Objectifs du projet
Le projet SF-Plant vise à évaluer dans quelle mesure les supraconducteurs haute température (SHT) permettent la construction de centrales électriques à fusion plus compactes et attractives que celles utilisant des supraconducteurs basse température. Il s’agit d’explorer un large domaine de paramètres et de solutions technologiques, afin d’identifier des designs candidats pour de futures centrales.
Contexte scientifique
La fusion par confinement magnétique repose sur la création et le maintien d’un plasma chaud, confiné par un champ magnétique. Les SHT offrent une opportunité unique d’intensifier ce champ, ce qui améliore le confinement du plasma et rend envisageables des centrales plus petites et moins coûteuses.
Cependant, cette approche bien que prometteuse, soulève des défis. En particulier, le champ magnétique plus élevé génère des forces de Laplace extrêmes sur les bobines et intensifie les flux de chaleur déposés localement par le plasma sur la paroi.
Méthodologie et approche
01
Études système
Le projet SF-Plant développera et utilisera tout d’abord des codes système, c’est-à-dire des codes simplifiés décrivant l’ensemble d’une centrale de fusion magnétique, afin d’explorer rapidement le domaine des paramètres (taille, champ magnétique, ...) et d’identifier des designs potentiellement intéressants. Ce travail se focalisera principalement sur les tokamaks, mais les stellarators seront aussi étudiés, et d’autres configurations encore pourraient être considérées
02
Analyse de designs candidats
Les designs identifiés lors des études système seront ensuite analysés de manière plus détaillée à l’aide d’outils de simulation avancés. Ceux-ci permettront de modéliser avec davantage de précision les différentes composantes de la centrale, notamment les bobines, le plasma et les composants de première paroi, afin d’évaluer leurs performances et leur faisabilité.
03
Etudes amont
Enfin, en parallèle de ces activités, un volet « amont » sera développé afin de comprendre certains aspects physiques clés (par exemple relatifs à la question des flux de chaleur déposés par le plasma sur la paroi) ou d’investiguer des technologies novatrices permettant de traiter les difficultés associées aux SHT (par exemple, composants de paroi en métal liquide plus résilients aux flux de chaleur).
Enjeux scientifiques et technologiques
Forces de Laplace
Gérer les forces intenses sur les bobines induites par les champs magnétiques élevés.
Flux de chaleur
Gérer les flux thermiques sur les composants exposés au plasma, qui peuvent être particulièrement intenses en présence d’un champ magnétique élevé.
Dimensionnement de centrales de fusion compactes
Identifier, étudier et optimiser au moyen de codes de simulation le design de centrales de fusion compactes basées sur différents concepts de confinement (tokamak, stellarator, ...).
Etudes amont
Sur des aspects clés liés aux SHT, améliorer notre compréhension et nos modèles, et investiguer des technologies novatrices.
Partenaires impliqués
Ce projet est mené en collaboration avec plusieurs laboratoires et centres de recherche
CEA
Leader du projet, responsable des études systèmes, conception du système cryomagnétique, conception de la couverture tritigène, modélisation du plasma (scénarios, stabilité MHD, chauffage)
CNRS
Responsable des études stellarators et autres configurations, développement de composants de paroi utilisant des métaux liquides, modélisation du plasma de cœur (transport turbulent)
AMU
Modélisation du plasma de cœur (transport turbulent) et de bord (divertor)
CentraleSupélec
Analyse technico-économique et optimisation des systèmes électriques basés sur les SHT
UCA
Conception du système de champ magnétique poloïdal
DVHE
Modélisation du plasma de cœur (transport turbulent)
Résultats marquants
Réunion de lancement scientifique tenue au CEA Cadarache (IRFM) du 24 au 26 mars 2025. Workshop annuel tenu à Aix-en-Provence du 4 au 7 mai 2026.
Photo de groupe du workshop annuel SF-Plant tenu à Aix-en-Provence du 4 au 7 mai 2026
Développement du code système D0FUS et application pour évaluer l’impact des SHT sur le design des tokamaks de type DEMO et définir un design préliminaire du « tokamak SF-Plant » (un tokamak SHT fournissant une puissance fusion de 2 GW)
Carte D0FUS montrant le domaine de faisabilité en termes de grand rayon (R0) et petit rayon (a) pour un tokamak produisant une puissance fusion de 2 GW utilisant les SHT, avec un champ magnétique de 20 T au niveau de la jambe interne des bobines toroïdales. Le domaine de faisabilité est limité par la courbe noire en trait plein. Cette courbe évolue selon les « leviers » utilisés (choix d’architecture mécanique, type d’acier utilisé, assistance à la génération du courant plasma, …), et elle est tracée ici en incluant tous les leviers possibles. Les étoiles montrent les designs les plus compacts possibles en appliquant seulement certains sous-ensembles des leviers. [Auclair arXiv 2026] [Auclair SOFT 2026]
Comparaison du tokamak SF-Plant (gauche) à EU-DEMO (droite) en vue d’artiste, à la même échelle. Ces deux tokamaks sont conçus pour fournir une puissance fusion de 2 GW.
Développement du code CIRCE pour l’analyse mécanique du système de bobines toroïdales et du solénoïde central et application au design préliminaire du « tokamak SF-Plant » (un tokamak SHT générant une puissance fusion de 2 GW)
Gauche : Schéma montrant la géométrie utilisée dans CIRCE, qui combine une description en poutres minces pour les bobines toroïdales et en nappes pour les structures inter-bobines. Droite : Répartition de la contrainte de Tresca dans une bobine de type « Princeton D » pour le tokamak SF-Plant. [Boudes IEEE 2026] [Boudes SOFT 2026]