisé des tests pour confirmer leurs calculs. L’intérêt de leur approche est d’avoir utilisé des antennes servant à chauffer le plasma et déjà présentes dans le Joint european torus (JET), le plus grand réacteur en fonction actuellement. Résultat surprenant, les simulations et les tests ont montré qu’il est possible de combiner chauffage et suppression des instabilités en dirigeant le rayonnement non pas exactement au centre du plasma, mais légèrement à côté.
Les prochaines étapes consistent à ajouter un système de détection pour permettre de neutraliser les instabilités en temps réel sur de plus longues durées. Ces avancées pourront ensuite être implémentées sur le réacteur à fusion ITER, en développement dans le Sud de la France.
Source :
Control of magnetohydrodynamic stability by phase space engineering of energetic ions in tokamak plasmas, J.P. Graves, I.T. Chapman, S. Coda, M. Lennholm, M. Albergante & M. Jucker, Nature Commun. *3*, 624 (2012).