Tokamak, JET et ITER : puissance de sortie

[N738139]

Bonjour,

Dans ces différents cas (tokamaks, JET et ITER, etc.), est-ce que l'entièreté de la puissance de sortie (excepté les pertes) est réinjectée dans l'input ?

Cordialement.
-----

[XK150]

Salut ,

Réponse courte : on peut dire oui , puisque l'on n'extrait strictement rien .

[N738139]

Par exemple, les 16 MW produits de JET ont-ils été réinjectés dans son input ?

Ils n'en sont jamais sorti, c'est cela ?

[f6bes]

Bjr à toi,
Et ça servirait à quoi de réinjecter la totalité sur l'entrée ?
C'est sur que pour le faire fonctionnait il faut de l'énergie au départ.
Il lui faut donc une certaine puissance de basse.
On pourrait (je suppose) " récupérer" une partie de la sortie pour entretenir le fonctionnement.
De plus calé que moi, t'en dirons plus.
A+

[A voir en vidéo sur Futura]

[N738139]

Et ça servirait à quoi de réinjecter la totalité sur l'entrée ?
...
On pourrait (je suppose) " récupérer" une partie de la sortie pour entretenir le fonctionnement.

Justement, avec un brin d'énergie produite (en puissance de sortie) et réinjectée, on pourrait entretenir une réaction en chaîne durable avec des pertes (sans produire d'énergie et même un peu possiblement)...

[XK150]

Par exemple, les 16 MW produits de JET ont-ils été réinjectés dans son input ?

Ils n'en sont jamais sorti, c'est cela ?

C'est même pire que cela ; JET : 16 MW de puissance de fusion pendant 1 seconde avec 25 MW de puissance fournie ,
donc Q = 0.64 ( facteur Q = P fusion produite / P externe fournie ) .

On attend d' ITER , Q = 10 : 400 MW de puissance de fusion pour 40 MW injectée pendant 400 s .
D'ailleurs , l'énergie ne sera pas vraiment extraite en totalité , la machine s'échauffera .
En tout cas , pas de production d'éléctricité .

[N738139]

...essai d'un réacteur fonctionnant sous-optimalement. C'est déjà le cas ?

[N738139]

16 MW de puissance de fusion pendant 1 seconde avec 25 MW de puissance fournie

Que sont devenus ces 16 MW ? Dissipés ou en puissance de sortie ((réinjectés ?)) pendant l'ignition ?

[Deedee81]

Salut,

Dissipés.

A noter qu'ITER ne produira pas non plus de courant électrique, ce n'est pas le but (d'ailleurs pas très important par rapport aux centrales existantes). Le but est l'étude de faisabilité.
Le prochain, s'il se fait, sera réellement un prototype de centrale.

Faudra être patient.

[N738139]

Salut,

Dissipés.

A noter qu'ITER ne produira pas non plus de courant électrique, ce n'est pas le but (d'ailleurs pas très important par rapport aux centrales existantes). Le but est l'étude de faisabilité.
Le prochain, s'il se fait, sera réellement un prototype de centrale.

Faudra être patient.

OK, merci.

A Q > 1 (?) on peut produire déjà un peu d'énergie en réinjectant la majeure partie de la puissance de sortie (selon un ratio)... Cependant cela reste pas assez rentable économiquement.

[Deedee81]

Cependant cela reste pas assez rentable économiquement.

Ben oui, c'est ça. Ce n'est pas le but actuellement.

Faudra attendre, quoi, cinquante ans ? Avant d'avoir une centrale.

[XK150]

Le JET : 25 MW de chauffe , 16 MW de fusion donc 41 MW dans la machine pendant 1 s .

C'est quoi pour vous un réacteur fonctionnant sous - optimal ?

On bute sur la durée de maintien du plasma ; record : 400 s pour Tore Supra en décembre 2003 .

Même un hypothétique réacteur à fusion ( pour moi 2070 minimum ) devra avoir une puissance injectée ( ce qui n'est absolument pas gênant ,
il suffit d' un facteur Q de 20 à 30 pour le rendre rentable ) et ce réacteur ne fonctionnera probablement pas en continu , mais en fonctionnement séquentiel
du genre 15 min de marche pour 15 min d'arrêt . Bon , on n'en est pas là , il reste du temps pour réfléchir ...

[N738139]

Ben oui, c'est ça. Ce n'est pas le but actuellement.

Faudra attendre, quoi, cinquante ans ? Avant d'avoir une centrale.

Si l'objectif de Q = 10 se vérifie, Iter pourra produire >500MW en réinjectant la puissance de sortie. Vrai ? (Je doute qu'on atteigne un Q = 10)

Mais comme tu dis, ce n'est pas le but.

[N738139]

Le JET : 25 MW de chauffe , 16 MW de fusion donc 41 MW dans la machine pendant 1 s .

C'est quoi pour vous un réacteur fonctionnant sous - optimal ?

On bute sur la durée de maintien du plasma ; record : 400 s pour Tore Supra en décembre 2003 .

Même un hypothétique réacteur à fusion ( pour moi 2070 minimum ) devra avoir une puissance injectée ( ce qui n'est absolument pas gênant ,
il suffit d' un facteur Q de 20 à 30 pour le rendre rentable ) et ce réacteur ne fonctionnera probablement pas en continu , mais en fonctionnement séquentiel
du genre 15 min de marche pour 15 min d'arrêt . Bon , on n'en est pas là , il reste du temps pour réfléchir ...

La réaction ne dure pas, car le coeur se refroidit trop vite. Réinjecter la puissance de sortie permet de gagner quelques degrés. (1000 MW d'ignition avec 200 MW de réinjection permet de conserver une fusion de 200 MW avec 80% de dissipation. Encore faut-il être sûr que la réaction se produise à 200 MW et produise 1000 MW)

[XK150]

Je répète l'objectif d ' ITER :

On fournit à la machine 40MW pendant 400 s .
La machine produit 400 MW de fusion pendant 400 s .
Donc , théoriquement 440 MW dans la machine pendant 400 s .

Fonctionner à " l'ignition " , c'est à dire en ayant coupé la puissance de chauffe n'est envisagé par personne aujourd'hui .
Et je répète , peu importe , ce n'est pas le but majeur à atteindre .

Non , pour l'instant la réaction ne dure pas car on ne sait pas confiner le plasma longtemps , ce n'est pas une question de chauffage .

[N738139]

Non , pour l'instant la réaction ne dure pas car on ne sait pas confiner le plasma longtemps , ce n'est pas une question de chauffage .

Ok, merci. Donc le problème n'est pas celui de la puissance, mais celui du confinement de la puissance...

[XK150]

J'avais résumé les problèmes majeurs de la fusion dans un autre post :

Les problèmes majeurs sont :

1 - Savoir piloter les plasmas pour obtenir des durées de fonctionnement stable , le record est de 6 min 30 s sur Tore Supra évidemment à très faible puissance ,
tout étant optimisé dans ce but . On doit atteindre 400 à 500 s sur ITER , un réacteur de production devrait fonctionner en continu ...C'est de moins en moins probable .

2 - Produire plus d'énergie que ce que l'on consomme pour chauffer le plasma : ce but n'a jamais était atteint , c'est le facteur d'amplification Q . Q = puissance produite / puissance fournie .
Le Q record est de 0.65 sur le JET . ITER devrait obtenir un facteur Q d'environ 10 : produire 400 à 500 MW de fusion avec 40 MW de chauffage pendant 400 s .
Pour être rentable , un éventuel réacteur de production devra avoir Q = 20 à 30 .

3 - Trouver les " matériaux face au plasma " qui résisteront , au moins pour un temps limité : même pour ITER , en construction , les choix ne sont pas encore arrêtés aujourd'hui .
Les flux de chaleur dépassent toutes les applications connues ; En restant sur ITER , il va tomber sur le divertor environ 10MW / m2 ; A ce flux de chaleur , le matériau est 1000°
en moins de 1s en surface , 7 mm en dessous , le matériau sera à 200° , refroidi par eau sous pression . Ne parlons pas du réacteur de production ...
Couplé au problème de chaleur ,on ne connaît pas la tenue des matériaux sous les flux intenses de neutrons de 14 MeV autrement que par des calculs de simulation , tout simplement parce qu'il n'existe pas de source puissante de neutrons de 14 MeV : bon , on va la construire , c'est la source IFMIF qui sera opérationnelle dans 6 , 7 ans au Japon , elle permettra de faire des tests en grandeur réelle sur des les matériaux , coût : environ 2 milliards d'Euros ...

4 - Prouver et valider l'auto production et l'auto suffisance de la production de tritium et de l'usine de traitement associé qui va avec .

5 - Avoir une maintenance robotisée totalement sûre : à partir du moment où l'on utilise le vrai combustible D-T , les structures deviennent plus ou moins et en partie radioactives .
Par précaution , ITER ne sera utilisé en tritium que sur la fin de sa campagne d'essai, vers 2035 . La seule machine ayant fonctionnée jusqu'à maintenant en D-T , c'est le JET
( GB , Culham , près d'Oxford ) . Un bras articulé de 10m de long est capable d'atteindre tous les points de la chambre torique en portant une charge de 1 tonne à l'extrémité et de la positionner au mm près . Idem , prévu pour ITER avec le changement d'échelle de la machine : Volume de la chambre torique JET : 190 m3 , ITER : 1600 m3 .

Il reste à extrapoler tout cela à un éventuel prototype de réacteur de production appelé DEMO !
Dont il faudrait lancer le projet sans avoir tous les résultats ITER . ITER n'est pas seul au monde , les études continuent en coopération internationale et la Chine investit énormément dans la fusion . Mais il est clair qu'il faut des machines de plus en plus volumineuses et donc chères pour s'approcher du réacteur de production .

[N738139]

J'avais résumé les problèmes majeurs de la fusion dans un autre post :

Les problèmes majeurs sont :

1 - Savoir piloter les plasmas pour obtenir des durées de fonctionnement stable , le record est de 6 min 30 s sur Tore Supra évidemment à très faible puissance ,
tout étant optimisé dans ce but . On doit atteindre 400 à 500 s sur ITER , un réacteur de production devrait fonctionner en continu ...C'est de moins en moins probable .

2 - Produire plus d'énergie que ce que l'on consomme pour chauffer le plasma : ce but n'a jamais était atteint , c'est le facteur d'amplification Q . Q = puissance produite / puissance fournie .
Le Q record est de 0.65 sur le JET . ITER devrait obtenir un facteur Q d'environ 10 : produire 400 à 500 MW de fusion avec 40 MW de chauffage pendant 400 s .
Pour être rentable , un éventuel réacteur de production devra avoir Q = 20 à 30 .

3 - Trouver les " matériaux face au plasma " qui résisteront , au moins pour un temps limité : même pour ITER , en construction , les choix ne sont pas encore arrêtés aujourd'hui .
Les flux de chaleur dépassent toutes les applications connues ; En restant sur ITER , il va tomber sur le divertor environ 10MW / m2 ; A ce flux de chaleur , le matériau est 1000°
en moins de 1s en surface , 7 mm en dessous , le matériau sera à 200° , refroidi par eau sous pression . Ne parlons pas du réacteur de production ...
Couplé au problème de chaleur ,on ne connaît pas la tenue des matériaux sous les flux intenses de neutrons de 14 MeV autrement que par des calculs de simulation , tout simplement parce qu'il n'existe pas de source puissante de neutrons de 14 MeV : bon , on va la construire , c'est la source IFMIF qui sera opérationnelle dans 6 , 7 ans au Japon , elle permettra de faire des tests en grandeur réelle sur des les matériaux , coût : environ 2 milliards d'Euros ...

4 - Prouver et valider l'auto production et l'auto suffisance de la production de tritium et de l'usine de traitement associé qui va avec .

5 - Avoir une maintenance robotisée totalement sûre : à partir du moment où l'on utilise le vrai combustible D-T , les structures deviennent plus ou moins et en partie radioactives .
Par précaution , ITER ne sera utilisé en tritium que sur la fin de sa campagne d'essai, vers 2035 . La seule machine ayant fonctionnée jusqu'à maintenant en D-T , c'est le JET
( GB , Culham , près d'Oxford ) . Un bras articulé de 10m de long est capable d'atteindre tous les points de la chambre torique en portant une charge de 1 tonne à l'extrémité et de la positionner au mm près . Idem , prévu pour ITER avec le changement d'échelle de la machine : Volume de la chambre torique JET : 190 m3 , ITER : 1600 m3 .

Il reste à extrapoler tout cela à un éventuel prototype de réacteur de production appelé DEMO !
Dont il faudrait lancer le projet sans avoir tous les résultats ITER . ITER n'est pas seul au monde , les études continuent en coopération internationale et la Chine investit énormément dans la fusion . Mais il est clair qu'il faut des machines de plus en plus volumineuses et donc chères pour s'approcher du réacteur de production .

1.
2. et 3. sont liés (Q = 20 ou fonctionnement continu à Q = 1)
4.
5.

[jacquolintégrateur]

Bonjour
N'oublions pas que les neutrons produits par la fusion D-T (14,4 Mev) ,emportent 80% de l'énergie délivrée. Lorsqu'on parle de fusion auto-entretenue, on pense récupérer l'énergie des noyaux d'Helium 4 également produits par la fusion.
En ce qui concerne les 64% récupérés pour chacun des trois tokamaks (JET, TFTR et X...Japonais), qui ont allumé une réaction de fusion, ll y a plus de 20 ans, en utilisant les neutrons pour fissionner de l'U238, voire, du TH (leur énergie de 14,4 Mev étant suffisante), on voit aisément que, sans criticalité, on aurait pu avoir un bilan largement positif !! Mais les marchands de CnH2n+2 auraient fait faillite...
Cordialement

[N738139]

on voit aisément que, sans criticalité, on aurait pu avoir un bilan largement positif !! Mais les marchands de CnH2n+2 auraient fait faillite...
Cordialement

C'est clairement un problème de chaleur à maîtriser (entre autres) sur du long terme ou à plus haute température, pas de méthode.

[jacquolintégrateur]

C'est clairement un problème de chaleur à maîtriser (entre autres) sur du long terme ou à plus haute température, pas de méthode.

Je parlais d'un système mixte (ou hybride) fusion +fission. Il s'agit des tokamaks existants. Les conditions d'utilisation sont les mêmes. Il faudrait seulement prévoir un bouclier en U238 ou TH pour récupérer les neutrons et s'en servir comme agents de Fission. De toute façon, il a bien fallu arrêter les neutrons chaque fois qu'on a activé un tokamak !! On aurait pu vendre de l'électricité tout en poursuivant les expérimentations. ça payait au moins le chauffage et l'éclairage !!
Cordialement

[N738139]

Je parlais d'un système mixte (ou hybride) fusion +fission. Il s'agit des tokamaks existants. Les conditions d'utilisation sont les mêmes. Il faudrait seulement prévoir un bouclier en U238 ou TH pour récupérer les neutrons et s'en servir comme agents de Fission. De toute façon, il a bien fallu arrêter les neutrons chaque fois qu'on a activé un tokamak !! On aurait pu vendre de l'électricité tout en poursuivant les expérimentations. ça payait au moins le chauffage et l'éclairage !!
Cordialement

Aucun appareil n'arrive à maintenir une température suffisante suffisamment longtemps. (Q = 20 jamais atteint pour une énergie intermittante, et Q =1 jamais atteint durablement) On ne peut pas avoir entre les deux à cause de la nécessité de l'ignition. Soit on allume fort et cela dure, soit on allume hyper-fort et on éteint avec un gain plus grand.

[N738139]

...Mais en réinjectant la puissance de sortie, on peut peut-être avoir un milieu (possiblement moins efficient mais rentable économiquement).

Jusqu'ici on n'a pas dépassé Q = 1, alors aucun des trois.

[jacquolintégrateur]

Bonsoir
Il s'agit d'un système hybride, fusion +fission: il faut donc tenir compte de la puissance délivrée par les réactions de fissions produites par les neutrons de fusion. Ceux-ci (14,4 Mev) emportent 80% de l'énergie de fusion et délivrent 200 Mev par fission, soit, à peu près 14 fois l'énergie d'un neutron (14x14 = environ 200), d'où le bilan globale: 0,64x0,80x14= O,51x14= 5,60 largement positif.
Cordialement

[N738139]

Bonsoir
Il s'agit d'un système hybride, fusion +fission: il faut donc tenir compte de la puissance délivrée par les réactions de fissions produites par les neutrons de fusion. Ceux-ci (14,4 Mev) emportent 80% de l'énergie de fusion et délivrent 200 Mev par fission, soit, à peu près 14 fois l'énergie d'un neutron (14x14 = environ 200), d'où le bilan globale: 0,64x0,80x14= O,51x14= 5,60 largement positif.
Cordialement

Bonsoir,
Connaissez-vous le nom de l'expérience en question ?
A quoi correspond 0.64 ?

A ce que je sais les expériences de fusion sont au taquet pour ce qui concerne la maîtrise des chaleurs...

Ne tenir compte que de l'énergie des neutrons est un peu juste. Les pertes sont énormes dans les réactions de fusion...

Cordialement.

[N738139]

Bonjour
N'oublions pas que les neutrons produits par la fusion D-T (14,4 Mev) ,emportent 80% de l'énergie délivrée. Lorsqu'on parle de fusion auto-entretenue, on pense récupérer l'énergie des noyaux d'Helium 4 également produits par la fusion.
En ce qui concerne les 64% récupérés pour chacun des trois tokamaks (JET, TFTR et X...Japonais), qui ont allumé une réaction de fusion, ll y a plus de 20 ans, en utilisant les neutrons pour fissionner de l'U238, voire, du TH (leur énergie de 14,4 Mev étant suffisante), on voit aisément que, sans criticalité, on aurait pu avoir un bilan largement positif !! Mais les marchands de CnH2n+2 auraient fait faillite...
Cordialement

Le problème n'est pas de réussir une chaîne de réaction de fusion.

Le problème c'est de maintenir la chaleur sans que le dispositif ne s'use trop vite. Pouvoir augmenter (la puissance en fonction de) l'amélioration du confinement.

[N738139]

En gros, on cherche un confinement à Q > 1.

(Aucune des expériences citées n'y est parvenue.)

[jacquolintégrateur]

Bonjour
Le recours aux systèmes hybrides n'a, en aucune façon, pour but, de résoudre le problème de la fusion thermonucléaire D-T. Il permet, en utilisant la technologie disponible d'ors et déjà, soit celle des réacteurs JET, TFTR et autres, lesquels on permis, il y a plus de 20 ans, de maintenir pendant plusieurs secondes dans un plasma à 200 millions de degrés, de deutérium-Tritium, une fusion thermonucléaire délivrant 64% de l'énergie requise pour obtenir l'ignition, de compléter la production d'énergie grâce à des réactions de fission de l'Uranium 238 ou du Thorium entretenues par les neutrons (de 14,4 Mev) produits par la fusion D-T et emportant 80% de l'énergie délivrée par la fusion D-T.
Cordialement

[Deedee81]

Salut,

EDIT croisement

Notons qu'un des pires problèmes, c'est les neutrons. Ce sont des neutrons rapides, très rapides. Avec un réacteur nucléaire classique, un modérateur du type graphite, eau lourde,.... suffit à les ralentir (pour en fait des neutrons dit thermiques) et à s'en servir pour continuer la fission.

Ici les neutrons n'ont pas besoin d'être réutilisés sauf peut-être en partie dans la couverture tritigène. Le soucis est surtout qu'ils sont vraiment très rapides, beaucoup plus que de la fission. Et donc très difficile à arrêter. Et cela induit un double inconvénient. Comme ils emportent une grande partie de l'énergie (voir message de jacquolintegrateur), c'est de l'énergie qu'on risque de perdre, diminuant le rendement, mais aussi des neutrons trop rapides sont extrêmement destructeur, ça peut littéralement réduire en poudre des blindages (il y a aussi la radioactivité induite, mais par rapport aux déchets nucléaires habituels c'est ma foi pas catastrophique).

Les solutions actuelles à ma connaissance ne sont que partielle (absorption d'une partie des neutrons, soit pour la couverture tritigène soit par des matériaux adhoc comme le bore).

Il me semble donc exclut pour le moment de les faire fonctionner en continu car il faudra les arrêter très fréquemment pour remplacer les blindages internes du tokamak, les divertors et autres trucs et machins qui seraient fortement abimés.

Maintenant, il est extrêmement difficile de dire ce qui se mettra en place (madame Irma m'a piqué ma boule de cristal, pfffff) dans les réacteurs dans la mesure où c'est extrêmement complexe, en pleines recherches et beaucoup devra être validé avec ITER qui n'est même pas encore construit !!!!! Et c'est loin d'être le seul problème à résoudre, voir la liste de Xk150. Le point 5, la robotisation, est assez avancée à ma connaissance (j'avais un pote qui y travaillait il y a déjà trente ans), pour les points 1 à 4 j'ai moins suivi.