Les aspects techniques ont été aussi réduits que possible mais il est important de comprendre le type de problèmes rencontrés et l’extraordinaire complexité du projet. Complexité technique mais aussi administrative puisqu’il s’agit d’une coopération au niveau mondial cette fois.

     A la fin nous avons mis quelques éléments d’analyse critique qu’il faut compléter en particulier par ceux qui ont une bonne connaissance du site de Cadarache lui-même. 

     Un glossaire pour retrouver rapidement des définitions et la signification des sigles. 

     1-1 La réaction

     1-2 Les conditions de la réaction

    1-3 Le principe d’une installation de fusion contrôlée (type TOKAMAK)

   2 ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor)

     2-1 Historique du projet ITER

     2-2 TER-FEAT : les objectifs

     2-3 ITER : L’organisation

     2-4 ITER : Le choix du site

     2-5 ITER : Le précurseur (JET)

     3-1 objections d’ordre général sur la filière

     3-5 Évaluation du programme sur la fusion par la CE.

     -Les déconvenues de Prométhée (la longue marche vers l’énergie thermonucléaire), Jean-Louis BOBIN, éditions Atlantica 

     -De nombreux sites internet avec leurs liens:

   http://www.fusion-eur.org

   http://www. fusion.org.uk

   http://www.iter.org

   http://www.fusion-magnetique.cea.fr

   http://www.efda.org

   http://www.drfc.cea.fr

   http://www.europarl.eu.int/stoa/publi

   http://www.itercanada.com

     -Study on european research into controlled thermonuclear fusion, vol4, annex1 “  a critique of the evaluation of the european fusion programme ” by Colin SWEET, Tim JACKSON, Jim SWEET. Ed. Dr Ute BLOHM-HIEBER , STOA fellow

     Dans la fusion thermonucléaire, des noyaux d’atomes légers (isotopes de l’hydrogène) fusionnent (s’associent) pour donner :

     Le noyau d’un atome plus lourd, l’Hélium (He) , des neutrons (n) et de l’énergie.

     Ce sont des réactions de ce type qui produisent l’énergie rayonnée par le soleil. 

     Parmi plusieurs réactions envisageables, celle qui est actuellement la plus facile à réaliser est la fusion du Deutérium (D) et du tritium (T) qui sont deux isotopes de l’hydrogène. 

     La réaction s’écrit : 

     D + T -> He + n + énergie 

     Pour un gramme de mélange l’énergie libérée est de 100.000 kWh, l’équivalent de l’énergie dégagée par la combustion de 8 tonnes de pétrole. 

     Or le Deutérium est abondant dans la nature, chaque mètre cube d’eau en contient 35 g. De son coté le tritium (instable et radioactif avec une période de 12.3 années) peut être obtenu à partir d’un élément (le Lithium) lui même relativement abondant. En principe, on a donc à notre portée une source d’énergie aux réserves quasi inépuisables …

     Il faut porter la température du mélange à 100 millions de degrés au moins .

     La fusion de deux noyaux ne se réalise que s’il peuvent s’approcher suffisamment l’un de l’autre, or ils sont chargés électriquement et se repoussent fortement. Pour vaincre cette répulsion il faut les lancer à grande vitesse l’un contre l’autre et un moyen “ simple ” d’y arriver est de porter le mélange à très haute température. Vers 100 millions de degrés on commence à avoir un nombre significatifs de chocs et la réaction de fusion démarre. A de telles températures (entre 100 et 200 millions de degrés) le mélange est appelé plasma.

Dans la bombe H ( dite bombe à hydrogène) cet allumage est réalisé par une bombe atomique à fission. La réaction de fusion ainsi déclenchée se propage alors sans contrôle dans le mélange Deutérium/Tritium 

     La deuxième étape (ignition ) est atteinte lorsque la puissance produite par la réaction suffit à l’entretenir sans nouvel apport extérieur. Cette condition est réalisée (critère de LAWSON) lorsque le produit nTt (n nombre de noyaux par unité de volume, T température, t durée de vie du plasma) atteint une valeur suffisante. Ce critère de Lawson peut se résumer en disant que pour que la réaction s’entretienne, Il faut que le plasma soit assez dense, assez chaud et qu’il reste confiné un temps suffisant. 

     Pour illustrer ce que représentent ces deux étapes, breakeven et ignition, on peut comparer à l’allumage d’un feu de bois classique : 

     L’amorçage du feu se fait avec une allumette, du papier et des brindilles de petit bois. L’énergie dégagée par cette amorce enflamme ensuite les bûches. Pour que le feu démarre il faut que la combustion du papier et du petit bois arrive à enflammer les premières bûches (breakeven) . Pour que le feu prenne définitivement (ignition) il faut que l’énergie dégagée par la combustion des bûches enflammées soit suffisante pour entretenir le feu et le propager à l’ensemble sans avoir à rajouter du papier ou du petit bois. Si les premières bûches enflammées s’éteignent on a atteint le breakeven mais pas l’ignition. 

     Dans le domaine thermonucléaire le breakeven n’a pas encore été atteint dans les appareils les plus performants existant (JET). Le premier objectif avec ITER est d’atteindre le breakeven et d’obtenir une puissance fournie par la réaction de fusion de 5 à 10 fois supérieure à celle fournie pour le chauffage du mélange. On aurait alors un amplificateur de puissance. La réalisation de l’ignition serait une étape ultérieure. 

     Deux voies sont actuellement explorées pour obtenir un temps de confinement suffisant et atteindre l’ignition : 

     Il faut noter que les neutrons produits par la réaction sont des particules non chargées qui ne sont pas piégées par les champs magnétiques. Porteurs des 4/5 de l’énergie produite par la réaction, ces neutrons vont donc frapper les parois matérielles qui entourent à distance ces bouteilles magnétiques, les chauffer fortement et activer les matériaux qui les constituent. Les neutrons sont absorbés par la paroi matérielle qu’ils ne doivent pas franchir. 

     C’est ce type de confinement qui est envisagé dans le projet ITER. 

     Ce procédé est lié aux recherches sur les lasers de puissance qui sont faites en France sous contrôle militaire dans le cadre du projet “mégajoule” au BARP près de Bordeaux 

     Bien que l’on soit encore très loin de pouvoir envisager un prototype, on en imagine déjà quelques caractéristiques.

     L’option choisie pour le confinement est celle d‘un TOKAMAK dans lequel le plasma est confiné dans un volume torique (forme d’une chambre à air) grâce à des champs magnétiques. Ce concept mis au point en URSS s’est imposé comme le plus performant pour atteindre les conditions d’une réaction de fusion contrôlée. 

     La chaleur dégagée par la réaction de fusion serait utilisée, à travers un échangeur de chaleur (partie inférieure du schéma), pour faire fonctionner une turbine qui fournirait de la puissance électrique. 

     Le Tritium, instable et radioactif, serait produit dans l’enceinte même par l’action de neutrons sur une couche de lithium qui tapisserait intérieurement l’enceinte. 

     Le schéma de l’installation serait grossièrement le suivant (sur le schéma ne figurent par les dispositifs qui créent les champs magnétiques nécessaires au confinement ni le dispositif d’allumage).Les principales fonctions que devront assurer une installation de ce type sont : 

     Dans le JET, précurseur du projet ITER, Cet allumage est réalisé par un courant électrique intense de plusieurs millions d’ampères dans le plasma qui joue le rôle de secondaire d’un transformateur. il est complété par l’injection d’atomes neutres préalablement accélérés et l’action d’ondes électromagnétiques de haute fréquence. 

     La création des champs magnétiques intenses qui piègent le plasma. Cela est réalisé (JET) par des courants électriques intenses circulant dans des bobines et par le courant électrique qui traverse le plasma lui même. Pour éviter l’échauffement des bobines conductrices elles doivent être refroidies à des températures très basses, proches du zéro absolu (-273°C) et n’offrent alors aucune résistance au passage du courant (bobines supraconductrices). 

     Le plasma est alors confiné dans une zone torique (forme d’une chambre à air) sans contact avec les parois matérielles entre lesquelles il évolue. 

     Résoudre le problème des instabilités du plasma pour empêcher les particules chargées électriquement qui le constituent de frapper la paroi matérielle à l’intérieur de laquelle il évolue.

     Un problème important à résoudre est l’élimination des impuretés qui résultent des interactions entre le plasma et le revêtement de la chambre torique qui contient le plasma. L’idée est d’utiliser pour cela un déflecteur magnétique le “ divertor ”. les impuretés sont séparés, à ce niveau, du reste du mélange et aspirées par des pompes cryogéniques. 

     La possibilité de manipuler les éléments de ce réacteur à distance pour les réparations. 

     La récupération de l’énergie libérée par la réaction dont 80% est emportée par les neutrons et 20% par l’Hélium. Les neutrons très énergiques heurtent les parois de la chambre torique et la chauffe. 

     Réaliser la production de tritium à partir du lithium et alimenter le plasma avec ce tritium.

    1985 Proposition de l’URSS de construire une nouvelle génération de TOKAMAK avec la collaboration des quatre principaux programmes existants dans le monde. Réponse favorable des USA , du Japon et de la Communauté Européenne. 

    1988 Début des travaux de la ITER CDA (Conceptual Design Activities) pour définir les objectifs programmatiques et techniques du projet et orienter les recherches des diverses parties vers des buts communs. 

     Déc 1990 fin des travaux de l’ITER CDA 

     Juillet 1992 création de l’EDA (Engineering Design Activities) . Le Canada et le Kazakstan sont associés au projet. Créé au départ pour 6 ans, cet organisme a pour but de mettre au point un projet intégré complet d’ITER avec les données techniques nécessaires pour sa construction. 

     Les six années de collaboration internationale aboutissent en 1998 à un projet conforme aux objectifs fixés. 

    1998 Les parties renoncent au projet initial pour des raisons financières. Les différents pays recherchent des options qui permettraient une réduction de 50% du coût de construction, pour cela on prolonge jusqu’en juillet 2001 les activités de l’EDA. Le coût estimé du projet est de 6.7 milliards d’euros.

    2000 Fin 1999, les grandes lignes d’un projet moins ambitieux, ITER-FEAT ( Fusion Energy Advanced Tokamak), est soumis aux parties restantes. Un rapport final est proposé qui permet aux diverses parties de préciser les coûts et de mettre en place les étapes pour la réalisation. Le coût du projet est ramené à 3.5 milliards d’euros. 

    2001 Le Canada s’associe au projet et propose un site pour l’accueillir. 

    2002 17-18 septembre réunion à Toronto pour effectuer le choix du site d’implantation.

     -La création d’un plasma dans les conditions thermonucléaires

     -L’ignition pendant de larges impulsions. 

     -Étude des matériaux de la paroi matérielle face au plasma soumise à d’importants flux thermiques et neutroniques (flux de neutrons produits par la réaction). 

     -Étude de la régénération et de l’alimentation en tritium (fourni par des sources extérieures) 

     -La viabilité écologique et économique 

    Les paramètres du prototype seraient: 

     -Une intensité de courant dans le plasma de 13.3 MA 

     -La chambre torique aurait un rayon maximum de 6.2m et un rayon minimum de 1.9m. Le volume offert au plasma serait de 837m ³. 

     -Le temps de réaction serait supérieur à 400s et la puissance de fusion atteindrait environ 500MW. 

     -Le rapport entre la puissance de fusion et la puissance de chauffage auxiliaire serait supérieure à 10. L’appareil serait donc un amplificateur de puissance. 

     Il est prévu une durée de 8 années entre l’obtention de l’autorisation de construire et la production du premier plasma. Les premières années seront consacrées à des simulations de plasma utilisant uniquement de l’hydrogène avant de passer à l’utilisation des mélanges Deutérium, Tritium qui pourrait se faire cinq ans plus tard. 

     ITER est un projet international qui associe la Russie, Le japon, la Communauté Européenne et le Canada depuis 2001. Cela suppose une coordination administrative, financière, scientifique et technique complexe.

     Une direction générale en liaison avec une équipe internationale localisée sur deux sites Garching près de Munich en Allemagne et Naka près de Tokyo au japon.

     Des équipes en provenance de plus de 10 nations participent de façon semi permanente à l’équipe internationale pour apporter l’ensemble des compétences requises par le projet.

     En Europe l’ensemble des recherches sur la fusion est intégrée au sein d’un programme unique : Le Programme Euratom pour la Fusion. Il associe les organismes nationaux des pays membres de l’Euratom et des pays associés (La Suisse et plusieurs pays de l’est).

     En France, l’organisme qui a la responsabilité du programme sur la fusion est le DRFC (Département de Recherche sur la Fusion Contrôlée), qui dépend, au sein du CEA (Commissariat à l’Énergie Atomique) de la DSM (Direction des Sciences de la matière)

     Le DRFC, qui emploie 300 personnes environ en permanence plus une cinquantaine de membres non permanents, est implanté à Cadarache. 

     Adresse : Association Euratom-CEA 

     DRFC 

     CEA-Cadarache F-13108 Saint Paul Lez Durance 

     Tel : 04.42.25.70.00 

     Site internet : http://www.fusion-magnetique.cea.fr

     Actuellement quatre sites, dont deux européens, sont en concurrence pour accueillir le projet :

     Cadarache en France, Vandellos en Espagne pour l’EUROPE,

Clarington près de Toronto pour le Canada et Rokkasho-Mura dans la Préfecture d’Aomori pour le japon. 

     Pour l’Europe, l’EFDA, a créé en octobre un organisme, EISS (European Iter Site Study), qui prépare les bases techniques pour les propositions de site. Ses objectifs sont : 

     -Établir la conformité des sites européens avec les exigences techniques du projet ITER. 

     -Identifier les éléments clés pour les procédures d’autorisation. 

     -Évaluer les aspects spécifiques de la construction d’ITER et le coût des opérations. 

     -Évaluer les impacts sociaux et environnementaux. 

     -Assister les négociateurs européens en leur procurant les informations sur les sujets précédents. 

     Une réunion des parties doit se tenir les 17 et 18 septembre 2002 à Toronto pour décider du choix du site. 

     JET, Joint European Torus projet européen en Angleterre, TFTR, Tokamak Fusion Test Reactor, aux USA, et JT-60 au Japon . 

     Ces projets ont été mis en service dans les années 80 après 10 ans de gestation. Les considérations financières ont conduit à réduire l’objectif. L’URSS a du renoncer à son projet T20. 

     Dans le projet JET le volume du plasma est 50 fois plus grand que dans TFR, l’intensité du courant dans le plasma est 10 fois plus grande. 

     Le projet TORE SUPRA construit en France à Cadarache est un tokamak de une taille plus modeste. Il a été mis en service en 1988 et utilise des aimants supraconducteurs (refroidis vers –270°C) qui ont permis d’obtenir des courants de plasma pendant des durées “longues” de 90 secondes. 

     Projet européen décidé au Conseil des ministres de la CE en juin 1978, au départ pour une durée de 12 ans, mais prolongé jusqu’en janvier 2000. 

     Actuellement, l’usage collectif de l’installation est gérée par l’EFDA (European Fusion Development Agreement) qui a été mis en place par la commission européenne pour une durée limitée de janvier 1999 jusqu’au 31 décembre 2002. 

     L’installation est localisée à ABINGDON près d’OXFORD en Angleterre. Son financement est assuré à 80% par Euratom, 10% par l’UKAEA (United Kingdom Atomic Energy Agency), le reste par des pays utilisateurs non membres d’Euratom. 

     Le principe est celui d’un TOKAMAK, caractérisé essentiellement par un confinement magnétique du plasma dans une chambre de configuration torique. Cette configuration, imaginée en URSS dans les années 60, s’est imposée comme la plus prometteuse pour la fusion contrôlée. 

     La mise en service est effective en 1983. Le JET est opérationnel en 1991, date à laquelle on effectue la première réaction entre du deutérium et du tritium directement injecté dans le mélange.

     Production d’une énergie de fusion de 21MJ. 

     Puissance de fusion produite de 16 MW avec un rapport puissance de fusion sur puissance fournie de 65%. 

     A noter que dans ces dernières expériences, la réaction a également été produite entre du deutérium et du tritium directement injecté dans la chambre. 

     Mise au point d’un divertor et d’un dispositif de manipulation à distance pour les éléments. 

     1.En 1998 les USA abandonnent le projet ITER et retirent leur participation financière et le personnel mis à disposition du projet. Succédant à l’arrêt définitif de leur projet national (TFTR) cela montre une défiance par rapport à l’avenir de la fusion contrôlée au moins dans la filière Tokamak telle qu’elle est envisagée dans le projet ITER. 

     La défiance provient surtout de la grande complexité de ces machines (les réacteurs à fission sont d’une simplicité extrême par comparaison) qui même si elles arrivent un jour à produire de l’électricité ne le feront sûrement pas dans des conditions économiques et industrielles acceptables. 

     En cause, en particulier, l’allumage du mélange qui nécessiterait des puissances de plusieurs gigawatts (soit la puissance fournie par plusieurs centrales nucléaires classiques fonctionnant simultanément !) et qui ne pourra être envisagé avec le projet ITER-FEAT. 

     2.La fusion rencontre des opposants dans le milieu nucléaire lui-même. Cette contestation s’est amplifiée avec l’arrivée des grands tokamak (JET et TFTR) Elle porte sur la conviction que jamais ces machines n’atteindront le stade de la rentabilité économique. 

     3.Une autre raison du retrait des USA du projet ITER est la lourdeur du fonctionnement dans la prise de décision. La coopération internationale impose des concertations complexes qui ralentissent les projets, les incertitudes sur les capacités de financement de certaines parties rendent aléatoire le calendrier de déroulement des opérations.

     Les arguments mis en avant pour justifier l’effort financier considérable que représente ce projet sont :

     La possibilité de fournir une quantité illimité d’énergie par un procédé qui génère peu de gaz à effet de serre (en considérant l’ensemble de la filière) et beaucoup moins de déchets radioactifs à vie longue que la filière nucléaire à fission.

     Le droit imprescriptible de la recherche de chercher là où elle veut sans que ses orientations soient soumises à un débat public. 

     4.La justification des projets se base sur l’augmentation de la demande d’électricité dans le monde. C’est le même argument qui avait été utilisé au début des années 70 pour justifier le dimensionnement du parc électronucléaire français. 

     7.Un autre argument est celui qui consiste à dire que ce mode de production d’énergie permettra de lutter contre le changement climatique. Une première réponse est de dire que la production d’électricité dans le monde n’est pas, et de loin, l’activité qui pèse le plus lourd dans la production des gaz à effet de serre. Dans ce domaine les économies d’énergie et le recours aux renouvelables, accessibles à tous les pays, font aussi bien que le nucléaire à un coût largement inférieur et sans produire de déchets. C’est dans les domaines des transports et de l’habitat que les gains significatifs sur la production de gaz à effet de serre pourront se  faire.

     12 Destruction des riches milieux de la forêt domaniale de Cadarache déjà déstabilisée par les sondages. Plantations faites depuis moins de trente ans avec des fonds publics et un engagement trentenaire de l’État d’en conserver la vocation forestière. Unité de population génétiquement pure de mouflons, avifaune du confluent Durance –Verdon.

     13 Élargissement des routes menant au site pour faire passer les transporteurs de pièces volumineuses du réacteur

     14 Pas de protection contre les séismes de magnitude 6 (survenu en 1909) 

     15 Pas de protection contre les chutes d’aéronefs. 

     16 En cas d’accident, en fonction de la direction des vents, c’est l’ensemble de la population de la région PACA qui est potentiellement menacée.

    3-5 L’ÉVALUATION DU PROGRAMME SUR LA FUSION PAR LA COMMUNAUTÉ EUROPÉENNE

     La CE s’est dotée d’un service d’évaluation des programmes scientifiques et techniques, la STOA (Scientific and Technological Options Assessments) qui a produit deux rapports sur la fusion :

En juillet 1991 un rapport rédigé par C. Sweet, T. Jackson, J. Sweet pour faire une analyse critique d’un rapport publié en 1989, commandé par la commission Européenne sur l’évaluation du programme européen de fusion. De cette analyse critique il ressort :

     1) Que le programme de fusion est classiquement un programme de recherche et développement qui doit être soumis aux règles ordinaires de la politique énergétique et à ses contraintes budgétaires. Or le rapport sur lequel porte la critique propose une méthode avec la réalisation successive d’objectifs scientifiques puis techniques avant de rendre le projet compatible avec les contraintes sociales, environnementales et financières. La fusion est présentée comme un impératif moral avec le postulat que c’est une énergie propre et inépuisable et que les considérations sociales, environnementales et autres n’ont pas à conditionner les choix scientifiques et techniques. 

     2) Le rapport incriminé a été rédigé par des rédacteurs directement liés au milieu de la fusion et est clairement orienté vers les intérêts de ce milieu. 

     La conclusion de cette analyse critique est qu’un nouveau cadre de prise de décision doit être mis en place avec la participation de spécialistes de la gestion et de l’évaluation de projets pris en dehors du milieu “ nucléaire ”. Il recommande que l’on applique à ces projets les règles classiques pour les technologies en développement. 

     En janvier 1998 un rapport rédigé par Michaël SHARPE “ the operational requirements for a commercial fusion reactor ” n’est pas plus convaincant. 

     CEA (Commissariat à l’Énergie Atomique). Établissement public de recherche et de développement à vocation scientifique, technique et industrielle, créé en 1945. Il comporte 6 directions opérationnelles dont la DSM. Avec un budget de 19 milliards de F en 1996, le CEA employait 17250 personnes pour les recherches civiles et militaires.

     DRFC (Direction de la Recherche sur la Fusion Contrôlée) organisme du CEA rattaché à la Direction des Sciences de la matière. Son siège est à Cadarache.

     DSM (Direction des Sciences de la Matière) une des 6 directions opérationnelles du CEA dont dépend la DRFC qui supervise les recherches sur la fusion contrôlée.

     EDA (Engineering Design Activities)

     Isotope Les noyaux des éléments contiennent des protons et des neutrons. Chaque élément est caractérisé par le nombre de protons dans le noyau. Les isotopes d’un même élément diffèrent par le nombre de protons dans le noyau. Le deutérium avec un neutron, le tritium avec deux neutrons sont des isotopes de l’hydrogène qui n’a exceptionnellement aucun neutron dans son noyau

     ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) Projet international dont l’objectif initial, jusqu’en 1998, était la réalisation d’un prototype de réacteur à fusion.

     ITER-CDA (Conceptuel Design Activities) 

     ITER-FEAT (Fusion Energy Advanced TOKAMAK). Réduction du projet ITER à un réacteur amplificateur d’énergie (atteignant le breakeven mais pas l’ignition). Décision prise en 1998 avec le retrait des USA du projet initial ITER. 

     JET (Joint European Torus)

     LAWSON (critère de Lawson). Ce critère donne, pour le plasma, la condition nécessaire pour obtenir l’ignition. Il s’énonce de la manière suivante : le produit de la densité de particule n, de la température T et du temps de confinement t doit être supérieur à une valeur donnée. Pour une température T de 100 millions de degré le produit nt doit être supérieur à 10²⁰ sm^-3 .

     Neutron Particule élémentaire non chargée électriquement ayant la même masse que le proton.

     STOA (Scientific and Technological Options Assessments) Organisme associé au Parlement Européen chargé de l’évaluation des choix scientifiques et techniques.

     Supraconducteur. C’est l’état d’un conducteur électrique porté à de très basses températures. Sa résistance électrique est alors rigoureusement nulle et le passage d’un courant électrique n’entraîne aucun dégagement de chaleur.

     Temps de confinement temps nécessaire pour qu’un plasma que l’on cesse de chauffer voit sa température divisée par 3. 

     TFR (Tokamak de Fontenay aux Roses) 

     TORE-SUPRA Le plus grand des Tokamak réalisé en France. Situé à Cadarache. Caractérisé par l’utilisation de bobines supraconductrices pour réaliser les champs magnétiques. 

     UKAEA (United Kingdom Atomic Energy Agency) 

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     La preuve de la faisabilité scientifique de la fusion thermonucléaire contrôlée comporte : . -démonstration de /'ignition d'un mélange ²H et ³H pendant environ 1000 s (par exemple) ; . -démonstration de la possibilité de récupérer /'énergie ; . 

     -démonstration du fonctionnement en continu ; . -démonstration de la possibilité de récupérer et augmenter par (n, 2n) sur le béryllium le nombre des neutrons sortant du système vers la « couverture » tritigène (à mettre au point) où se produit la réaction

     -mise au point des matériaux nécessaires ; -récupération et purification du tritium ³H ; . -fonctionnement, exploitation, maintenance et remplacement des composants ou des éléments défaillants, malgré le niveau élevé de radioactivité ; -étude de la sûreté, de la radioprotection, tant pour les travailleurs que pour les populations et /'environnement, et traitement des déchets ; 

     -étude des problèmes de protection contre la prolifération ; 

     -tout cela se fera sur plusieurs (à cause de la radioactivité) machines devant, pour beaucoup, fonctionner à la puissance maximale d’expérimentation, i. e. entre 1000 et 3000 MWth, à cause de la non-linéarité des phénomènes.

     L'encadre VII interdit-il de penser que la faisabilité scientifique complète, telle que décrite ci-dessus sur la base de ce même encadré VII, puisse advenir avant un nombre fort élevé de décennies ? Mais a cette distance dans le temps, aucune prévision de technologie, de durée, ni de succès éventuel, n'a de sens solide. Toutefois, doit-on considérer comme vraisemblable, à cause de la haute radioactivité des installations, qu'il faudrait, construire des machines successives différentes ? Doit-on considérer que le premier point de l’encadré VII n'est même plus programme dans son entier, faute d'un financement suffisant? Pourtant ce point étudié au début des années 90, était un excellent projet du point de vue scientifique et aurait permis d'engager fortement le processus de démonstration de la faisabilité scientifique. 

     -Faut-il parler de faisabilité technique ? Ou bien, les éléments techniques nécessaires devront-ils être déjà, pour la plupart, dans la démonstration de faisabilité scientifique ? 

     -Au moins, peut-on penser qu'il faudrait un prototype industriel, après les différentes machines concourant à montrer la faisabilité scientifique (et une faisabilité technique distincte ?) ? Peut-on entrevoir cela avant la deuxième moitié du siècle, si c'est vraiment réalisable ? 

     -Et après une exploitation de durée suffisante, des éléments d’évaluations comparatives des avantages, des inconvénients sur une machine de type série reliée a un à ? 

     A ce niveau d'avenir incertain, de complexité de ces équipements, de couplage étroit de la capacité de penser le futur avec les technologies d'aujourd'hui, n'est-il pas préférable de s’arrêter, de dire qu'on est dans l’inconnu quand on veut prévoir si loin et donc de dire aussi que pour le moment la fusion thermonucléaire ne peut pas encore être comptée, avec certitude, parmi les sources industrielles d’énergie qui contribueront dans les décennies qui viennent à maîtriser les changements climatiques ? N'est-ce pas plutôt un sujet d’étude de physique important auquel il faut assurer un soutien constant, persévérant, et a long terme comme on le fait dans bien d'autres domaines de la physique, dans le cadre général des recherches?