Le Japon accélère sur la fusion avec Helical Fusion.
Pendant que les grands programmes internationaux comme ITER avancent doucement mais sûrement, une autre course se joue en parallèle, plus discrète mais tout aussi stratégique : celle des acteurs privés de la fusion nucléaire.
Le 16 mars 2026, la startup japonaise Helical Fusion a ainsi annoncé la construction de son premier démonstrateur intégré, baptisé Helix Haruka. Ce dernier devrait pouvoir effectuer ses premiers tests dès 2027 et annonce vouloir produire de l’électricité à partir de la fusion nucléaire dans la prochaine décennie.
Après le JT-60SA et le LHD, ce sera le troisième démonstrateur opérationnel du pays à voir le jour.
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La startup japonaise Helical Fusion lance la construction de son premier démonstrateur dans la fusion nucléaire
Fondée en 2021 à Tokyo, Helical Fusion est issue du National Institute for Fusion Science (NIFS), l’un des centres de recherche les plus avancés au monde dans le domaine de la fusion nucléaire. Ce laboratoire exploite notamment le Large Helical Device (LHD), une machine expérimentale unique dédiée à une approche alternative de la fusion.
Ce lien direct entre recherche académique et industrie donne à Helical Fusion un avantage clé e puisqu’elle ne part pas de zéro et s’appuie sur des décennies d’expérimentation.
Le LHD a notamment réussi à maintenir un plasma pendant 3 268 secondes, soit plus de 54 minutes, un record pour ce type de configuration.
Ce point est essentiel : produire de la fusion, c’est une chose, la maintenir dans le temps en est une autre.
Une approche différente : le stellarator
La plupart des projets de fusion dans le monde reposent sur le tokamak (notamment ITER dans le sud de la France), une machine en forme de donut (torus) qui utilise des champs magnétiques pour confiner un plasma extrêmement chaud.
Helical Fusion fait un autre pari : le confinement magnétique hélicoïdal ou stellarator.
Dans ce type de réacteur :
- la chambre à vide n’est pas un simple anneau,
- elle adopte une forme torsadée extrêmement complexe,
- les champs magnétiques sont générés de manière plus stable et continue.
L’avantage théorique est majeur :
un fonctionnement plus stable et continu, sans les instabilités typiques des tokamaks.
Le revers, lui, est bien connu des ingénieurs : la machine est beaucoup plus complexe à concevoir et à fabriquer, notamment à cause de ses aimants non plans.
| Type | Principe de Confinement | Exemples de Projets | Avantages | Inconvénients |
| Tokamak | Magnétique toroïdal (anneau) | ITER, JET, JT-60SA | Stabilité plasma prouvée, puissance élevée | Pulsé, pertes par turbulence |
| Stellarator | Magnétique hélicoïdal (torsadé) | Wendelstein 7-X | Confinement continu, pas de courant plasma | Complexité géométrique, coût élevé |
| Réacteur à champs inversés (FRC) | Magnétique pulsé compact | Helion Energy TAEs | Compact, aneutronique possible | Instabilité plasma, cycles rapides |
| Spheromak | Magnétique auto-organisé | Sustained Spheromak | Pas de bobines centrales | Confinement limité |
| Confinement inertiel (ICF) | Lasers sur cibles (micro-explosion) | NIF, Laser Mégajoule | Haute densité, impulsions courtes | Rendement faible, usure cibles |
| Magnéto-inertiel (MICF) | Hybride magnétique + lasers/pistons | MAGLIF (Sandia) | Combine stabilité et densité | Technologie hybride complexe |
| Stellerateur hélical avancé | Magnétique quasi-symétrique | LHD (Japon) | Meilleure stabilité que stellarator classique | Taille importante |
Le cœur du projet : des aimants supraconducteurs nouvelle génération
Dans tous les concepts de fusion magnétique (Tokamak ou Stellarator), une pièce est centrale : l’aimant.
C’est lui qui maintient le plasma à plus de 100 millions de degrés, sans qu’il touche les parois du réacteur.
Helical Fusion veut concentrer ses efforts sur :
- des aimants supraconducteurs haute température (HTS),
- de forme hélicoïdale non plane,
- capables de fonctionner de manière stable sur de longues durées.
La première phase du projet Helix Haruka consiste justement à assembler ces aimants, tester leur comportement et à valider leur intégration dans un système complet.
Autrement dit, avant même de produire de la fusion, l’objectif est de prouver que la machine peut fonctionner mécaniquement et magnétiquement.
Un chantier déjà lancé avec un objectif très court terme
Contrairement à de nombreux projets encore au stade conceptuel, Helical Fusion a déjà :
- sélectionné son site de construction,
- lancé la fabrication des premiers éléments,
- et engagé ses partenaires industriels.
Le démonstrateur sera installé directement sur le campus du NIFS, ce qui permet une collaboration étroite entre chercheurs et ingénieurs avec des premiers tests de courant dans les bobines dès 2027
Un délai extrêmement court pour un secteur aussi complexe !.
Une stratégie typiquement japonaise : l’alliance public-privé
Ce projet illustre parfaitement une approche japonaise bien connue dans l’industrie :
faire travailler ensemble recherche publique et industrie privée.
D’un côté, le NIFS apporte son expertise scientifique, ses infrastructures expérimentales et son expertise acquise lors de décennies de recherche, de l’autre Helical Fusion pilotera l’industrialisation, mobilisera des partenaires industriels tout en permettant d’accélérer le passage à la commercialisation (si toutes les autres étapes sont couronnées de succès).
Ce modèle, parfois qualifié de build-and-test loop (en français : « boucle de construction et de test »), permet d’enchaîner rapidement :
- conception
- fabrication
- test
- amélioration
Un cycle indispensable dans une technologie aussi complexe que la fusion.
La fusion, un enjeu énergétique mondial… et une compétition ouverte
Si Helical Fusion avance aujourd’hui, c’est aussi parce que le contexte mondial pousse dans cette direction.
La demande énergétique explose. L’Agence internationale de l’énergie (AIE) anticipe une forte hausse de la demande mondiale d’électricité en 2025 et 2026, malgré un contexte économique tendu. Elle progresserait bien plus vite que la demande énergétique globale, avec +3,3 % en 2025 et +3,7 % en 2026.
La fusion promet une énergie abondante, sans émissions de CO₂ et avec très peu de déchets radioactifs. Il est logique de voir de nombreux pays se lancer, seuls ou en équipe dans la course au « Graal énergétique ».
Une course mondiale déjà bien engagée… sans production commerciale
Plusieurs pays ont déjà mis en service des démonstrateurs expérimentaux extrêmement avancés. Ces machines, réparties entre l’Europe, l’Asie et les États-Unis, permettent de tester les briques technologiques essentielles : confinement du plasma, résistance des matériaux ou stabilité sur la durée.
En février 2025, la France a par exemple marqué les esprits avec le tokamak WEST, capable de maintenir un plasma à plus de 50 millions de degrés pendant 22 minutes, validant au passage des composants critiques pour ITER.
Au Royaume-Uni, le JET a établi un record avec 69 mégajoules d’énergie de fusion produits en 2023, tandis que la Chine avec EAST enchaîne les plasmas longue durée. De leur côté, les États-Unis dominent une autre approche, la fusion inertielle, avec le NIF, premier à dépasser le seuil symbolique du gain énergétique (Q>1).
Partout, ces installations démontrent une chose : la fusion fonctionne déjà en laboratoire, mais atteindre un gain énergétique élevé et continu (Q>10) reste la dernière marche avant une exploitation industrielle.
Principaux démonstrateurs de fusion nucléaire (2026) :
| Installation | Pays | Technologie | Performance clé | Rôle / objectif |
| WEST (CEA, Cadarache) | France | Tokamak | Plasma 22 min à >50 M°C (2025) | Tester les matériaux (tungstène) pour ITER |
| JET (Oxfordshire) | Royaume-Uni | Tokamak | 69 MJ d’énergie de fusion (2023) | Record mondial D-T, validation physique |
| EAST (Hefei) | Chine | Tokamak | Plasma >1 000 secondes | Étudier le fonctionnement continu |
| JT-60SA (Naka) | Japon | Tokamak | Plus grand tokamak opérationnel | Recherche plasma haute performance |
| LHD (NIFS) | Japon | Stellarator | Plasma maintenu 3 268 s | Démonstration longue durée stable |
| NIF (Livermore) | États-Unis | Fusion inertielle (laser) | Q>1 (3,15 MJ vs 2,05 MJ) | Première ignition expérimentale |
| Wendelstein 7-X | Allemagne | Stellarator | Plasma stable longue durée | Alternative au tokamak |
| ASDEX Upgrade | Allemagne | Tokamak | Tests plasma et matériaux | Support aux recherches européennes |
| KSTAR | Corée du Sud | Tokamak | Plasma haute température longue durée | Optimisation des performances |
| TCV | Suisse | Tokamak | Flexibilité de configuration plasma | Recherche fondamentale |
Sources :
- Helical Fusion, Technology (consulté en 2026),
https://global.helicalfusion.com/technology
page technologique présentant le concept de fusion nucléaire par confinement magnétique de type stellarator développé par Helical Fusion, avec un focus sur la stabilité du plasma, la conception des aimants et les perspectives de production d’énergie. - National Institute for Fusion Science (NIFS), LHD Project (consulté en 2026),
https://www-lhd.nifs.ac.jp/pub/LHD_Project_en.html
page scientifique détaillant le projet Large Helical Device (LHD), un réacteur expérimental de type stellarator au Japon, utilisé pour étudier le confinement du plasma et les conditions nécessaires à la fusion nucléaire contrôlée. - Agence internationale de l’énergie (IEA), Electricity Mid-Year Update 2025 (juillet 2025),
https://www.iea.org/reports/electricity-mid-year-update-2025
rapport d’analyse présentant les tendances mondiales de la demande et de la production d’électricité, avec un focus sur la croissance des besoins énergétiques et les implications pour les technologies bas carbone, dont la fusion à long terme.
