Un logiciel d’ITER a pris les commandes d’un plasma brûlant à des millions de degrés et pour la première fois, il a tenu.
Le 10 mars 2026, dans le tokamak sud-coréen KSTAR, le système de contrôle d’ITER a piloté pour la première fois un plasma de plusieurs dizaines de millions de degrés, maintenu en lévitation magnétique.
C’est une première utilisation en situation réelle et c’est mine de rien une sacrée avancée pour le futur plus grand réacteur à fusion nucléaire du monde.
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Le cerveau d’ITER a pris le contrôle d’un plasma réel avant même la naissance de son propre réacteur
Piloter ce qu’on ne peut pas toucher
Pour comprendre pourquoi c’est remarquable, il faut saisir une contrainte fondamentale de la fusion : aucun matériau au monde ne peut entrer en contact direct avec un plasma à cette température. L’acier fond, le tungstène se sublime (il passe de l’état solide à l’état gazeux). La seule solution pour le moment, c’est de ne jamais toucher le plasma et de le maintenir en suspension dans un champ magnétique, comme une bulle d’énergie flottant dans le vide.
C’est le système de contrôle du plasma d’ITER (iPCS) qui doit s’en charger en ajustant en permanence les courants circulant dans des bobines supraconductrices pour que le plasma reste stable.
Trop de courant, il se déforme.
Pas assez, il s’effondre en quelques millisecondes. L’ensemble se joue à des vitesses inaccessibles à l’œil humain… et a fortiori à la main humaine.
Valider ce système en conditions réelles, c’est donc franchir un seuil que les simulations ne peuvent pas remplacer. Un plasma en laboratoire ne se comporte jamais exactement comme prévu. Il a ses caprices, ses micro-instabilités, ses variations. C’est précisément face à ces imprévus que le logiciel devait faire ses preuves.
Des résultats qui dépassent les objectifs
Pour cette campagne, deux objectifs avaient été définis : atteindre un courant de plasma supérieur à 0,1 mégaampère, et maintenir ce plasma pendant au moins 100 millisecondes. Les deux ont été largement dépassés.
Le courant de crête a franchi les 0,2 mégaampères (le double de la cible) et la durée de maintien a atteint 0,8 seconde, avant de dépasser la seconde lors d’expériences ultérieures.
Le système a également démontré sa capacité à démarrer un plasma selon trois méthodes distinctes : le démarrage ohmique, le démarrage assisté par chauffage par cyclotron électronique (ECH), et la configuration dite à particules piégées.
| Méthode / configuration | Principe physique | Avantages principaux | Inconvénients / limites principales |
|---|---|---|---|
| Démarrage ohmique classique | Un courant est induit dans le plasma par un champ magnétique variable, comme dans un transformateur ; la résistance du plasma provoque un échauffement par effet Joule. | Mécanisme simple et naturellement intégré au fonctionnement d’un tokamak. Ne nécessite pas de source externe de chauffage complexe. |
Chauffage limité, avec une stagnation autour de 10 millions de degrés Celsius, liée à la diminution de la résistivité du plasma à haute température. |
| Démarrage assisté par chauffage ECH | Injection d’ondes électromagnétiques de type micro-ondes (résonance cyclotron électronique) qui transfèrent directement leur énergie aux électrons du plasma. | Permet d’initier ou de renforcer le courant avec un chauffage contrôlé. Compatible avec des scénarios de démarrage à faible courant ou sans courant initial. |
Requiert des équipements complexes, notamment des générateurs et antennes sophistiqués, avec des contraintes fortes sur le couplage onde-plasma. |
| Configuration à particules piégées | Exploitation des électrons et ions piégés dans un champ magnétique non uniforme pour analyser et influencer les instabilités et les transports internes du plasma. | Permet d’agir localement sur la stabilité et le transport du plasma. Utile pour étudier les phénomènes de turbulence et de transport anormal. |
Ne constitue pas une méthode de démarrage en tant que telle, mais un outil de compréhension et de contrôle du comportement du plasma. |
Chaque scénario correspond à des conditions d’exploitation différentes, et les maîtriser tous les trois, c’est s’assurer que le système ne dépend pas d’une seule fenêtre de fonctionnement.
Le premier plasma placé sous contrôle d’iPCS, le 10 mars, a été obtenu via le scénario ECH.
En parallèle, deux systèmes de diagnostic ont tourné en temps réel pendant les expériences : un diagnostic de diffusion Thomson et un interféromètre bicolore. Leur rôle est de mesurer les propriétés du plasma pendant qu’il est en vie (température, densité, comportement aux bords).
On y voit la configuration à particules piégées (TPC) en rose, le démarrage classique par effet Joule (courant ohmique) en noir et le démarrage assisté par micro-ondes (chauffage par cyclotron électronique ou ECH) en rouge. Chaque courbe illustre une stratégie différente pour amorcer et stabiliser le plasma, étape essentielle avant de produire de l’énergie par fusion.
Les faire fonctionner de manière synchrone avec le système de contrôle, c’est valider non seulement que le pilotage fonctionne, mais aussi que la chaîne complète (contrôle, mesure, interprétation) tient la route en conditions réelles.
« Cette collaboration fructueuse avec KSTAR démontre l’efficacité de notre modèle de développement, dans lequel la mise en œuvre du CODAC(Contrôle, accès aux données et communication) et une étroite collaboration avec l’équipe de conception du système de contrôle du plasma permettent d’améliorer les systèmes critiques grâce à leur utilisation sur des installations existantes » a déclaré Mikyung Park, chef de projet.
L’expérience acquise lors de ces testes valide encore un peu plus l’architecture du futur système de contrôle du plasma d’ITER avant les prochains qui serviront à valider des fonctions de contrôle supplémentaires.
KSTAR comme terrain d’entraînement stratégique
Le choix de tester le système de contrôle d’ITER dans le tokamak coréen était au final assez logique. KSTAR est l’un des réacteurs les plus avancés au monde, connu pour ses performances exceptionnelles sur la durée de maintien du plasma. Il offre à ITER un environnement de test crédible et une opportunité de valider ses outils sans attendre que sa propre machine soit prête.
Le premier plasma dans ITER lui-même reste attendu au cours des années 2030. La phase deutérium-tritium (celle où le réacteur produira réellement de l’énergie en quantité significative) viendra après. Ce test à KSTAR permettra de ne pas partir de zéro le jour J.
Le module n°8 de l’enceinte à vide, visible à gauche avec ses équipements de levage encore fixés, a été installé lors d’une opération délicate menée de nuit entre le 28 et le 29 janvier 2026.
ITER en 2026
| Avancée / dossier | Période 2026 ou contexte immédiat | Description courte | Impact principal |
|---|---|---|---|
| Avancement du chantier et planning | 1er trimestre 2026 | Pietro Barabaschi annonce un chantier avec environ 4 mois d’avance sur le calendrier, avec un indice de performance autour de 1,04. | Renforcement de la crédibilité du nouveau calendrier, avec un premier plasma attendu au cours des années 2030. |
| Assemblage des modules de chambre à vide | Janvier 2026 | Levage du 8ᵉ module de 1 300 tonnes dans la fosse, avec une tolérance réduite à 0,4 mm sous contrainte. | Validation de la précision industrielle nécessaire pour l’assemblage global du tokamak. |
| Développement des robots d’assemblage | 2025–2026 | Développement du robot expérimental « Godzilla », puis d’un robot d’assemblage de couverture de 36 tonnes pour installer les composants internes. | Préparation de la phase d’assemblage interne, qui devra intégrer des milliers de composants dans un espace très contraint. |
| Passage à une logique « vagues roulantes » | 2026 | Adoption d’une stratégie permettant à plusieurs équipes humaines et robots de travailler en parallèle sur différentes zones. | Réduction des délais et limitation des risques d’erreurs pendant l’assemblage interne. |
| Intégration de l’ingénierie dans l’ITPEA | Début 2026 | Élargissement du périmètre de l’International Tokamak Physics Activity aux activités d’ingénierie, avec l’entrée de nouveaux partenaires privés, dont ENN en Chine. | Rapprochement plus industriel entre ITER et le secteur privé, en vue des futurs réacteurs de démonstration. |
| Exclusion de la chambre à vide de la réglementation France / UE | 14 avril 2026 | L’ASNR approuve la demande d’ITER visant à exclure la chambre à vide de la réglementation française et européenne relative aux équipements sous pression. | Clarification réglementaire et adaptation du cadre à la spécificité du tokamak ITER. |
| Approfondissement de la gestion des déchets | 2026 | ITER, l’Andra et le CEA travaillent à finaliser un schéma industriel de gestion des déchets radioactifs contenant du tritium. | Structuration des filières de gestion des effluents radioactifs pour le fonctionnement futur de l’installation. |
| Évolution du calendrier et communications | Début 2026 | Communication renforcée autour du nouveau calendrier consolidé, avec premier plasma au cours des années 2030, phase deutérium-tritium ultérieure et présentations publiques à la CLI de Cadarache. | Meilleure lisibilité politique, territoriale et industrielle autour du programme ITER. |
Source : Données publiques d’ITER
Image de mise en avant : ITER vue du ciel en avril 2026
