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Le glossaire (A-Z)

A

Les Accords de fourniture sont une particularité du projet ITER. Chacun de ces documents définit dans leurs moindres détails les spécifications techniques et administratives relatives à la fourniture des éléments destinés à la machine ou aux constructions édifiées sur le site. La valeur de chaque Accord de fourniture est exprimée en Unités de compte ITER (ITER Units of Account—IUAs). Près de 140 Accords de fourniture sont d'ores et déjà programmés pour réaliser les lots de travaux de la construction d'ITER.

ADITYA (synonyme de « soleil » en hindi) est le premier tokamak conçu et réalisé en Inde. Opérationnel depuis 1989 à l'Institut de Recherche sur les Plasmas (Institute for Plasma Research), dans l'état de Gujarat (et mise à jour en 2016 pour devenir le tokamak ADITYA-U) il conduit des expériences caractérisées par un courant plasma et des températures élevés. Voir ce site en anglais.

Les sept membres du programme international ITER se sont dotés d'agences domestiques qui assurent l'interface entre les gouvernements nationaux et ITER Organization. Ces agences emploient leur propre personnel, gèrent leur propre budget, et contractent directement avec l'industrie pour respecter les engagements « en nature » de chaque membre du programme (des pièces, des systèmes et des bâtiments de l'installation fournis pendant la phase de construction d'ITER).

Agence internationale de l'énergie atomique, basée à Vienne, en Autriche. Voir le site web.

Tokamak expérimental exploité jusqu'en 2016 par le Massachusetts Institute of Technology (MIT) à Boston, aux États-Unis. L'un des trois grands tokamaks nord-américains, avec DIII-D et NSTX. Voir ce site.

Antenne de chauffage délivrant au plasma une puissance hyperfréquence aux fréquences cyclotronique électronique et cyclotronique ionique.

L'accord « Approche élargie » (Broader Approach) a été conclu en 2007 entre la Communauté européenne de l'énergie atomique (Euratom) et le gouvernement japonais, et renouvelé en 2020. L'accord fixe le cadre pour un programme de recherche et de développement avancé destiné à soutenir ITER et la prochaine étape, DEMO.

(Plasma shutdown) Procédure d'extinction du plasma au terme d'une décharge de combustion, consistant à réduire l'énergie thermique du plasma puis à faire baisser le courant qui le parcourt jusqu'à ce que celui-ci atteigne une valeur nulle.

Le tokamak ASDEX Upgrade de Garching, doté d'un divertor, est la plus grosse machine de fusion d'Allemagne. Voir le site ASDEX.

Un dispositif conçu pour détecter les disruptions le plus rapidement possible afin de les amortir. (Disruption mitigation) Voir « shattered pellet injection ».

B

Métal léger de numéro atomique 4, il a été originellement choisi comme matériau de la première paroi de la couverture, mais a été remplacé en 2023 par le tungstène, un matériau mieux adapté aux futures machines « DEMO » et aux dispositifs de fusion à usage commercial.

Élément d'un tokamak qui contribue à la stabilisation du plasma. Le système magnétique poloïdal d'ITER est constitué de six bobines horizontales situées à l'extérieur de la structure magnétique toroïdale. (Poloidal field coils)
Élément d'un tokamak qui contribue à la stabilisation du plasma en créant une « bouteille magnétique » de confinement. Le système magnétique toroïdal d'ITER se compose de dix-huit bobines verticales en D installées autour de la chambre à vide. (Toroidal field coils)
Bobine magnétique utilisant des matériaux supraconducteurs dont la résistivité devient nulle aux températures inférieures à une température critique. (Superconducting coil)
Bobines permettant de compenser les petites anomalies du champ magnétique de confinement dues à des défauts d'alignement pendant la fabrication. (Correction coils)

Technique de conditionnement de la paroi. Une fine couche de bore est appliquée sur les composants face au plasma afin de réduire le rayonnement dû aux impuretés. Cette couche capturera – ou « piégera » – l'oxygène qui, sans cela, pourrait accroître les pertes par rayonnement du plasma.

La couverture interne (Shield block module) de la machine ITER est composée de modules qui pourront être remplacés assez facilement via les pénétrations d'accès équatoriales. Chacun de ces 440 modules mesure 1 x 1,5 mètre et pèse environ 4,5 tonnes. Chaque module se compose d'une première paroi démontable positionnée directement face au plasma et chargée d'en évacuer la charge thermique, ainsi que d'un bouclier semi-permanent qui assurera une protection contre les neutrons. (voir aussi "Première paroi").
Quand la quantité de puissance produite par les réactions de fusion au sein du plasma est égale à la quantité de puissance injectée (chauffage) pour créer les conditions permettant la fusion (Q = 1).

C

Zone du divertor vers laquelle sont dirigées les lignes de force de la couche extérieure du plasma.

Le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives. Un organisme de recherche scientifique. L'Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique (IRFM) et son tokamak WEST sont installés sur le Centre CEA de Cadarache, non loin d'ITER.

Chambre à atmosphère contrôlée, isolée par un bouclier de béton, pouvant être utilisée pour manipuler les matières et composants radioactifs afin de les réparer, de les remettre en état en vue d'une réutilisation ultérieure ou pour les démonter avant élimination. La cellule chaude est équipée de systèmes de télémanipulation ou de dispositifs robotisés spécialement conçus à cet effet. Aucun personnel ne devrait pénétrer dans cette chambre. (Hot Cell)
Les « cendres » d'hélium, c'est le nom communément donné aux noyaux d'hélium produits par chaque réaction de fusion dans un plasma deutérium-tritium. Une fois leur énergie transférée aux autres particules du plasma, ces noyaux n'ont plus d'utilité et doivent être extraits et remplacés par des nouveaux combustibles. (Helium ash)
Les réactions de fusion se produisent dans la chambre à vide, qui constitue le coeur de l'installation. La chambre à vide joue le rôle de barrière de confinement dans le tokamak et limite le flux de chaleur vers les bobines de champ toroïdal. (Vacuum vessel) 
Champ magnétique généré par un courant électrique circulant dans un anneau. Dans un dispositif toroïdal, champ magnétique qui encercle l'axe du plasma en formant une boucle autour du tore. (Poloidal field)
Champ magnétique généré par un courant électrique circulant autour d'un tore. (Toroidal field)
Les éléments de la paroi interne de la chambre à vide faisant face au plasma sont exposés à des flux de particules (ions, électrons, neutrons, atomes neutres) et de radiations électromagnétiques intenses. Ces sources potentielles d'endommagement doivent être maîtrisées pour assurer la longévité de la paroi interne. (Wall load)
Méthode de chauffage externe du plasma par absorption résonante d'énergie en soumettant le plasma à des ondes électromagnétiques à la fréquence cyclotronique des électrons. (Electron Cyclotron Resonance Heating).
Méthode de chauffage externe du plasma par absorption résonante d'énergie, en le soumettant à l'action d'ondes électromagnétiques à la fréquence cyclotronique des ions. (Ion Cyclotron Resonance Heating)
Chauffage par des sources externes, telles que faisceaux de particules neutres et/ou un rayonnement électromagnétique à haute fréquence, permettant d'apporter au plasma la puissance calorifique requise pour atteindre les températures nécessaires à la réaction de fusion. Le chauffage additionnel vient compléter le chauffage par effet Joule (ou chauffage ohmique) induit par le courant toroïdal circulant dans le plasma et dont l'efficacité diminue quand la température augmente. Il complète également le chauffage par les particules alpha, généré par l'énergie cinétique des noyaux d'hélium issus de la réaction de fusion, qui s'intensifie quand la température augmente.
Phénomène de chauffage résultant de la résistance d'un milieu au passage d'un courant électrique. Dans un plasma soumis à un chauffage ohmique, les ions sont presque totalement chauffés par le transfert de l'énergie provenant des électrons les plus chauds. On parle aussi de chauffage par effet Joule. (Ohmic heating)
Voir Chauffage ohmique.
La fusion d'un noyau de deutérium avec un noyau de tritium (D et T, isotopes de l'hydrogène) produit un noyau d'hélium, également appelé particule alpha, et un neutron. Le noyau d'hélium emporte 20% de l'énergie produite par la réaction de fusion. Avec sa charge électrique, il demeure prisonnier du champ magnétique du tokamak et chauffe le plasma en lui communiquant son énergie. Lorsque le chauffage par les noyaux d'hélium devient dominant (chauffage par les alphas) on l'appelle un plasma en combustion.
Le circuit d'eau de refroidissement permet d'évacuer la chaleur de différentes installations d'ITER. Il se compose du circuit d'eau de refroidissement du tokamak, du circuit d'eau de refroidissement des composants, du système de production d'eau réfrigérée et du système d'évacuation de chaleur. (Cooling water system)

Système de contrôle qui sert d'« interface » à plus de 30 systèmes de l'installation ITER.

Pendant la décharge de plasma, la période pendant laquelle la puissance de fusion atteint son niveau maximum et demeure plus ou moins constante. (Burn)
Conditionnement de la paroi : toute opération de nettoyage de la paroi interne de la chambre à vide visant à éliminer les particules susceptibles de contaminer le plasma.
Supraconducteur souple constitué d'un composé niobium-titane (NbTi), capable de supporter un champ magnétique de 10 T, refroidi par une circulation d'hélium à la température de 4,5 K (-269 °C).
Restriction d'un plasma chaud à un volume donné aussi longtemps que possible en faisant intervenir des aimants et des effets de striction.

La fusion par confinement inertiel utilise des lasers pour comprimer une pastille de combustible, afin de l'amener à des températures suffisantes pour la fusion nucléaire.

Maintien d'un plasma par des champs magnétiques de configuration spécifique pendant des expériences de fusion. On parle aussi de « bouteille magnétique ». (Magnetic confinement)
La couche d'ablation d'un plasma (scrape-off layer en anglais) est la région du bord entre le cœur chaud du plasma et les éléments tangibles du paroi.
Courant électrique qui circule à l'intérieur du tore. (Plasma current)
Le courant toroidal circule dans le plasma et assure son chauffage initial par effet Joule. Il crée également l'une des composantes du champ magnétique qui contribue au confinement du plasma. (Toroidal current)

Courant toroïdal intrinsèque généré en présence d'un gradient de pression. Il résulte des collisions entre les particules piégées et celles en transit, et a été vérifié expérimentalement au JET et au TFTR. Il s'agit d'un élément précieux pour la conception d'expériences avancées sur les tokamaks.

La couverture, composé du bouclier de couverture et de la première paroi, tapisse les surfaces internes de la chambre à vide, protégeant la chambre et les aimants supraconducteurs contre la chaleur et les flux de neutrons de la réaction de fusion. Elle ralentit les neutrons, transformant leur énergie cinétique en énergie thermique qui sera dissipée par les fluides de refroidissement. Dans les centrales de fusion, cette énergie sera utilisée pour produire de l'électricité. Certains des 444 modules de couverture du tokamak ITER serviront à tester les matériaux destinés à produire du tritium à partir des neutrons générés par la réaction de fusion. (Blanket) 
La présence de lithium dans les modules de couverture déclenche la réaction suivante: le neutron incident est absorbé par l'atome de lithium, lequel se recombine alors en un atome de tritium et un atome d'hélium. On peut extraire le tritium de la couverture puis le recycler dans le plasma et le rendre à sa fonction de combustible. On appelle donc couvertures tritigènes les couvertures qui contiennent du lithium. La réaction de fusion permet ainsi de produire du tritium de manière continue ; c'est une technologie fondamentale pour l'avenir d'une filière industrielle de la fusion. (Breeding blanket)
En 1955, le britannique John D. Lawson décrit pour la première fois les trois clés de la réussite de la fusion : efficacité du confinement, densité et température du plasma. C'est le critère de Lawson.
(Cryogenic) Terme désignant les substances et les matériaux à très basse température (inférieure à -150 °C).
Système de pompage à vide utilisant des panneaux refroidis à l'hélium liquide pour piéger des particules d'hélium.
Enceinte sous vide construite autour d'un tokamak supraconducteur dans laquelle on peut faire le vide à température ambiante. Le cryostat assure l'isolation thermique requise pour maintenir les aimants à basse température.
Système permettant d'extraire le deutérium, le tritium et les impuretés des effluents du plasma et de les traiter en vue de les réinjecter dans le plasma. (Fuel cycle system)

D

Procédure de mise hors service définitive d'une installation à la fin de son cycle de vie, en prenant toutes les précautions nécessaires en matière d'hygiène et de sécurité du personnel, de protection de la population et de l'environnement. (Decommissioning)
Une décroissance rapide du courant se produit lorsque les aimants cessent de remplir leur fonction de supraconduction et deviennent résistifs. Il en résulte une augmentation localisée de la température. Cette chaleur génère alors des phénomènes de décroissance du courant dans d'autres parties des bobines qui pourraient conduire à leur détérioration. ITER sera équipé de dispositifs qui détecteront les décroissances de courant, de manière à que ce courant puisse être déchargé dans des résistances appropriées. (Quench) 

Réacteur de fusion de démonstration. Type de dispositif expérimental qui succédera à ITER et aboutira au premier réacteur de fusion capable de produire de l'énergie à des fins commerciales. DEMO produira quelques centaines de mégawatts d'électricité et utilisera toutes les technologies requises pour une installation commerciale. Voir la page Après ITER pour plus d'informations sur les projets des membres d'ITER.

Isotope de l'hydrogène dont le noyau renferme un neutron et un proton.

Les installations de diagnostic permettent de déterminer et de contrôler les propriétés et le comportement d'un plasma au cours d'une expérience.

Le tokamak DIII-D a été développé dans les années quatre-vingt par General Atomics, à San Diego (États-Unis), dans le cadre de travaux visant à obtenir une réaction de fusion par confinement magnétique. Il est aujourd'hui exploité par General Atomics, (San Diego, Californie) pour le département américain de l'Enérgie. Voir ce site web.

Mouvement dans le plan vertical, perpendiculaire au tore du plasma, le long de projections dans ce plan de l'une quelconque des surfaces de flux toroïdal du tokamak. (Poloidal direction)
Direction parallèle à la plus grande circonférence d'un tore en forme d'anneau. (Toroidal direction)
Une disruption est une instabilité qui peut se développer au sein du plasma. Les disruptions conduisent à une dégradation, voire à une perte, du confinement magnétique du plasma. Du fait de la grande quantité d'énergie que contient le plasma, la perte de confinement consécutive à une disruption peut soumettre les éléments internes de la chambre à vide à de fortes charges thermiques, ainsi qu'à de fortes contraintes mécaniques, ces dernières affectant également la chambre à vide elle-même et les bobines du tokamak. Dans la plupart des tokamaks, des disruptions ont été observées, évitées et prévenues.
Composant de la machine ITER qui assure l'extraction des « cendres » d'hélium et de la chaleur produite par le plasma pendant le fonctionnement du tokamak. Situé sur le « plancher » de la chambre à vide, le divertor est constitué de 54 cassettes qui peuvent être extraites par télémanipulation. Chaque cassette contient trois éléments qui font directement face au plasma, également appelés « cibles » : une cible verticale interne, une cible verticale externe et un dôme.
La double galette, c'est l'élément constitutif des bobines de champ toroïdal et poloïdal d'ITER. Pendant le bobinage, deux longueurs de câbles supraconducteur seront d'abord enveloppés d'un ruban de fibre de verre pour les isoler électriquement, avant d'être intégrés dans une grande bobine plate appelée une « double galette ». Chaque aimant sera constitué d'un empilement de plusieurs—jusqu'à neuf—double galettes.

E

EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) est un tokamak supraconducteur expérimental exploité par l'Institut chinois ASIPP (Hefei). Il a produit son premier plasma en 2006. Voir ce site web.

Composant du tokamak qui limite le transfert thermique entre les zones de température élevée et les éléments qui doivent être maintenus à basse température comme les aimants supraconducteurs. (Thermal Shield)
Composant du tokamak qui interagit directement avec le plasma et reçoit d'importants flux de chaleur. Les principaux éléments face au plasma sont la première paroi et le divertor. (Plasma-facing components)
Les éléments à l'intérieur de la chambre à vide (la couverture, le divertor, les systèmes d'alimentation en combustible et de pompage interne, les obturateurs des pénétrations, les bobines internes, et les capteurs de diagnostic installés directement sur les parois de la chambre). (In-vessel components)
« Éruptions » hautement énergétiques qui se produisent régulièrement à la périphérie du plasma. Les ELMs échappent au champ magnétique et dissipent ainsi une partie de son énergie. L'atténuation de ce phénomène est un enjeu majeur de la physique des tokamaks. (Edge Localized Mode)
Épaisse paroi de béton entourant le cryostat du tokamak, conçue pour absorber la majeure partie du rayonnement neutronique résiduel émanant du plasma. Cette enceinte protège l'environnement immédiat du cryostat, qui est accessible pour les grosses réparations manuelles deux semaines au plus après l'arrêt des expériences. (Bioshield)
Le « breakeven », ou point d'équilibre énergétique du plasma, correspond au moment où, dans une installation de fusion, un plasma libère au moins autant d'énergie qu'il a fallu en apporter pour le produire. (Q=1)

École polytechnique fédérale de Lausanne (Suisse) dont fait partie le Centre de plasma suisse qui exploite le tokamak TCV.

European Consortium for the Development of Fusion Energy. Accord européen pour le développement de la fusion. Voir ce site.

F

Groupe d'électrons se déplaçant à la même vitesse et dans la même direction sur des trajectoires voisines, généralement émis par une même source, par exemple une cathode. (Electron Beam)
Un intense champ électrique qui se créée lors d'une disruption, et qui génère un flux d'électrons relativistes (dont la vitesse est proche de celle de la lumière). En s'échappant du plasma, ce flux d'électrons « découplés » peut pénétrer jusqu'à une profondeur de plusieurs millimètres dans les éléments internes de la chambre à vide.
Régime stationnaire ou régime permanent. Exploitation du plasma de manière à ce que l'arrêt de la décharge ne soit pas déterminé par le comportement du plasma mais par une intervention de l'exploitant. Fonctionnement qui peut en principe se poursuivre de manière continue. (Steady state operation)
Réaction consistant à combiner deux noyaux atomiques légers pour donner naissance à un noyau plus lourd, dont la masse est inférieure la somme de celle des deux atomes de départ, en dégageant une grande quantité d'énergie.

G

Quand la machine générera plus d'énergie qu'elle n'en recevra pour faire fonctionner ses systèmes de chauffage. Voir aussi : Energy Breakeven.  
Moyen de production du courant toroïdal du plasma. (Current drive)
Pastille de deutérium et de tritium congelée de 3 à 6 millimètres de diamètre injectée dans le plasma à une fréquence atteignant vingt glaçons par seconde afin de maintenir une densité de combustible suffisante au cœur du plasma. L'injection de glaçons permet également de maîtriser de manière efficace les ELM (Edge Localized Modes). Une technologie très novatrice, capable d'injecter ces glaçons selon des trajectoires courbes de manière à atteindre les zones du plasma où les ELM se révèlent particulièrement perturbateurs, est en cours de développement. (Fuel pellets)
Centre de la dernière surface magnétique fermée à la hauteur de la largeur maximum du plasma. Grand rayon du tore. (Major plasma radius)
Tube de transmission de puissance hyperfréquence utilisé pour produire des ondes électromagnétiques de l'ordre du gigahertz afin de chauffer le plasma dans sa plage de résonance cyclotronique électronique.

H

Un bain d'hélium soumis à une pression d'une atmosphère demeure sous forme liquide tant que sa température ne dépasse pas 4,2 K (-269 °C). Si l'on plonge les bobines d'ITER dans ce type de bain de refroidissement et qu'une forte décharge de chaleur se produit en cours de fonctionnement, il est nécessaire de purger la plus grande partie de l'hélium pour éviter des surpressions excessives. Pour éviter ce phénomène, les bobines d'ITER sont refroidies par un pompage d'hélium supercritique, juste au-dessus de sa température critique, ce qui permet de conserver une grande partie des propriétés de transfert de chaleur de l'hélium liquide sans risque de surpression.

C'est l'élément le plus léger, dont le numéro atomique est 1. Il se compose de trois isotopes : le protium, le deutérium et le tritium. Le protium est le plus répandu, avec une abondance supérieure à 99 %. ITER utilisera le deutérium et le tritium comme combustible pour ses réactions de fusion.

I

Le centre IFMIF-DONES (pour International Fusion Materials Irradiation Facility/DEMO Oriented NEutron Source) est une infrastructure de recherche conçue pour tester, valider et qualifier des matériaux pour les centrales de fusion de l'avenir. Il est en cours de construction à Grenade, en Espagne, financé principalement par l'Espagne, la Croatie, et le Japon. Voir ce site web.

International Fusion Materials Irradiation Facility, Naka, Japon. IFMIF est un programme de recherche scientifique international mis en place dans le cadre de l'accord d''Approche élargie dont l'objectif est de tester les matériaux susceptibles d'être utilisés dans un réacteur de fusion. Développé conjointement par le Japon et l'Union européenne, IFMIF mettra en œuvre un accélérateur de particules pour produire un important flux de neutrons destiné à tester le comportement à long terme des matériaux dans des conditions similaires à celles de la paroi interne du réacteur industriel de fusion. Des activités de qualification sont actuellement en cours (voir IFMIF/EVEDA).

Le point à partir duquel une réaction de fusion s'auto-entretient complètement. Au point d'ignition, l'auto-chauffage suffit à compenser toutes les pertes d'énergie, si bien qu'il n'est plus nécessaire de mobiliser des sources de chauffage externes pour entretenir la réaction.
Les impuretés sont des atomes d'éléments indésirables présents dans le plasma, provenant généralement des parois qui l'entourent.
Dispositif qui projette à grande vitesse des petites pastilles de deutérium congelé, au cœur d'un plasma chaud. Cette méthode permet de faire pénétrer le combustible à l'intérieur du plasma plus efficacement que la technique d'injection de gaz classique. (Pellet injector)
Technique consistant à injecter, par le biais de vannes, du combustible ou du gaz d'impuretés dans la chambre de manière à alimenter les zones périphériques du plasma. Pour projeter le combustible au cœur même du plasma on utilise la technique des « glaçons de combustible ». (Gas puffing)
L'injection de neutres consiste à faire pénétrer des particules de haute énergie dans le plasma, où elles vont entrer en collision avec les particules déjà présentes, leur transférer leur énergie et porter ainsi la température à des niveaux plus proches de celui que requièrent les réactions de fusion. (Neutral beam injection)
Installation à ITER utilisée pour liquéfier l'hélium et l'azote destinés au refroidissement des aimants, des écrans thermiques, des panneaux du système de pompage à vide, etc. (Cryoplant)
Atome qui perdu un ou plusieurs électrons et qui, de ce fait, est devenu porteur d'une charge électrique. Un atome totalement ionisé a perdu l'ensemble de ses électrons.
Phénomène par lequel un atome neutre gagne ou perd un électron, devenant ainsi un ion.

L'Institut Max-Planck de physique des plasmas (IPP) en Allemagne, qui exploite le tokamak ASDEX Upgrade (Garching) et le stellarator Wendelstein 7-X (Greifswald). Voir ce site.

Chacune des formes d'un même élément dont le noyau renferme un nombre de protons identiques mais un nombre de neutrons différents.
ITER est à la fois un acronyme (International Thermonuclear Experimental Reactor) et le mot latin qui signifie "le chemin". En faisant ce choix, les concepteurs d'ITER exprimaient à la fois la nature du programme et son ambition : ITER allait frayer le chemin qui conduit à la maîtrise et à l'exploitation de l'énergie de fusion.

L'activité internationale de physique et d'ingénierie des tokamaks (ITPEA, International Tokamak Physics and Engineering Activity) fournit un cadre pour la coordination internationale des activités de recherche sur la fusion. L'ITPEA poursuit les activités de R&D en physique et ingénierie des tokamaks menées à l'échelle internationale depuis de nombreuses années, qui ont permis d'acquérir une base solide en ingénierie et en physique, essentielle à la conception de l'ITER et utile à tous les programmes de fusion ainsi qu'à l'avancement général de l'énergie de fusion. (Anciennement ITPA, le nom a été changé fin 2025.)

L'ITPEA opère sous l'égide de l'ITER. Voir la page ITPEA du site web ITER.

Le coût de la construction et de l'exploitation d'ITER ont été estimés en utilisant une monnaie interne appelée « ITER Unit of Account » IUA (en français Unité de compte ITER) définie en 1989. Les modalités de conversion entre l'IUA et l'Euro ont été établies par le Membres, et le taux est mis à jour chaque année. La contribution des Membres d'ITER, en effet, s'effectue en nature, chacun des Membres étant responsable de la fourniture de différents éléments de l'installation, lesquels sont fabriqués sur leur propre territoire et payés avec leur monnaie nationale. L'IUA a été conçue de manière à ce que la valeur attachée à ces contributions ne varie pas dans le temps et demeure insensible aux fluctuations des marchés.

J

Le tokamak européen JET (Joint European Torus) était en opération entre 1983 et 2023 à Culham, au Royaume-Uni. Berceau de nombreux records de fusion nucléaire, JET a largement contribué à la préparation de la construction et de l'exploitation d'ITER. JET a cessé de fonctionner au mois de décembre 2023. Pour plus d'informations sur le projet de démantèlement (2024-2040), consultez ce site (en anglais).

Le tokamak JT-60SA est une évolution majeure du JT-60U. Apres avoir obtenu un premier plasma au mois d'octobre 2023, JT-60SA est devenu le tokamak le plus grand et le plus puissant au monde. Voir le site web (en anglais) pour plus d'informations.

K

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) est une machine de fusion magnétique installée au sein de KFE (Korea Institute of Fusion Energy) à Daejeon, en Corée du Sud. Elle est en opération depuis 2008. Voir le site web.

L

Tube reliant le boîtier du faisceau de neutres au tore du plasma. Désigne parfois le faisceau de neutres dans son ensemble, y compris le boîtier. (Beamlines)

Présent dans les minéraux et le sel de la croûte terrestre, le lithium est le métal le plus léger, avec le numéro atomique 3. ITER testera des modules de paroi spécifiques contenant du lithium afin de « produire » du tritium (voir Production de tritium). En effet, le tritium peut être produit à l'intérieur du tokamak lorsque les neutrons s'échappant du plasma interagissent avec le lithium contenu dans la couverture tritigène.

M

Mega Amp Spherical Tokamak, situé à Culham, au Royaume-Uni. Voir ce site.

Procédure consistant à rendre opérationnels les composants et les systèmes de l'installation ou du réacteur après leur construction et à vérifier leur conformité avec les hypothèses de calcul et les critères de performance. (Commissioning)
Tous les grands tokamaks fonctionnent aujourd'hui en « mode H ». Dans ce régime particulier, le taux de confinement de l'énergie au sein du plasma se trouve spontanément multiplié par deux dès que la puissance de chauffage auxiliaire passe un certain seuil. Le phénomène a été mis en évidence en 1982 sur le tokamak ASDEX.

N

Au centre d'essai NBTF (Neutral Beam Test Facility) de Consorzio RFX (Padoue, Italie), le système de chauffage par injection de neutres sera testé avant son exploitation à ITER sur deux bancs d'essai : SPIDER (une source d'ions négatifs dimensionnée pour ITER) et MITICA (un injecteur de neutres de 1 MV). Voir cette page web.

NSTX-U est une importante modernisation du National Spherical Torus Experiment (NSTX), opere exploité entre 1999 et 2010 par le Princeton Plasma Physics Laboratory (USA). Actuellement en arrêt pour des réparations, NSTX-U reprendra les expériences en 2025. Voir ce site web.

Le nombre de protons dans le noyau d'un atome. Il caractérise de manière unique chaque élément.

O

Oscillation des ions au sein du champ magnétique, causée par l'interaction entre le champ magnétique et le courant plasma.

P

La réaction de fusion deutérium-tritium (D-T) libère des neutrons de très haute énergie ainsi que des particules alpha (noyaux d'hélium). Les particules alpha sont constituées de deux protons et deux neutrons.

Dans la chambre à vide d'ITER, point d'entrée situé à mi-hauteur. Les dix-sept pénétrations équatoriales permettront d'accéder à la chambre à vide pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostic, de chauffage et de vide. (Equatorial port)
Dans la chambre à vide d'ITER, point d'entrée situé dans la partie inférieure de celle-ci. Les neuf pénétrations inférieures permettront d'accéder à la chambre à vide pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostic, de chauffage et de vide. (Lower ports)
Point d'entrée dans la chambre à vide d'ITER situé dans la partie supérieure de celle-ci. Les dix-huit pénétrations supérieures permettront d'accéder à la chambre à vide pour les opérations de télémanipulation et les interventions sur les installations de diagnostic, de chauffage et de vide. (Upper ports)
Degré d'amplification de la puissance reçue (Q) ou temps de confinement de l'énergie pendant une réaction de fusion.
Quatrième état de la matière. A très haute température, les électrons sont dissociés des noyaux et le gaz se transforme en plasma, un gaz chaud électriquement chargé. Dans les étoiles, comme dans les machines de fusion, les plasmas constituent un environnement dans lequel les éléments légers peuvent fusionner et produire de l'énergie. 99 % environ de l'univers connu se trouve à l'état de plasma. Le soleil, les ampoules fluorescentes et les tubes à décharge gazeuse sont des exemples de plasmas.
Plasma dont les combustibles de fusion sont le deutérium et le tritium. Aussi appelé plasma D-T.
Plasma dans lequel l'énergie des noyaux d'hélium issus de la réaction de fusion (« particules alpha ») contribue à entretenir sa température. Il deviendra alors possible de limiter le recours aux systèmes de chauffage externe, voire de s'en passer totalement. Obtenir un plasma en combustion générant de lui-même au moins 50 % de l'énergie nécessaire à la réaction de fusion constitue une étape déterminante sur la voie de la production d'électricité issue de l'énergie de fusion. A Q = 10 (ITER), les particules alpha représentent environ 66% du chauffage du plasma.
Pompe qui extrait un gaz, généralement de l'air, d'une chambre pour créer un vide dans celle-ci. ITER fait appel à différents types de pompes à vide, en fonction de la qualité et du degré de vide recherchés. (Vacuum pumps) 
Surface interne du tokamak la plus proche du plasma. (First wall) La première paroi sera recouverte de panneaux (first wall panels) qui seront en contact direct avec le plasma, et qui assurent la protection de l'enceinte et des modules de couverture en et évacuant le flux thermique rayonné par le plasma.

Production de tritium par réaction entre un neutron à haute vitesse issu d'une réaction de fusion et le lithium, un métal léger. ITER sera le premier dispositif de fusion à tester des modules de paroi spécifiques contenant du lithium afin de « produire » du tritium.

Le « produit triple » de la densité, du temps de confinement et de la température du plasma est utilisé par les chercheurs pour évaluer les performances d'un plasma de fusion. Ce produit triple a été multiplié par 10 000 au cours des cinquante dernières années d'expérimentation sur la fusion ; il suffirait de le multiplier encore par dix pour atteindre le niveau de performance requis pour une centrale à fusion. (Voir aussi : Critère de Lawson)

Q

Amplification de la puissance du plasma ou rapport entre la puissance de fusion produite par le plasma et la puissance qu'il reçoit de l'extérieur pour faire fonctionner ses systèmes de chauffage. Le programme ITER s'est fixé pour objectif d'atteindre Q≥10, c'est-à-dire qu'il doit produire dix fois plus d'énergie que le plasma n'en aura reçu. Breakeven correspond à Q=1 ; Ignition correspond à un Q infini. Un plasma en combustion correspond à Q>1.

R

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 plasma et l'axe du champ magnétique).
Réaction entre les noyaux de deux isotopes de l'hydrogène, le deutérium et le tritium, visant à dégager de l'énergie par fusion nucléaire et produisant des noyaux d'hélium et des neutrons.
Procédure consistant à extraire le tritium présent dans les flux gazeux, notamment les effluents du plasma et l'atmosphère de l'installation, et à le recycler comme combustible dans le plasma ou à le stocker dans le respect des règles de sécurité.
Désigne généralement le temps nécessaire pour évacuer la chaleur d'un gros système magnétique supraconducteur afin d'abaisser sa température jusqu'au point de fonctionnement. (Cooldown)

S

Surface magnétique séparant topologiquement le plasma de cœur, lieu où les lignes de champ magnétiques sont fermées et le plasma confiné, du plasma de bord, lieu où les lignes de champs sont ouvertes et connectées à la paroi interne de la chambre à vide.
La méthode d'atténuation de disruptions sélectionnées pour ITER. L'injection massive de « glaçons» cryogéniques fragmentés, introduisant en 10 millisecondes une quantité massive (jusqu'à 500g) de particules dans la chambre à vide à des vitesses atteignant les 250 m/s, permet de dissiper l'énergie d'une disruption avant qu'elle ne concentre sa charge sur la paroi.
Gros transformateur intégré au système d'électroaimants d'ITER. Sa fonction consiste à induire le courant plasma et à le maintenir tout au long de la décharge. (Central solenoid)

Le tokamak indien SST-1 (Steady State Superconducting Tokamak) est opérationnel depuis 2013 à l'institut IPR (Institute for Plasma Research) de Gujarat. SST-1 produit régulièrement des plasmas d'une durée d'environ 500 ms, avec des courants dépassant 75 000 A pour un champ magnétique central de 1.5 T. Voir ce site en anglais.

Dispositif inventé par Lyman Spitzer (États-Unis) pour confiner un plasma dans un tube de forme oblongue. Ce dispositif toroïdal utilise des bobines de champ magnétique externes pour produire un champ poloïdal dans un plasma.
Matériau qui n'oppose pas de résistance au passage du courant électrique.
Passage du courant électrique sans résistance dans certains métaux, alliages ou composés maintenus à des températures proches du zéro absolu.

T

Un tokamak exploité au sein de l'Institut Kurchatov de Moscou. Le tokamak T-15MD remplace le T-15, qui a été le premier tokamak à utiliser des aimants supraconducteurs pour contrôler le plasma.

Le Tokamak à configuration variable (TCV) est un réacteur de fusion expérimental exploité par l'École polytechnique fédérale de Lausanne, en Suisse (EPFL). Voir ce site.

Différentes solutions associant un matériau tritigène, un multiplicateur de neutrons, un matériau structurel et un fluide de refroidissement seront testées dans la machine ITER afin de définir la combinaison la plus adaptée à la production de tritium. Chacune de ces solutions est appelée technologie de production de tritium. Pour générer elles-mêmes la totalité du tritium dont elles auront besoin, les centrales de fusion de demain devront produire de grandes quantités d'énergie. ITER expérimentera ce concept fondamental d'autosuffisance en tritium. (Breeding technologies)
Opérations de maintenance et de modification des éléments et composants radioactifs du tokamak effectuées avec des machines et des outils télécommandés afin d'éviter toute exposition humaine à la radioactivité. (Remote maintenance)
Manipulation d'outils ou d'éléments par des machines commandées à distance. (Remote handling)
Température exprimée en Kelvin (température thermodynamique) ou en électron-volts (température cinétique). Mesure de l'énergie cinétique aléatoire (énergie de mouvement) des ions ou des électrons présents. (Plasma temperature)
Intervalle de temps entre la fin de la combustion et la fin de l'état de plasma, compris dans le temps de fonctionnement. (Shutdown time)
Temps de maintien du plasma à une température supérieure à sa température d'ignition critique. Pour que la réaction de fusion produise une quantité d'énergie supérieure à celle qui est nécessaire pour chauffer le plasma, le plasma doit être maintenu à cette température pendant une durée minimum calculée à l'aide de la « loi d'échelle ». (Confinement time)
Rapport entre l'énergie instantanée contenue dans le plasma et le flux d'énergie net qu'il lui faut apporter pour maintenir son contenu énergétique. (Energy confinement time)
Intervalle de temps nécessaire pour amorcer le plasma et le porter à sa température de combustion, comprenant une phase de montée en intensité du courant de plasma suivie d'une phase d'augmentation de la température du plasma. (Ramp-up time) 

Le Tokamak Fusion Test Reactor (TFTR) est un tokamak expérimental construit au Princeton Plasma Physics Laboratory (New Jersey, États-Unis), dont l'exploitation a duré de 1982 à 1997. Voir ce site.

Machine de fusion conçue pour confiner un plasma à l'intérieur d'une chambre en forme d'anneau (tore) au moyen de deux champs magnétiques. Le premier champ est créé autour du tore par des bobines électriques alors que le deuxième est généré par un courant électrique de forte intensité circulant à l'intérieur même du plasma. Le concept de tokamak a été développé dans les années cinquante par les physiciens soviétiques Igor Yevgenyevich Tamm et Andrei Sakharov. Le terme « tokamak » est une translittération d'une expression russe (toroidalnaya kamera + magnitnaya katushka) signifiant « chambre toroïdale avec bobines magnétiques ».
Tokamak dans lequel des paramètres tels que la température, la vitesse de réaction et les flux de neutrons évoluent de façon négligeable dans le temps. (Steady state tokamak)
Surface de révolution engendrée par la rotation d'un cercle autour d'un axe extérieur au cercle et situé dans son plan. Les « doughnuts » américains et les chambres à air sont des exemples de tores. Le solide contenu dans cette surface est appelé toroïde.

Installation de fusion à l'IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique, CEA Cadarache France) utilisant des bobines supraconductrices et exploitée dans le but d'étudier le fonctionnement des tokamaks à décharges longues. Tore Supra s'est transformé en profondeur à partir de 2013 pour tester l'un des dispositifs essentiels d'ITER—le divertor en tungstène. C'est le projet WEST.

Le troisième isotope de l'hydrogène, dont le noyau contient un proton et deux neutrons. Il est instable et se désintègre par rayonnement bêta avec une demi-vie de 12,3 ans. Sa faible abondance naturelle explique pourquoi les futures centrales à fusion devront « produire » leur propre tritium (voir Production de tritium).

Métal de numéro atomique 74, présentant un point de fusion élevé de 3687 K. ITER utilisera le tungstène comme matériau pour ses deux composants qui font face au plasma : la couverture et le divertor.

W

Le projet de modification du tokamak Tore Supra (France) pour tester l'un des dispositifs essentiels d'ITER—le divertor, la pièce la plus exposée au flux de chaleur et de particules généré par la réaction de fusion. Voir le site web.