Fusion : à Cadarache, pourquoi chauffer davantage ne suffisait pas

À Cadarache, le tokamak WEST a réussi à maintenir un plasma pendant plus de 22 minutes. Mais lors d’autres expériences, il butait sur une difficulté : impossible de passer à un régime permettant de mieux conserver la chaleur, même en augmentant la puissance de chauffage.

Pour comprendre ce blocage, les chercheurs du CEA ont comparé leur machine au tokamak américain DIII-D, installé à San Diego. Les résultats de ces expériences, réalisées en 2025 et publiés dans une revue scientifique en mai 2026, ont été présentés par le CEA le 9 novembre. Ils éclairent une difficulté centrale pour ITER : comment obtenir un plasma à la fois performant et durable ?

Deux machines, deux spécialités

DIII-D sait atteindre de fortes pressions de plasma, généralement pendant moins de cinq secondes dans les régimes étudiés. WEST, lui, peut fonctionner pendant plus de mille secondes, grâce notamment à ses composants en tungstène activement refroidis, conçus pour supporter la chaleur dans la durée.

Maintenir un plasma longtemps ne signifie pas qu’il conserve suffisamment d’énergie pour produire efficacement des réactions de fusion. À l’inverse, atteindre une forte pression pendant quelques secondes ne garantit pas qu’on puisse la maintenir sans endommager la machine.

Les équipes ont donc cherché à reproduire des conditions physiques comparables dans les deux tokamaks, malgré leurs dimensions, leurs parois et leurs systèmes de chauffage différents. Elles ont ajusté notamment la forme du plasma et plusieurs paramètres décrivant sa pression, sa température et le comportement de ses particules.

Premier résultat : en régime de confinement standard, les deux machines présentent des capacités de rétention de chaleur comparables une fois leurs différences prises en compte. Cette concordance conforte les modèles de confinement utilisés pour préparer ITER, dans les conditions étudiées.

Le seuil que WEST ne parvenait pas à franchir

La comparaison a surtout permis d’éclairer un problème plus surprenant.

Pour obtenir un plasma suffisamment performant, les chercheurs cherchent à atteindre le « mode H », un régime de haut confinement dans lequel les pertes de chaleur diminuent fortement au bord du plasma.

Or, pendant les essais comparatifs de 2025, WEST restait dans son régime ordinaire. La puissance traversant la frontière du plasma dépassait pourtant d’environ 20 % le seuil prédit par une loi de référence.

La comparaison avec DIII-D aide à expliquer cette anomalie. Le seuil dépend aussi de la densité du plasma, du champ magnétique et de la géométrie de la machine. Aux faibles densités explorées sur WEST, la transition pouvait nécessiter davantage de puissance que ne le prédisait la loi de référence.

Cette explication a trouvé un écho pendant l’été 2026. Lors de sa campagne C13, WEST a obtenu pour la première fois des plasmas en mode H, à des densités plus élevées et après un important travail de préparation de ses parois.

Ces résultats sont cohérents avec l’explication avancée par l’étude comparative. Ils ne prouvent toutefois pas que la densité explique à elle seule cette réussite, obtenue dans des conditions expérimentales différentes.

Tenir longtemps sans abîmer la machine

Le progrès fait apparaître une autre difficulté. Le mode H peut provoquer des bouffées d’énergie au bord du plasma, appelées ELMs, qui soumettent les composants en tungstène à de brusques charges thermiques.

WEST a donc démontré deux capacités distinctes : maintenir un plasma pendant plus de 22 minutes et atteindre le régime de haut confinement recherché pour ITER. Il ne les a pas encore réunies sur une longue durée.

Les recherches se poursuivent avec DIII-D. À Cadarache, un nouveau système de chauffage par micro-ondes, dont les premiers tirs sur plasma remontent à juillet 2026, doit permettre d’explorer d’autres conditions de fonctionnement. Il a déjà atteint 800 kW pendant une seconde, avec un objectif de 3 MW pour le système complet.

Pour WEST, la prochaine étape consiste à maintenir ce confinement amélioré sur des durées beaucoup plus longues, tout en maîtrisant les chocs thermiques sur son divertor en tungstène, un ensemble de composants conçu pour recevoir et évacuer les particules et la chaleur extraites du plasma.