Experimental Advanced Superconducting Tokamak
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| EAST | ||
 Géométrie du tokamak EAST : vue 2D et 3D. | ||
| Administration | ||
|---|---|---|
| Pays |  Chine |
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| Ville | Hefei | |
| Coordonnées | 31° 51′ 00″ nord, 117° 16′ 00″ est | |
| Opérateur | Hefei Institutes of Physical Science, Académie chinoise des sciences | |
| Spécifications techniques | ||
| Type | tokamak | |
| Rayon majeur | 1,85 m | |
| Rayon mineur | 0,45 m | |
| Champ magnétique | 3,5 T | |
| Puissance de chauffage | 3 MW | |
| Courant dans le plasma | 1,0 MA | |
| Histoire | ||
| Année de construction | 1998 | |
| Date de mise en service | 2006 | |
| Précédé par | HT-7 | |
| Suivi par | CFETR (en cours d'étude) |
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| Divers | ||
| Site web | east.ipp.ac.cn | |
| Géolocalisation sur la carte : Chine
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L'Experimental Advanced Superconducting Tokamak ou EAST (en français : tokamak supraconducteur avancé expérimental ; en chinois : 先进实验超导托卡马克实验装置), désigné en interne par HT-7U (ou 人造太阳[1], 东方超环), est un réacteur tokamak supraconducteur à fusion par confinement magnétique expérimental situé dans le Hefei, en Chine. Les instituts de sciences physiques de Hefei mènent l'expérience pour l'Académie chinoise des sciences. Il fonctionne depuis 2006.
C'est le premier tokamak à utiliser des aimants supraconducteurs toroïdaux et poloïdaux. Il vise des impulsions plasma allant jusqu'à 1 000 secondes.
Il remplace le réacteur HT-7, et sera suivi dans les années 2020 par China Fusion Engineering Test Reactor.
Phase I
EAST a suivi le premier dispositif tokamak supraconducteur de Chine, baptisé HT-7, construit par l'Institut de physique du plasma en partenariat avec la Russie au début des années 1990.
Le projet a été proposé en 1996 et approuvé en 1998. Selon un calendrier de 2003[2] bâtiments et installations du site devaient être construits l'année même, et l'assemblage du Tokamak devait avoir lieu de 2003 à 2005.
La construction s'est achevée en et le , le « premier plasma » a été réalisé.
Selon les rapports officiels, le budget du projet est de 300 millions de yuans (environ 37 millions de dollars), soit environ 1/15 à 1/20 du coût d'un réacteur comparable construit dans d'autres pays[3].
Le , le premier plasma a été réalisé — le premier test a duré près de trois secondes et a généré un courant électrique de 200 kA[4].
En , « le réacteur créait un plasma d'une durée de près de cinq secondes et générant un courant électrique de 500 kA »[5].
Le , EAST a réalisé son premier plasma en mode H par LHW seul.
En , EAST est devenu le premier tokamak à maintenir avec succès le plasma en mode H pendant plus de 30 secondes à ~ 50 millions de kelvins.
Phase II
Le , la cérémonie d'inauguration du projet de système de chauffage auxiliaire EAST a eu lieu, signifiant l'entrée d'EAST dans la « Phase II ».
Le , après une interruption de mise à niveau de près de vingt mois depuis , EAST était prêt pour la première série d'expériences en 2014.
En , EAST atteignait des courants de 1 MA en mode H pendant 6,4 secondes[6].
En , une impulsion de plasma a été maintenue pendant un record de 102 secondes à environ 50 millions de kelvins[7]. Courant de 400 kA et densité de plasma d'environ 2,4 x 1019/m3 avec une température qui augmente lentement.
Le , EAST est devenu le premier tokamak à maintenir avec succès le plasma en mode H pendant plus d'une minute à environ 50 millions °C[8].
Le , EAST est devenu le premier tokamak à maintenir avec succès le plasma en mode H pendant plus de 100 secondes à environ 50 millions °C[9].
Le , EAST a franchi le cap des 100 millions de °C[10].
En , EAST a battu le record mondial avec 120 millions de °C pendant 101 secondes[11], et 160 millions de degrés pendant 20 secondes[12].
En , EAST a battu le record mondial avec 70 millions de degrés °C pendant plus de 17 minutes (1 056 secondes)[13].
Le , EAST est le premier à maintenir avec succès un plasma en mode H pendant 403 secondes[14].
Objectifs en physique
La Chine est membre du consortium ITER, et EAST est un banc d'essai pour les technologies ITER. EAST a été conçu pour tester :
- les électroaimants supraconducteurs du champ poloïdal en niobium-titane, ce qui en fait le premier tokamak avec des aimants toroïdaux et poloïdaux supraconducteurs ;
- l'entraînement de courant non inductif (en anglais : Non-inductive current drive) ;
- les impulsions jusqu'à 102 secondes avec un courant plasma de 0,5 MA ;
- le contrôle des instabilités du plasma grâce à des diagnostics en temps réel ;
- les matériaux pour le divertor et les composants face au plasma (en anglais : Materials for diverters and plasma facing components) ;
- le fonctionnement avec {{{1}}} et facteur de confinement H89 > 2.
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