Alors qu’il existe déjà de nombreux tokamaks expérimentaux, pourquoi la communauté scientifique internationale a-t-elle choisi d’en construire un nouveau ? Il faut augmenter la taille des installations pour progresser. En effet, plus le réacteur est grand, meilleure est l'isolation thermique du cœur du plasma et plus il est « facile » d'atteindre les très hautes températures nécessaires aux réactions de fusion. Il s'agit donc d'une étape indispensable pour envisager d'utiliser un jour cette source d'énergie à l'échelle industrielle. Aujourd’hui, Iter est en construction sur le site de Cadarache, dans le Sud de la France.

Iter : un très grand dispositif expérimental / un démonstrateur de faisabilité physique

En 2005, sept partenaires, représentant plus de la moitié de la population mondiale¹, ont pris la décision de construire, à Cadarache en France, le tokamak Iter (iter signifie « le chemin », vers la fusion, en latin).

Iter sera le premier dispositif expérimental de taille suffisante pour entretenir un plasma en combustion thermonucléaire. Il sera suivi par la construction d’un démonstrateur de réacteur électrogène -DEMO-, préalable à un parc de réacteurs industriels à fusion.

Iter doit permettre à la communauté scientifique de démonter la possibilité d’obtenir et de stabiliser un plasma produisant de l’énergie.

Ses missions :

• consolider la physique des plasmas en combustion thermonucléaire ;
• démontrer la production d’énergie de fusion en produisant 400 MW durant des décharges de 400 secondes avec un gain de fusion de 10 (une quantité d’énergie de fusion produite 10 fois supérieure à celle injectée dans le plasma) ;
• explorer le régime stationnaire à un gain de fusion de 5 ;
• démontrer la disponibilité des technologies essentielles (aimants supraconducteurs, composants face au plasma, maintenance robotisée…) ;
• tester des modules de couverture tritigène (pour l’alimentation du réacteur en tritium) ;
• démontrer la sûreté de fonctionnement et le faible impact sur l’environnement de la fusion.
  

Demo : un réacteur pré-industriel / un démonstrateur de faisabilité industriel

Demo doit permettre aux scientifiques et aux ingénieurs de démontrer la possibilité d’exploiter la fusion pour fournir de l’électricité et de dimensionner un réacteur industriel.

Ses missions :

• produire de l’électricité ;
• qualifier les matériaux à basse activation et résistant aux neutrons (le flux neutronique intégré sera bien trop faible sur Iter pour mener cette étude de façon approfondie) ;
• démontrer l’autosuffisance en tritium : c’est-à-dire produire dans DEMO autant de tritium qu’en consommera la réaction de fusion. Le combustible nucléaire pour la fusion est composé de deux isotopes de l’hydrogène le deutérium et le tritium. Le deutérium se trouve en abondance dans l’eau. Le tritium n’existe sur Terre qu’à l’état de trace. Toutefois, le tritium peut être produit in situ dans les éléments de couverture du réacteur en faisant interagir les neutrons issus de la réaction de fusion avec du lithium, un élément chimique relativement abondant (33^e élément le plus abondant sur Terre) et largement distribué dans la nature.
• démontrer la disponibilité nécessaire pour un réacteur électrogène véritablement industriel.

L’Union Européenne et le Japon pour une « Approche élargie »

Pour soutenir la feuille de route internationale de la R&D sur la fusion qui passe notamment par Iter, la Communauté européenne de l’énergie atomique (Euratom) et le gouvernement japonais ont signé, en 2007 et pour dix ans, un accord baptisé « Approche élargie » (ou Broader Approach) portant sur un programme de recherche et de développement en commun.
Les projets inclus dans l'Approche élargie s'inscrivent en complément de ce qui est actuellement entrepris à travers le monde pour réaliser Iter. L’approche élargie compte trois grandes infrastructures de recherche implantées au Japon :

• le tokamak JT60SA,
• le centre de calcul Iferc
• le centre Eveda (Engineering Validation and Engineering Design Activities) où sont conduites les activités d’ingénierie pour le design et la validation de la future source d’irradiation Ifmif.