Avec 59 mégajoules d’énergie de fusion produite pendant 5 secondes, le tokamak JET a surpassé en 2021 son précédent record établi en 1997 (21,7 mégajoules). Cette campagne expérimentale a été menée par les scientifiques d’EUROfusion, parmi lesquels une trentaine de chercheurs, d’ingénieurs et de techniciens du CEA.
L’objectif de la campagne était de caractériser, avec la nouvelle paroi de JET semblable à celle d’ITER et à l’aide de nouveaux diagnostics, le comportement du plasma de fusion dans des expériences deutérium-tritium et avec des conditions attendues dans ITER pour préparer le pilotage de ce futur démonstrateur de fusion. La mission a été remplie avec un bon accord entre les prédictions de la puissance de fusion et les observations pour les durées maximales accessibles au JET.
Pour atteindre ce nouveau record, le tokamak européen a subi une transformation profonde, à laquelle l’Institut de recherche sur la fusion par confinement magnétique du CEA (CEA-IRFM) a activement participé. En 2011, le carbone composant les parois intérieures du tokamak a été remplacé par du béryllium et du tungstène, qui absorbent beaucoup moins le tritium que le carbone. JET présente ainsi une configuration plus proche de celle d’ITER mais un volume dix fois plus petit, ce qui en fait un banc d’essai essentiel pour le futur démonstrateur international, dont les premiers plasmas sont prévus avant 2030 et en 2035 pour le mélange deutérium-tritium.
JET est cependant limité à des durées de quelques secondes car ses parois intérieures ne sont pas refroidies activement et ses bobines de champ magnétique ne sont pas supraconductrices.
C’est pourquoi le tokamak supraconducteur WEST (W Environment in Steady-State Tokamak) du CEA-IRFM, installé sur le centre CEA de Cadarache (Bouches-du-Rhône), constitue un banc d’essai complémentaire de JET pour préparer l’exploitation d’ITER. En effet, contrairement à JET, ses bobines sont supraconductrices et ses parois en tungstène sont activement refroidies, ce qui va lui permettre à partir de 2022 de développer les techniques de contrôle pour des durées de production de plasma de deutérium (sans tritium) de plusieurs minutes, comme ce sera le cas pour ITER.