Le réacteur thermonucléaire expérimental international (International Thermonuclear Experimental Reactor – ITER) en cours de construction depuis 2010 sur le site de Cadarache (INB 174) et attenante aux installations du CEA sera un réacteur expérimental de fusion, dont l’objectif est la démonstration scientifique et technique de la maîtrise de l’énergie de fusion thermonucléaire obtenue par confinement magnétique d’un plasma de deutérium‑tritium, lors d’expériences de longue durée avec une puissance significative (puissance de 500 MW développée pendant 400 s). Ce projet international bénéficie du soutien financier de la Chine, de la Corée du Sud, des États‑Unis, de l’Inde, du Japon, de la Russie et de l’Union européenne, qui fournissent en nature certains équipements du projet.
Les quantités importantes de tritium qui seront mises en jeu dans cette installation, le flux neutronique intense, ainsi que l’activation des matériaux qui en résulte constituent des enjeux particuliers du point de vue de la radioprotection et représenteront d’importants défis pour la gestion sûre des déchets pendant l’exploitation et lors du démantèlement de l’installation.
À la suite de la présentation par ITER Organization (IO) en 2024 d’un nouveau scénario de référence pour le projet, des échanges ont été engagés pour permettre de définir les évolutions réglementaires induites par ce changement de stratégie.
Pour rappel, ce nouveau scénario de référence prévoit une exploitation en plusieurs phases, correspondant aux séquences principales du programme expérimental, et comporte des modifications de certains choix de conception de l’installation. Compte tenu notamment de difficultés identifiées par l’exploitant pour fournir une démonstration de sûreté aboutie pour l’ensemble de la durée de vie du projet, IO souhaite appliquer le principe d’une démonstration de sûreté par étapes, suivant les phases successives de mise en service et d’exploitation. Cette démarche s’appuiera sur une stratégie d’acquisition progressive de connaissances, celles acquises lors d’une phase devant permettre la démonstration de sûreté de la suivante.
Des éléments supplémentaires pour établir une vision globale sur les évolutions décidées et sur leur impact sur les différentes composantes du projet sont attendus, dans le cadre de la demande de modification de la décision 2013-DC-0379 qui devrait être transmise en 2026. Il est nécessaire pour IO d’identifier et d’analyser l’impact des modifications envisagées ou engagées sur les enjeux de sûreté nucléaire et de radioprotection, tant sur la démonstration de sûreté que sur l’environnement et, plus globalement, sur les intérêts protégés.
Les travaux sur le site et la fabrication des équipements sont toujours en cours, avec notamment la poursuite de la réparation des secteurs du tokamak, pour corriger les écarts dimensionnels et les problématiques de corrosion sous contrainte des circuits de refroidissement des écrans thermiques. Fin 2025, trois secteurs de la chambre à vide, sur les neuf qui la composent, étaient positionnés dans le puits du bâtiment Tokamak.
Concernant l’assemblage de la chambre à vide, qui ne pourra être engagé qu’après une autorisation de l’ASNR, conformément à la prescription INB no 174-07 de la décision no 2013-DC-0379 modifiée de l’ASN du 12 novembre 2013, IO prévoit la transmission d’un dossier de demande en 2026.
L’ASNR a poursuivi en 2025 l’instruction technique de la nouvelle demande d’autorisation de prise d’eau et de rejets d’effluents non radioactifs pour la phase de construction de l’installation. Cette instruction a conduit à la demande par IO de la modification du périmètre de l’INB pour y inclure l’ensemble des installations et équipements concernés par ces rejets.
Cinq inspections ont été réalisées sur le site en 2025 et ont permis d’aborder diverses thématiques, tant organisationnelles que techniques. Ainsi, des vérifications ont été réalisées sur la nouvelle organisation retenue par IO concernant la sûreté et la responsabilité de la surveillance des intervenants extérieurs au sein des équipes projet. Elles ont aussi porté sur les évolutions de contrats, le traitement des écarts et la déclinaison des exigences définies, ainsi que sur la traçabilité de la documentation de suivi, de contrôle et de surveillance. Les inspections ont également permis de contrôler des activités, dont la qualification, sur des équipements de la chambre à vide, sur des systèmes de refroidissement ou de vide, ainsi que sur des systèmes de chauffage et de gestion des combustibles.
Un réacteur d’irradiation est utilisé principalement pour des irradiations de matériaux ou pour produire des radionucléides à des fins médicales ou industrielles. On appelle « irradiation » l’action d’exposer un organisme, un matériau ou un objet à des rayonnements ionisants. L’irradiation est en générale intentionnelle, dans le cas de la radiographie médicale par exemple, ou de la stérilisation (de certains aliments ou matériels médicaux).
Date de la dernière mise à jour : 10/06/2026
Appréciations 2025
Sur la base des inspections réalisées, l’ASNR relève que la déclinaison des évolutions de l’organisation de la sûreté ou de la surveillance n’est pas encore finalisée, et que les efforts doivent encore se poursuivre sur la traçabilité des activités importantes pour la protection des intérêts. Cela concerne notamment la qualité du traitement des écarts, ou le volume des actions de vérification. Plus globalement, la prise en compte de l’impact des nombreuses évolutions et modifications techniques engagées apparaît insuffisante et nécessite une plus grande attention.
