par Jean-Pierre Schaeken Willemaers

Disposer d’une énergie abondante, bon marché et continue est un objectif largement partagé. La fusion nucléaire permet-elle de l’atteindre ? Les recherches et développements en cours nous offrent-ils les clés pour atteindre cet aboutissement sans conséquences délétères ?
Avant de tenter de répondre à ces interrogations, il importe de s’attarder sur les fondements de cette technologie.

L’hydrogène, dont le noyau contient un proton (chargé positivement), est à l’origine de cette source d’énergie. Plus précisément, les recherches se concentrent sur la réaction entre deux isotopes de cet élément, le deutérium et le tritium, dont les noyaux comportent un proton pour les deux, un neutron pour le premier et deux neutrons pour le second.
La réaction entre ces deux isotopes produit un atome d’hélium, un neutron et une très grande quantité d’énergie, selon l’équation :

où MeV représente l’énergie dégagée en mégaélectron-volt.

La somme des masses de l’hélium (2 protons, 4 neutrons) et du neutron est légèrement inférieure à la somme des masses de ces deux isotopes. Cette différence est entièrement convertie en énergie selon la formule d’Einstein : E = mc², « c » étant la vitesse de la lumière, soit 299 792 km/s.

En fait, il existe deux technologies de fusion : l’une est magnétique et l’autre inertielle.
Cette dernière est au stade d’expérimentation. Elle repose sur la compression, par des lasers, de petites sphères d’un diamètre inférieur à 1 millimètre, contenant du deutérium et du tritium en quantités égales. Elle dégage plus d’énergie qu’elle n’en consomme, mais elle est actuellement très loin du stade de développement des technologies magnétiques.

Aussi, le reste de ce papier est consacré à la fusion magnétique.

Actuellement, le développement de la fusion magnétique, subventionné par Euratom, recourt à deux types de réacteurs : le tokamak, une enceinte en forme d’anneau qui utilise un fort courant électrique interne au plasma pour le stabiliser, et le stellarator, qui utilise un arrangement complexe d’aimants externes pour créer un champ hélicoïdal sans courant dans le plasma. Une différence essentielle entre les deux réacteurs est que le Tokamak fonctionne en mode pulsé, tandis que le stellarator est conçu pour fonctionner en continu.
La fusion nucléaire garantit l’indépendance énergétique. Elle ne nécessite que du deutérium, qui peut être extrait de l’eau de mer (les océans couvrant environ 70 % de la surface terrestre), et du tritium, produit à partir de lithium, qui, à l’avenir, pourrait provenir de batteries de voitures électriques. La réaction génère une énergie considérable sans déchets radioactifs de longue durée de vie.

La paroi métallique du réacteur subit inévitablement une irradiation indirecte due à la présence de neutrons de 3,5 MeV. Le laboratoire DONES-IFMIF (en construction aux environs de Grenade, en Espagne) s’emploie à découvrir des matériaux capables de résister à cette dernière.

Ces deux technologies sont, entre autres, confrontées à deux défis majeurs : le confinement du plasma et le maintien d’une température très élevée au sein de celui-ci. 

Le Tokamak
relever ces deux défis, le Tokamak recourt à deux champs magnétiques (toroïdal et poloïdal), dont les axes (directions dans lesquelles s’exercent les forces magnétiques) sont perpendiculaires.
Le champ toroïdal a un axe horizontal. Les bobines magnétiques toroïdales sont disposées autour du tore (l’enceinte en forme d’anneau où le plasma est confiné).
Le champ poloïdal est produit par un champ magnétique circulaire engendré par un courant électrique intense (plusieurs milliers d’ampères) circulant dans le plasma (lui-même induit en faisant varier l’intensité du courant électrique dans le solénoïde ou l’électroaimant central, créant ainsi un flux magnétique variable). Le solénoïde est en quelque sorte le primaire d’un transformateur tandis que le plasma en est le  secondaire.

L’action conjuguée des champs toroïdal et poloïdal génère le champ hélicoïdal (en forme de spirale) qui empêche le plasma à très haute température de toucher la paroi du réacteur.

Le très grand courant électrique induit dans le plasma — de l’ordre de quelques millions d’ampères — joue un double rôle. Il contribue d’abord à transformer le gaz en plasma en arrachant les électrons aux atomes, puis chauffe le plasma par effet Joule, comme le fait un courant qui chauffe la résistance d’un appareil électrique.
Mais cette première étape ne suffit pas à atteindre les températures nécessaires à la fusion, qui doivent être d’environ 150 millions de degrés. Il faut donc recourir à des systèmes de chauffage supplémentaires, notamment en envoyant des ondes électromagnétiques dans le plasma ou en y injectant des particules accélérées à très haute énergie.

Le tokamak présente quelques désavantages. Il fonctionne en mode pulsé.
Le mode pulsé ne pose pas de problème pour les machines expérimentales. En revanche, il ne convient pas à la production d’électricité par fusion nucléaire, le réseau électrique ayant besoin d’une production continue. En outre, les cycles répétés de dilatation et de refroidissement fragilisent les parois du réacteur.
D’autre part, il présente des risques de disruption brusque. Lorsqu’elle survient, le plasma devient instable et se déforme, entraînant une dégradation du champ magnétique et, partant, une possibilité de perte de confinement avec les dégâts qui en résulteraient. De plus, la disruption entraîne l’accélération d’électrons à des vitesses proches de celle de la lumière, ce qui présente un risque de dommages supplémentaires à la paroi.

Le stellarator
La première étape consiste à injecter dans le stellarator un mélange de deux isotopes de l’hydrogène, le deutérium et le tritium. Ce gaz est ensuite chauffé à des températures extrêmement élevées grâce à un rayonnement très puissant (plusieurs mégawatts), dont la fréquence se situe dans la gamme des centaines de gigahertz. Produit à l’extérieur du réacteur, ce rayonnement transfère son énergie au gaz jusqu’à le transformer en plasma : un état de la matière dans lequel les électrons se sont séparés des noyaux des atomes.
Le plasma ainsi créé doit ensuite être chauffé davantage pour atteindre les températures nécessaires à la fusion, de l’ordre de 150 millions de degrés.
Le stellarator diffère essentiellement du tokamak par la façon dont il assure le confinement du plasma, et donc des ions positifs de deutérium et de tritium, ainsi que des électrons, sans recourir à un courant dans le plasma.
Il est constitué de bobines magnétiques aux formes complexes entourant le tore du réacteur. Ces enroulements tordus et asymétriques, comme le montre la figure ci-dessous, forcent le champ magnétique à se torsader, ce qui empêche les ions et les électrons, par vrillage hélicoïdal, de migrer vers la paroi entourant le plasma.
Ces formes complexes ne sont pas choisies au hasard : elles résultent d’une optimisation mathématique très poussée, réalisée grâce aux supercalculateurs les plus puissants au monde.

Pour assurer une performance suffisante, les bobinages doivent opposer au courant électrique une résistance aussi faible que possible. Les bobines supraconductrices doivent être constituées de matériaux (très chers) tels que le niobium-titane (NbTi) pour les applications courantes ou le Niobium-étain (NbSn) pour les champs magnétiques élevés.
Les ingénieurs allemands de l’Institut Max-Planck à Greifswald, ont surmonté cette difficulté dans machine Wendelstein 7-X qui a été inaugurée par la chancelière Merkel en 2016. C’est un système complexe de bobines qui génère le champ magnétique hélicoïdal nécessaire à la stabilité du plasma. Ainsi, le stellarator n’a pas besoin du transformateur requis dans le tokamak. Le stellarator fonctionne en continu et offre une plus grande stabilité du plasma : l’absence de courant de forte intensité circulant dans le plasma (contrairement au tokamak) évite les instabilités majeures précitées, notamment les disruptions brutales.
Le coût initial des bobines constitue un obstacle, mais la souveraineté énergétique (fonctionnement continu) et la stabilité apportée par la supraconductivité font du stellarator une voie prometteuse et potentiellement économique sur l’ensemble du cycle de vie.
Les défis précités, en particulier les instabilités destructives et les perturbations, peuvent être atténués, voire surmontés grâce à l’intelligence artificielle.

Ainsi, celle-ci est en mesure de contrôler la forme et la position du plasma, dont l’instabilité provoque les graves perturbations précitées.

Le recours au deep learning (un algorithme qui s’autoaméliore et apprend par essais et erreurs, requérant une très grande quantité de données pour fonctionner correctement) rend possible l’ajustement des déformations du plasma à l’échelle de la milliseconde, ce qui est cohérent avec la vitesse d’évolution de la plupart des instabilités.
C’est précisément ce qu’a réalisé le Swiss Plasma Center (SPC), un laboratoire de pointe de l’École polytechnique fédérale de Lausanne (EPFL), avec son propre réacteur expérimental, le TCV (tokamak à configuration variable, unique par sa capacité à modifier et optimiser la forme du plasma), en collaboration avec DeepMind (Google) : le contrôle et le confinement d’un plasma instable avec une précision inégalée.
L’algorithme a d’abord été entraîné dans un environnement virtuel fondé sur la physique du plasma, avant d’être déployé et testé avec succès sur le tokamak de Lausanne.

Une autre application est celle des jumeaux numériques, des répliques informatiques d’un système réel, alimentée en continu par des données expérimentales, reproduisant l’évolution d’un plasma. Ceux-ci, assistés par l’IA, permettent d’accélérer des simulations de plasma complètes pour des usages plus prospectifs, par exemple l’optimisation de l’architecture d’un réacteur.

L’IA est aussi utilisée pour combler les écarts entre théorie et réalité. C’est ce qui a permis, fin 2022, au centre de recherche public américain NIF situé au sein du Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL) d’atteindre pour la première fois un rendement de fusion supérieur à l’énergie consommée. En fait, le NIF utilise la méthode de confinement inertiel, qui consiste à concentrer simultanément 192 faisceaux laser ultrapuissants sur une minuscule capsule contenant du deutérium et du tritium, ce qui déclenche la fusion.

La maîtrise de la fusion nucléaire à coût acceptable est d’autant plus incontournable pour assurer le développement explosif des nouvelles technologies extrêmement énergivores qu’elle permet une production d’électricité abondante et continue, sans problème d’approvisionnement en combustible, ne requérant ni métaux ni terres rares, et sans effet nuisible pour l’homme et l’environnement.

Des moyens financiers considérables sont essentiels pour atteindre cet objectif.
La Chine a déjà investi 13 milliards de dollars depuis 2023 dans la recherche et l’équipement. Son objectif est de construire un réacteur de démonstration d’ici à 2035 et d’être en mesure d’assurer une exploitation commerciale en 2050.
Les États-Unis sont-ils capables d’exploiter leur réacteur de fusion avant la Chine ?
Leur avantage réside dans un écosystème privé particulièrement dynamique. Ces dernières années, un grand nombre de jeunes entreprises se sont lancées dans des recherches sur la fusion nucléaire. Elles sont souvent issues d’universités engagées dans ce type de projet, telles que le MIT et Princeton.

En octobre dernier, Wright et son département Énergie ont publié un rapport :  « Fusion Science and Technology Roadmap ». Cette feuille de route, compilée à partir des contributions de plus de 600 chercheurs, ingénieurs et industriels, consigne la stratégie américaine visant à achever le développement de la fusion et à mettre en service des centrales au cours des 10 prochaines années. Ce rapport signale que les entreprises américaines ont déjà reçu plus de 9 milliards de dollars de capital-investissement.
Des entreprises comme CFS (Commonwealth Fusion Systems), en collaboration avec le MIT, développent le réacteur SPARC, visant à démontrer un gain net d’énergie d’ici 2027.
De nombreux chercheurs en fusion restent toutefois sceptiques quant à la possibilité d’atteindre cet objectif dans ce délai. Si CFS y parvenait, ce serait néanmoins une avancée majeure pour la recherche sur la fusion.

En janvier 2026, CFS a terminé la production d’aimants à haute température de 20 Tesla, réduisant considérablement la taille et le coût des réacteurs tokamak et en améliorant leur viabilité commerciale.
Malgré toutes ces avancées importantes, il faudra encore de nombreuses décennies avant de pouvoir produire de l’électricité abondante et bon marché par fusion nucléaire.
En effet, le véritable défi consiste à maintenir le plasma à une température d’environ 150 millions de degrés de manière stable et pendant une durée suffisamment longue.

En 2023, le JET a obtenu un résultat remarquable : en seulement six secondes, il a produit par fusion une quantité d’énergie presque équivalente à celle fournie pour chauffer le plasma. Cette énergie correspond à peu près à la consommation électrique de 200 ordinateurs pendant une heure.
Ces résultats sont très encourageants, mais ils restent encore éloignés de l’objectif final : produire durablement beaucoup plus d’énergie que nécessaire pour faire fonctionner le réacteur. Le stellarator n’a pas encore atteint, à ce jour, de performances comparables.

La prochaine étape majeure sera notamment ITER, qui vise à produire environ dix fois plus d’énergie de fusion que l’énergie de chauffage injectée dans le plasma. Mais même si cet objectif est atteint, un autre défi restera à relever : rendre les futurs réacteurs suffisamment fiables et économiques pour que l’électricité produite par la fusion soit compétitive.
Le défi existe aussi pour la production de tritium (à partir de Li). Sera-t-il possible d’en fabriquer en quantités suffisantes à un prix commercial acceptable ?
Parmi les autres problèmes à résoudre, citons les matériaux résistants aux flux intenses de neutrons, qui, dépourvus de charges électriques, ne sont pas arrêtés par les champs magnétiques.