Première réalisation de plasma en mode H avec ELM sur le tokamak WEST

Récemment, l'expérience C13 menée sur le tokamak WEST (tungstène) en France a franchi une étape importante en réussissant à produire un plasma en mode H avec des modes localisés de bord (ELM). Il s'agit d'une étape clé pour la préparation des scénarios de plasma pertinents pour ITER et les futures centrales à fusion.

Au cours des trois derniers mois environ, des scientifiques, ingénieurs et techniciens de la division de Cadarache du Commissariat à l'énergie atomique (CEA) français, ainsi que des collaborateurs internationaux, ont mené le projet expérimental C13. Ce projet vise à résoudre une série de problèmes scientifiques et techniques clés dans le domaine de la fusion par confinement magnétique, couvrant notamment le comportement des composants face au plasma et les scénarios avancés de plasma.

L'expérience a mis l'accent sur l'exploration des interactions entre le plasma de tungstène et les parois, le chauffage par radiofréquence, les flux thermiques sur les composants face au plasma, les processus d'érosion, le bilan de puissance et le diagnostic du plasma. Ces activités de recherche ont permis d'acquérir une grande quantité de données qui serviront à développer des modèles prédictifs et à préparer le fonctionnement d'ITER.

Le résultat important obtenu est le suivant : le tokamak WEST a réussi pour la première fois à produire un plasma en mode H avec des modes localisés de bord (ELM). Le mode H est un mode de fonctionnement à confinement élevé défini par ITER pour atteindre ses objectifs de performance de fusion. Bien que ce mode améliore considérablement le confinement du plasma, il s'accompagne également de la génération d'ELM — des impulsions d'énergie et de particules libérées au bord du plasma, qui imposent de sévères charges thermiques sur les composants face au plasma.

Par conséquent, la réalisation de cet état de fonctionnement sur WEST offre une opportunité précieuse d'étudier les interactions plasma-paroi dans des conditions plus proches de celles attendues pour ITER. Ce résultat pose également les bases d'un élément clé du programme scientifique de WEST — les tests de flux thermique transitoires de longue durée sur les composants du divertor d'ITER dans un environnement de tungstène similaire à celui d'ITER. Au cours de la phase finale de l'expérience, des plasmas en mode H ont été obtenus avec une puissance comprise entre 3 et 3,8 mégawatts et une densité linéique moyenne comprise entre 5,4 × 10¹⁹ et 7,2 × 10¹⁹ m⁻³. Les chercheurs ont réussi à observer et à caractériser les modes localisés de bord (ELM) à l'aide de diverses méthodes de diagnostic, notamment l'interférométrie, les sondes de Langmuir et les caméras rapides en lumière visible et infrarouge.

Cette avancée majeure a été rendue possible grâce aux nombreux travaux de réglage de la machine réalisés tout au long de l'expérience, notamment la détermination du degré minimal de boruration des parois nécessaire au redémarrage après pompage, le réglage des parois entre les impulsions à l'aide du chauffage cyclotronique ionique (ICRH) et la boruration à l'aide de l'ICRH. Ces efforts ont collectivement permis à WEST d'entrer dans une nouvelle phase de fonctionnement et de mener à bien le programme scientifique établi.

Au-delà des résultats finaux, l'expérience C13 a également démontré la grande capacité de WEST en tant que plateforme expérimentale internationale, attirant des chercheurs de la division de Cadarache du CEA et de laboratoires partenaires du monde entier. Les données obtenues lors de cette expérience feront l'objet d'une analyse détaillée, ce qui devrait contribuer à de futures publications scientifiques, à la validation des performances des composants face au plasma et à une préparation complète du fonctionnement d'ITER.