thumb|Intérieur d'un tokamak sphérique. Un tokamak sphérique est un dispositif de confinement magnétique de plasma de type tokamak permettant d'obtenir des réactions de fusions de noyaux d'atomes. Un tokamak sphérique a un solénoïde central beaucoup plus fin qu'un tokamak classique. Une telle installation serait susceptible d'être utilisée pour produire de l'électricité.
Précision sur la forme Malgré ce que le nom peut sembler indiquer, la topologie d'un tokamak sphérique est encore un tore, à cause du solénoïde central. Une topologie sphérique est impossible à cause du théorème de la boule chevelue.
Généralités
Le fonctionnement se base sur le principe du tokamak traditionnel torique mais au vu des expérimentations faites à ce jour, le rapport entre le rendement énergétique et le volume de plasma confiné serait supérieur d'un ordre de grandeur et la stabilité du plasma serait aussi bien meilleure (certaines estimations évoquent un facteur 10). La recherche est beaucoup plus récente que celle sur les tokamaks toriques, les expériences sont en plus faible nombre et sur des dispositifs de plus petite taille. Les potentialités de ce type de tokamak restent donc à confirmer avant qu'on puisse passer à l'étape de la construction d'un dispositif « démo » (préfiguration d'un réacteur produisant de l'énergie). Mais actuellement la priorité est donnée au tokamak traditionnel qui en est à l'étape de « pré-démo » avec la construction d'ITER.
Les tokamaks sphériques représentent une classe de tokamaks dont le rapport d'aspect est très inférieur à celui d’un tokamak torique et se rapproche le plus possible de 1. Les premiers tokamaks toriques présentaient un rapport d'aspect autour de 4,5, les tokamaks toriques plus récents sont autour de 3 et la prétention des tokamaks sphériques est de descendre au-dessous de 1,25. vignette|upright=1.2|Schéma 1 : rapport d'aspect du tokamak sphérique comparé au tokamak torique. Le rapport d'aspect se définit comme le rapport entre le « grand rayon » (distance entre l’axe du tokamak et l’axe du champ magnétique) et le « petit rayon » (distance entre la limite externe du flux plasmatique et l’axe du champ magnétique).
Le schéma 1 représente une coupe polaire d'un plasma d’un tokamak sphérique (en vert) et d'un plasma d’un tokamak torique (en mauve). Les proportions sont celles de Tore Supra (rapport d'aspect 4,5) pour le tokamak torique et de MAST-U (rapport d'aspect 1,2) pour le tokamak sphérique. Pour chaque dispositif, le schéma détaille les mesures du grand rayon R et du petit rayon a.
Spécificités des tokamaks sphériques
Principaux paramètres La configuration d’un tokamak sphérique (ST) ne diffère pas fondamentalement de celle d’un tokamak torique. Les paramètres fondamentaux sont les mêmes : rapport d'aspect, intensité des champs magnétiques toroïdaux et poloïdaux (TF et PF en Tesla), énergie consommée (se divisant elle-même en énergie consommée par les aimants, et celle par les dispositifs de chauffage : chauffage à la résonance cyclotronique électronique (Electron Cyclotron Resonance Heating), chauffage à la résonance cyclotronique ionique (Ion Cyclotron Resonance Heating), injection de neutres (Neutral Beam Injection), énergie produite, température au centre du plasma, courant plasma en MA, de manière grossière pour estimer la température en millions de degrés, multiplier par dix). Tokamak sphériqueLocalisationDate de mise en serviceRapport d'aspectGrand rayon (m)TF
(tesla)IP
(MA)ECRH
(MW)ICRH
(MW)NBI
(MW)Volume de plasma
(m)MAST-UUK, Culham19991,40,850,51,41 -48NSTX-UUSA PPPL Princeton20151,50,9341,02,0 -615ST-40UK Tokamak Energy20171,70,403,0SC22?ST-80 HTSUK Tokamak Energy2026?0,80?12?8?KTMKazakhstan, Kurchatov201020,910,75 -5 -PEGASUS IIIUniversité du Wisconsin-Madison 20231,20,450,4Tokamak toriqueLocalisationDate de mise en serviceRapport de formeRayon majeur (m)TF
(tesla)IP
(MA)ECRH
(MW)ICRH
(MW)NBI
(MW)Volume de plasma
(m)D III-DUSA,
san diego19862,511,662,236520JETUK, Culham19833,082,9646 -1224100COMPASSCzech Republic,20082,70,562,10,32 - -0,62JT-60SAJapan
naka20193,13,162,7SC5,57KSTARS Korea,
Daejeon20083,61,83,5SC20,5 (4)2(6)(14)WESTFrance
cadarache20174,712,53,7 SC1925ITERFrance,
cadarache20353,16,25,3 SC15 (17)2020 (40)0(40)840 Les caractéristiques des principaux dispositifs de ST actuellement en exploitation sont résumés dans le tableau ci-dessus où ils sont comparés aux tokamaks toriques les plus représentatifs de leur classe. On y trouve pour les ST: Mega Ampere Spherical Tokamak, NSTX-U, (anciennement TFTR), ST-40Site Tokamak Energy, KTMPublication AIEA et pour les tokamaks torique DIII-D, JET (Joint European Torus), COMPASS, JT-60, KSTAR, WEST (anciennement Tore Supra) et ITER. Des dispositifs réputés mais définitivement abandonnés comme notamment START pour les ST et ALCATOR-Cmod pour les tokamaks toriques n'ont pas été retenus.
Les différences décrites plus haut concernant le rapport d'aspect mais surtout pour deux dispositifs équivalents sur le plan énergétique sont : le champ toroïdal d'un tokamak sphérique est plus faible ; le volume de plasma est plus faible.
Les aimants Trois types d’aimants sont présents dans tout tokamak mais ils ne sont pas disposés de la même manière dans un ST et dans un tokamak torique.
Bobines poloïdales Elles sont circulaires et horizontales. Elles sont disposées autour du côté intérieur et extérieur de la chambre à plasma. Elles sont placées idéalement dans un tokamak torique mais dans les tokamaks sphériques la faible place disponible côté intérieur au plasma rend indispensable de déporter les bobines poloïdales en haut et en bas du solénoïde central voire de les disposer à l’intérieur de la chambre plasmatique comme dans MAST-U. Dans tous les cas et contrairement à un tokamak torique, un ST ne pourra pas comporter de bobine poloïdale dans sa partie médiane et à ce niveau le champ magnétique poloïdal sera soutenu uniquement par le solénoïde central et le courant porté par le plasma lui-même.
Aimants toroïdaux Ils font le principal du travail de confinement dans les tokamaks toriques et ils sont pour cela, le plus souvent, au plus près de la chambre contenant le plasma dans ce type de tokamak. Par contre ils sont accessoires dans les ST et sont alors le plus souvent déportés en retrait des bobines poloïdales.
Solénoïde central Il existe dans les deux types de tokamaks. Il est utilisé pour induire le courant dans le plasma, qui à son tour induit la composante poloïdale du champ magnétique. Il a le même aspect quoique plus fin dans les ST (le problème du tokamak sphérique est avant tout le manque de place disponible en son centre). Il assure la fermeture du circuit électrique générant le champ toroïdal. Sur les modèles de ST plus puissants le solénoïde central ne serait indispensable qu'au moment de mise en condition du plasma mais serait ensuite accessoire, le plasma lui-même jouant ce rôle avec son flux électronique concentré dans la partie centrale du tokamak. Le plasma lui-même engendrerait son propre champ magnétique soutenant sa circulation dans le tokamak.
Conséquences Le tokamak torique n’est pas exempt de défauts lui non plus. Son plus gros défaut est inhérent à la nature même de la géométrie d'un tore et ne saurait donc être résolu que par des artifices et des rustines : la circulation de n'importe quel fluide dans un tore est imparfaite en raison d’un simple fait, la distance à parcourir côté intérieur du tore est bien plus faible que la distance à parcourir côté extérieur au tore. Pour cette même raison géométrique, les aimants toroïdaux du côté intérieur sont plus serrés que sur le bord extérieur entrainant une inégalité du champ magnétique et une déviation des particules par rapport au centre des aimants toroïdaux. Cette déviation sera modifiée par l’usage des bobines poloïdales. Pour ces deux raisons chacune des particules composant le plasma subit un trajet du bord externe au bord interne de la chambre à plasma ce qui rend le plasma instable. Seul un contrôle informatisé « point par point » du champ magnétique permet de dissimuler un tant soit peu ce défaut avec des risques de disruptions et d'échappement du plasma de son confinement. Dans le cadre d’un dispositif de grande puissance, ce type de phénomène aurait des conséquences catastrophiques. C'est un des principaux problèmes auxquels se heurte le projet ITER.
Dans un tokamak sphérique, cette problématique est quasi absente. La circulation du plasma se fait naturellement dans le sens perpendiculaire à celui d’un tokamak torique : de haut en bas côté intérieur de la chambre à plasma et de bas en haut côté extérieur. Ce sont les bobines poloïdales qui déterminent la forme du plasma, quasi sphérique, avec une circulation des particules naturellement plus stable. D’ailleurs, en théorie ce type de tokamak peut se passer d'aimants toroïdaux. En réalité les aimants toroïdaux ont deux avantages dans les ST : alt=schém& 2 : trajectoire d'une particule d'un plasma de tokamak sphérique vs tokamak torique|vignette|upright=1.2|Schéma 2 : trajet d'une particule d'un plasma de tokamak sphérique vs tokamak torique. ils augmentent la pression au niveau du plasma et assurent donc son chauffage et sa circulation en augmentant la puissance du dispositif. Dans ce domaine le ST-40 compte sur ses aimants toroïdaux supraconducteurs chauds pour battre des records ; ils font « vriller » le plasma côté intérieur, ce qui lui donne une plus grande stabilité. Cette stabilité est symbolisée par le nombre q appelé facteur de sécurité (ou « safety factor » en anglais). Sa valeur peut être grossièrement appréhendée comme le nombre de tours que fait la particule autour du centre du tokamak pour retrouver sa position initiale. Plus ce nombre est grand plus le plasma est stable. Ce facteur existe aussi dans les tokamaks toriques mais il ne dépasse jamais 4 alors que pour les ST il peut monter jusqu’à 12. vignette|upright=1.2|Schéma 3 : facteur de sécurité tokamak sphérique vs tokamak torique. Le schéma 2 représente la même coupe polaire que le schéma 1. Y est représentée la trajectoire d’une particule à l'intérieur du plasma depuis un point donné jusqu’à son retour à ce même point. La particule fait ainsi plusieurs tours avant de revenir à son point d'origine. Cette trajectoire est relativement complexe entre le bord intérieur et le bord extérieur du tore (ou du tore sphérique) et entre le pôle nord et le pôle sud.
Le schéma 3 représente la même coupe polaire et la même trajectoire particulaire que celle décrite dans le schéma 2. Cette représentation est réalisée dans une vue différente de profil avec les plasmas des tokamaks toriques et sphériques un peu décalés. Cette vue permet de mieux appréhender la trajectoire de la particule côté intérieur au plasma et de son facteur de sécurité qui dans cet exemple possède une valeur de 10 pour le tokamak sphérique et de 4 pour le tokamak torique (environ le nombre de tours que réalise la particule dans son trajet du pôle nord au pôle sud). Un enjeu de la recherche future sur les tokamaks sphériques sera de déterminer dans quelle mesure sur des modèles plus puissants la circulation du plasma possède ce facteur de stabilité.
La différence des formes des plasmas s'apprécient sur les photos d'un plasma issu d'un tokamak sphérique par rapport à un tokamak torique (MAST versus EAST). alt=|vignette|upright=1.2|Schéma 4 : disposition des aimants d'un tokamak sphérique vs un tokamak torique. Le schéma 4 souligne les différences de configuration des aimants entre tokamak torique et tokamak sphérique notamment : le caractère proportionnellement moins volumineux des aimants toroïdaux dans le tokamak sphérique, le caractère proportionnellement plus volumineux des aimants poloïdaux dans le tokamak sphérique, la connexion des bobines toroïdales au solénoïde central dans le tokamak sphérique,