IX
ANNEXE. PLANIFICATION DU PROJET ITER : UNE APPROCHE PAR ÉTAPES
Les jalons atteints de 2005 à 2015 sont consultables dans le rapport de 20151. 2008-2021
Fabrication des principaux éléments et systèmes pour le premier plasma.
2015-2021
Transport (via l’Itinéraire ITER) et livraison sur site des éléments du premier plasma.
2015-2025
Phase de fabrication, construction et première phase d’assemblage sous la responsabilité de l’exploitant nucléaire. Pendant cette période, la construction de la cellule des injecteurs de neutres, la phase d’assemblage du tokamak et la réception du béryllium sont soumises à l’accord préalable de l’Autorité de sûreté nucléaire selon les prescriptions techniques de la Décision no 2013-DC-0379 et de la Décision no 2015-DC-0529.
2019-2025 ASSEMBLAGE PHASE I
2019-2024
Construction du Complexe tokamak (accès dès 2019 pour les premières opérations d’assemblage) et des bâtiments auxiliaires nécessaires au premier plasma.
2024-2025
Tests intégrés et mise en service intégrée.
DÉCEMBRE 2025
PREMIER PLASMA Pour le 1er plasma, il n’y a pas de béryllium dans la chambre à vide mais le béryllium est entreposé et manipulé sur site, l’objectif est d’obtenir un courant de plasma d’environ 1 MA avec un combustible H-H.
2024-2028
Arrivée du béryllium sur site en décembre 2024 puis manipulation du béryllium dans une zone dédiée pour le stockage et la manipulation du béryllium.
2026-2028
Deuxième phase d’assemblage des composants internes de la chambre à vide et la mise en service des aimants et tests associés. Deuxième mise en service.
2028-2030
DEUXIÈME PHASE PLASMA Phase I d’exploitation avec plasmas Hydrogène-Hélium (H/He), appelée Pre-fusion power operation 1 PFPO-1. Il y aura des traces de deutérium dans les plasmas H/He. Début de la phase expérimentale avec un démarrage progressif sans matières radioactives avec un courant de plasma jusqu’à 7.5 MA. Cette phase et les suivantes sont soumises à l’accord préalable avec l’Autorité de sûreté nucléaire pour recevoir du tritium sur site et les tests de qualification de l’installation avec des plasmas d’hydrogène.
2030-2032
Troisième phase d’assemblage. Troisième mise en service.
2032-2034
TROISIÈME PHASE PLASMA Période d’exploitation avec plasmas hydrogène, hélium et premières traces de tritium appelée Prefusion power operation 2 PFPO-2. Il s’agit d’obtenir des plasmas avec un courant de plasma de 7.5 MA de 15 MA. Le programme de test des modules de couverture démarre pendant cette phase ; cette phase expérimentale activera le tokamak comme dans le cas de Tore Supra, et est considérée comme le début de la phase active de l’INB-174.
2034-2035
Quatrième phase d’assemblage. Arrivée du tritium sur site. Quatrième mise en service.
2035 ET AU-DELÀ
Période d’exploitation avec plasmas deutérium-tritium. Il s’agit d’obtenir des plasmas avec un combustible D-D puis D-T, avec un courant de plasma de 15 MA.
RAPPORT D’INFORMATION SUR LA SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET LA RADIOPROTECTION DU SITE ITER 2016
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