Vincent Honorat (Ai. 197) : Avant d’entrer dans le vif du sujet, pouvez-vous nous rappeler la genèse du projet ITER ainsi que ses objectifs ?
Alain Bécoulet : Né en 1985 d’une initiative américano-soviétique pour fédérer la communauté internationale autour d’une énergie de fusion pacifique, ITER est devenu l’un des projets scientifiques et technologiques les plus ambitieux au monde. Construit à Saint-Paul-lès-Durance [Bouches-du-Rhône], ce tokamak expérimental rassemble sept partenaires dans 34 pays pour démontrer que la fusion peut fournir une énergie durable, abondante et décarbonée. L’objectif majeur est de produire un plasma en combustion générant dix fois plus de puissance thermique que celle injectée, validant ainsi la faisabilité physique du procédé.

V.H. : À sa mise en fonctionnement, ITER pourra donc produire de l’énergie et la réinjecter dans le réseau électrique ?
A.B. : Non, ITER ne produira pas d’électricité. Entièrement dédié à la recherche sur fonds publics, il servira de fondement à la prochaine étape, DEMO, le premier démonstrateur préindustriel. Par son ampleur internationale, son niveau d’innovation et ses objectifs énergétiques, ITER trace ainsi le chemin vers la fusion contrôlée, solution potentielle pour répondre de manière significative aux besoins énergétiques propres de la planète d’ici à la seconde moitié du siècle.

V.H. : On comprend mieux le choix du nom du site, qui signifie « le chemin » en latin. Quelles sont les exigences cibles en termes de puissance ?
A.B. : Au cœur du cahier des charges d’ITER figurent des exigences énergétiques inédites : le plasma deutérium‑tritium doit produire 500 mégawatts [MW] de puissance de fusion pour seulement 50 MW injectés, soit un facteur d’amplification cible de 10. Cette performance doit montrer que la fusion peut rivaliser avec les sources d’énergie actuelles : une centrale à fission délivre typiquement près de 1 gigawatt [GW] électrique. En comparaison, un parc éolien offshore nécessiterait plusieurs dizaines de turbines pour atteindre un niveau comparable, et une ferme photovoltaïque devrait s’étendre sur plusieurs centaines d’hectares pour fournir une énergie moyenne équivalente.

V.H. : Donc, en plus de l’ordre de grandeur de puissance produite, les contraintes d’implantation spatiale sont centrales pour réellement envisager la création future de centrales de fusion disséminées sur tout un territoire. Pour y parvenir, que devez-vous donc faire « concrètement » sur le site d’ITER ?
A.B. : ITER doit tester les technologies critiques d’un futur réacteur industriel : solution tokamak avec confinement magnétique d’un plasma à 150 millions de degrés par aimants supraconducteurs géants, matériaux du premier mur capables de supporter le flux neutronique de 14 mégaélectronvolts [MeV] et systèmes avancés d’extraction de puissance et de production de tritium [voir encadré (1) p. XX]. Bien qu’expérimentale, l’installation opère déjà à une échelle proche de celle d’une centrale de fusion et constitue la référence mondiale pour comparer la fusion à la fission, à l’éolien, au solaire ou à l’hydraulique, tant en densité énergétique qu’en empreinte spatiale et en continuité d’approvisionnement.

V.H. : Ces valeurs de température et de flux donnent le tournis ! On est donc loin des conditions expérimentales du laboratoire. Autour du cœur qui abrite la réaction de fusion, plusieurs briques élémentaires technologiques interagissent. Quelles sont les principales structures présentes et leurs particularités ?
A.B. : Pour atteindre ces niveaux de puissance, cela impose en effet de quitter les conditions de laboratoire pour entrer dans une échelle véritablement industrielle. Autour du tokamak, une infrastructure complexe réunit plusieurs sous‑systèmes essentiels, dont un système de refroidissement massif capable d’évacuer en continu toute la chaleur produite. Celui‑ci mobilise un débit total d’environ 33 mètres cubes par seconde [m3/s] dans des tuyauteries jusqu’à 1,6 mètre [m] de diamètre, avant dissipation via un circuit ouvert comprenant dix tours aéroréfrigérantes de 120 MW chacune.

V.H. : Cet élément est également présent dans des centrales de fission, et on envisage donc le même type de conversion de puissance : de thermique en hydraulique, puis en électrique ?
A.B. : Oui, mais avant cela il faut assurer le confinement magnétique par un système d’aimants supraconducteurs à basse température. Le poids du conducteur dépasse les 10 000 tonnes [t] et nécessite un réfrigérateur cryogénique à 4 kelvins [K] d’une puissance de 75 kilowatts [kW], liquéfiant une vingtaine de tonnes d’hélium !

V.H. : Dans le cœur, on va donc, en quelques mètres, passer de 4 K à 150 millions de degrés ! Nulle part ailleurs dans l’univers un tel gradient spatial n’existe…
A.B. : Et ce n’est pas fini, l’alimentation électrique extérieure constitue un autre pilier du cahier des charges : ITER repose sur un réseau auxiliaire connecté à une ligne de 400 kilovolts [kV] à double circuit, dimensionné pour soutenir environ 160 MW de charges installées, dont 80 % de moteurs de moyenne tension assurant le fonctionnement des systèmes de cryogénie, de pompage et de refroidissement.

V.H. : Il n’y a pas que les 50 MW à injecter dans le plasma, mais toute une structure technologiquement diverse à alimenter…
A.B. : En parallèle, la chaîne de mesure et de contrôle doit traiter un volume massif de données provenant de dizaines de milliers de capteurs, tout en assurant une sélectivité stricte des protections électriques et une compatibilité électromagnétique robuste face aux champs intenses du tokamak. Les salles de pilotage mobiliseront, à chaque campagne plasma, plusieurs centaines d’opérateurs assistés par une puissance de calcul locale ou centralisée, capable de superviser en temps réel les régimes de décharge, les diagnostics, la stabilité du plasma et les interactions entre systèmes. L’usage croissant de l’intelligence artificielle soutient désormais cette gestion complexe. L’ensemble forme un environnement industriel complet, indispensable pour démontrer la faisabilité et la reproductibilité d’un réacteur de fusion à grande échelle.

V.H. : Une remarque que l’on retrouve souvent quand on parle de fusion nucléaire : le concept d’énergie propre. Je vais donc faire appel aux qualités pédagogiques du professeur agrégé de physique que vous êtes pour vous demander de nous expliquer, simplement s’il en est, la réaction de fusion.
A.B. : Dans une réaction de fusion, deux noyaux légers – dans les conditions terrestres, principalement le deutérium et le tritium – s’assemblent pour former un noyau plus lourd, en libérant de l’énergie. Ce processus, qui alimente naturellement les étoiles, comme notre soleil, présente une caractéristique essentielle : il ne s’auto-entretient pas par réaction en chaîne, contrairement à la fission. La fusion exige un environnement extrême – très fortes températures, confinement de l’énergie produite et apport initial d’énergie – et s’interrompt spontanément dès que l’on s’éloigne du point de fonctionnement d’équilibre, offrant ainsi un niveau de sûreté intrinsèque sans risque d’emballement [voir encadré (2) p. XX].

V.H. : Donc, pas de risque comme sur les centrales actuelles à fission ! Et qu’en est-il des déchets produits ?
A.B. : La particularité majeure concerne leur nature : la réaction deutérium‑tritium produit uniquement un noyau d’hélium 4 et un neutron, sans générer de déchets radioactifs intrinsèques. Si les neutrons activent certains matériaux et que le tritium peut les contaminer, ces déchets restent majoritairement à vie courte et de faible à moyenne activité, très inférieures à celles de la fission, ce qui réduit fortement l’empreinte laissée aux générations futures.

V.H. : Le candide pourrait se demander pourquoi avoir attendu si longtemps pour envisager cette solution industrielle ?
A.B. : Et les ingénieurs lui répondraient qu’obtenir et maintenir un état de fusion contrôlée reste un immense défi d’ingénierie : créer un vide extrême (1 g de mélange D‑T dans 830 m3 pour ITER), produire des champs magnétiques intenses (> 5 teslas [T]), supporter des flux de neutrons [n] très énergétiques (jusqu’à 1014 n/cm2/s à 14 MeV), protéger des composants soumis à des charges thermiques extrêmes (1 à 10-20 MW/m2) et piloter finement l’énergie injectée dans le plasma. Certes, la fusion est une énergie propre et intrinsèquement sûre, mais elle ne devient réalisable que grâce à l’intégration en temps réel de physique avancée et de technologies de pointe, aujourd’hui développées notamment sur ITER.

V.H. : Aujourd’hui, où en sommes-nous dans le calendrier d’ITER ? À quand le premier démarrage ?
A.B. : Sur le calendrier, ITER a récemment réévalué en profondeur sa planification, à la suite de difficultés techniques (ajustement millimétrique des secteurs de l’enceinte, fuites sur certaines tubulures hélium) et de retards logistiques liés aux crises internationales. La nouvelle feuille de route, approuvée par le conseil, prolonge le projet d’environ trois ans. Le programme prévoit une montée en puissance progressive : après la mise en service, les premières expériences en deutérium interviendront avant le milieu de la prochaine décennie, puis l’injection de tritium, soumise à l’autorisation de l’Autorité de sûreté nucléaire, dans la seconde moitié des années 2030. Les opérations d’une machine quasi complète et les démonstrations prolongées de fusion s’enchaîneront ensuite. Au-delà, les partenaires devront décider d’une extension du traité expirant en 2042 afin de poursuivre les essais et maximiser les retombées industrielles. ITER valorise par ailleurs en continu son savoir-faire auprès de ses membres et de l’industrie, soutenant les initiatives visant à accélérer l’accès à l’étape industrielle.

Propos recueillis à Saint-Paul-lès-Durance (13) par Vincent Honorat (Ai. 197), docteur ès mécanique, agrégé et normalien, professeur de sciences industrielles et d’informatique en CPGE PT* au sein du lycée Vauvenargues, à Aix-en-Provence (13)
 

1986 École normale supérieure de Paris, agrégation de physique
1990 Thèse au CEA Cadarache sur « l’approche hamiltonienne de l’interaction onde-particule dans les plasmas de tokamak, et son application au chauffage résonant cyclotron ionique »
1991-2000 Responsable des études de physique du chauffage cyclotronique ionique au CEA Cadarache
2000-2001 Directeur du groupe de travail JET sur les scénarios avancés
2003-2006 Directeur du groupe de travail européen sur la modélisation intégrée des tokamaks
2007-2010 Président du groupe thématique européen sur le chauffage et l’entraînement de courant, puis président du comité de coordination européen sur l’entraînement à courant hybride inférieur (CCLH)
2001-2011 Membre du comité consultatif scientifique et technologique du European Fusion Development Agreement (EFDA) (STAC)
2004-2010 Directeur du service « Chauffage et Confinement des plasmas » de l’institut de recherche sur la fusion par confinement magnétique (IRFM) du CEA Cadarache
2011-2019 Directeur de l’IRFM et directeur de recherche chargé du programme « Fusion magnétique » au CEA, représentant de la France au sein du consortium EUROfusion (Euratom)
2019 Auteur de L’Énergie de fusion (éd. Odile Jacob)
2020 Prix de la Coopération scientifique et technologique internationale de Chine
2020-2023 Chef du domaine de l’ingénierie au sein d’ITER Organization
2021 Prix de l’Amitié Huangshan de la province d’Anhui (Chine)
2022 Nommé chevalier de l’ordre national du Mérite
2023 Directeur scientifique au sein d’ITER Organization, membre de l’Académie des technologies