International Thermonuclear Experimental Reactor - Définition

Problématiques scientifiques et techniques

Approvisionnement en deutérium et tritium

Le deutérium constitue 0,015 % des atomes d'hydrogène et peut être extrait de l'eau de mer pour environ 5 000 $⋅kg^-1.

Quant au tritium, sa période ou demi-vie est trop courte pour le trouver autrement qu'à l'état de traces. On ne sait en fabriquer qu'en faible quantité et à un coût de 30 000 dollars le gramme en 2004.

Un des enjeux d'ITER est justement la production par le réacteur lui-même du tritium dont il a besoin. La réaction de fusion du deutérium et du tritium libère un et un seul neutron, dans tous les cas (par rapport à une fission, celle de l'U235 produisant 2,4 neutrons en moyenne, celle du Pu 239 en produisant 3...). Idéalement, ce neutron est capturé par un noyau de deutérium, régénérant le noyau de tritium perdu. Ce qui est très loin d'être systématique : le neutron, ne possédant pas de charge, est insensible au confinement, et au final le flux de neutrons est presque isotrope. De plus, il est à sa naissance très rapide (14 MeV), donc très pénétrant, et sort rapidement du plasma pour aller causer de graves dommages à la structure.

L'idée est d'utiliser ces neutrons sortant du plasma pour régénérer du tritium, par réaction avec du lithium. En effet, lorsqu'il capture un neutron, le noyau de lithium 6 se désintègre en une particule α et un noyau de tritium. Mais il est illusoire d'espérer récupérer tous les neutrons de fuite avec cette méthode, ce qui serait pourtant nécessaire pour entretenir la réaction. Il faut donc multiplier les neutrons de fuite pour compenser ceux absorbés par la structure. Ce qui est possible par exemple par la réaction d'un neutron sur un noyau de plomb, qui libère deux neutrons. D'où le mélange plomb/lithium envisagé pour les couvertures.

Reste à extraire les gaz de ce mélange, à les séparer et à réinjecter le tritium dans le plasma. En effet, de l'hélium est également présent dans le mélange plomb/lithium, la particule alpha émise par le lithium lors de sa désintégration va rapidement ralentir, capter deux électrons et donc se changer en hélium classique.

Neutrons rapides

Le prix Nobel de physique japonais Masatoshi Koshiba exprime des réserves au vu des problèmes posés par les neutrons rapides : « dans ITER, la réaction de fusion produit des neutrons de grande énergie, de 14 MeV (mégaélectron-volts), niveau jamais atteint encore. […] Si les scientifiques ont déjà fait l'expérience de la manipulation de neutrons de faible énergie, ces neutrons de 14 MeV sont tout à fait nouveaux et personne à l'heure actuelle ne sait comment les manipuler (...) S'ils doivent remplacer les absorbeurs tous les six mois, cela entraînera un arrêt des opérations qui se traduira en un surcoût de l'énergie ».

Richard Majeski et ses collaborateurs ont publié une méthode qui permettrait de supporter le flux des neutrons. Cette méthode consiste en une première barrière de lithium liquide avec pour but de protéger la seconde barrière qui, elle, est solide. Cette méthode aurait été expérimentée avec succès sur le réacteur d'essai Current Drive Experiment-Upgrade (CDX-U) du laboratoire PPPL de l'université de Princeton. Les performances du réacteur auraient également été améliorées, la tension pour maintenir le courant dans le plasma ayant été divisée par quatre.

Pierre-Gilles de Gennes affirmait que le changement d’échelle entre les prototypes existants et ITER n’est pas maîtrisé et qu’on n’a aucune preuve qu’il pourra même fournir de l’énergie : « connaissant assez bien les métaux supraconducteurs, je sais qu’ils sont extraordinairement fragiles. Alors, croire que des bobinages supraconducteurs servant à confiner le plasma, soumis à des flux de neutrons rapides comparables à une bombe H, auront la capacité de résister pendant toute la durée de vie d’un tel réacteur (dix à vingt ans), me paraît fou ».