La fusion par confinement magnétique emploie des aimants supraconducteurs pour générer des champs magnétiques de forte intensité (10-13 T au sein des aimants d'ITER) dans lesquels sont piégées les particules qui fusionnent. Les performances sont intimement liées à la valeur du champ magnétique : un doublement de sa valeur au centre du plasma permet en principe une augmentation d'un facteur 16 de la puissance de fusion libérée par ce même plasma.
Les derniers développements sur les supraconducteurs à haute température (SHT) rendent désormais possible des champs magnétiques supérieurs à 20 T, un progrès qui permet de réduire la taille des enceintes de confinement du plasma tout en opérant à des puissances de fusion identiques ou plus élevées. Ces gains de puissance supposent cependant des efforts électromagnétiques considérables dans les aimants qui doivent être calculés.
Calcul des contraintes sur les matériaux : l'efficacité du modèle CIRCE
En règle générale, des modèles éléments finis volumiques (simulations numériques sur des objets 3D complexes) permettent d'évaluer les contraintes induites dans les structures d'aimants supraconducteurs. Ces modèles, multiphysiques et multi-échelles, sont très lourds numériquement et demandent plusieurs heures de calcul pour chaque configuration.
Une collaboration de chercheurs du CEA-IRFM et du CEA-IRFU/DIS a développé un nouveau code qui a pour objectif de proposer des modèles d'ordre réduit. Appelé CIRCE (Cast3M Investigation and Research for Coils Mechanical Evaluation), il permet d'évaluer la tenue mécanique d'un grand nombre de configurations et d'identifier rapidement les points critiques et les limites structurelles liées à l'augmentation du champ magnétique.
CIRCE rassemble ainsi plusieurs modules (géométrique, électromagnétique et mécanique) et propose une séquence complète de calcul pour évaluer la performance des structures (figure 1). Les modèles éléments finis sont basés sur des formulations d'ordre réduit 1D et 2D qui diminuent grandement le nombre total de points de calcul et fournissent des résultats en quelques secondes.
Des premières expérimentations concluantes présentées dans des publications et conférences
Cette approche a été validée avec des modélisations effectuées sur des machines en opération ou en construction telles que ITER ou WEST. L'outil étant aussi paramétrique et flexible, des études supplémentaires ont été menées en complément de la configuration Tokamak sur le concept de Stellarator (dispositif alternatif au tokamak dans lequel le plasma est confiné par un champ magnétique hélicoïdal) (voir figure 2).
Le code CIRCE se focalise sur le prédimensionnement des aimants des dispositifs de fusion magnétique et permet d'identifier rapidement les limites liées à l'augmentation du champ magnétique. Il s'intègre dans le projet SF-Plant du PEPR SupraFusion qui vise le développement de codes dit « système », décrivant l'ensemble des composantes d'une centrale à fusion, pour évaluer l'apport des SHT à un niveau plus global et lever les verrous scientifiques et technologiques propres à ces configurations compactes à fort champ. Ces travaux ont été présentés lors de la 29e conférence internationale Magnet Technology à Boston, qui rassemble toute la communauté des supraconducteurs