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06 juin 2018
Un double biseau pour faire la différence

Une optimisation de géométrie permettrait d’éviter la surchauffe des monoblocs en tungstène du divertor externe d’ITER.

En effet, le détail de la forme géométrique de ces éléments joue de façon critique sur les flux de chaleur reçus localement et in fine sur l’intégrité des composants. Une étude récente effectuée à l’IRFM propose une géométrie qui limiterait la surchauffe locale des monoblocs en tungstène du divertor d’ITER, en usinant un biseau simultanément dans les directions toroïdales et poloïdales.

 

Dans la plupart des tokamaks, le divertor est l’élément chargé d’extraire la puissance arrivant au bord du plasma (de l’ordre de 100MW dans ITER) et d’en optimiser la répartition pour éviter la fusion des composants face au plasma. Cet élément est donc soumis à des flux de chaleurs colossaux, de l’ordre de 10 MW/m2 en stationnaire, soit du même ordre de grandeur que les flux de chaleur à la surface du soleil. Parce qu’il s’agit d’un élément particulièrement critique pour la réussite d’ITER, la plateforme WEST a été récemment démarrée à l’IRFM afin de tester en environnement tokamak des composants représentatifs des constituants du divertor d’ITER.

En raison de l’incidence rasante des lignes de champ magnétique, lesquelles conduisent la plus grande partie du flux de chaleur, le détail de la forme géométrique des éléments du divertor joue de façon critique sur les flux de chaleur reçus localement et in fine sur leur intégrité. En effet, le divertor d’ITER fonctionnera dans des conditions très proches des limites opérationnelles (température maximale). Une géométrie optimisée permet d’améliorer la performance mais au prix d’une réduction des tolérances mécaniques de fabrication et de montage qui a bien sûr un coût. Il s’agit d’une question encore ouverte, qui fait l’objet d’une modélisation détaillée à l’IRFM via des contrats passés par ITER Organization. La plus récente de ces études fait apparaître une solution d’optimisation géométrique pour limiter la surchauffe des bords d'attaque (qui mènerait à une fusion locale) des monoblocs en tungstène sur le divertor externe.

 
Un double biseau pour faire la différence

Cassette de divertor d'ITER. L'encadré (1) illustre la réponse thermique des monoblocs n'ayant qu'un biseau toroïdal. Les bords supérieurs (flèche bleue) sont en surchauffe de 300°C. L'encadré (2) démontre l'efficacité de la solution à biseau toroïdal-poloïdal. La surchauffe des bords est éliminée.

Les cibles verticales du divertor d’ITER seront constituées d’environ 110000 éléments. Ces éléments sont inclinés par rapport aux lignes de champ magnétiques incidentes (~3°) de façon à répartir le flux de chaleur en provenance du plasma sur la surface la plus large possible. Les tolérances de fabrication et d’alignement attendues font qu’inévitablement des bords d'attaque recevront de plein fouet les flux de chaleur (avec une incidence proche de 90°) ce qui entraînera leur fusion. Une première possibilité pour éviter ceci est d’usiner les monoblocs avec un biseau dans la direction toroïdale afin de masquer les bords d'attaque. Une étude récemment publiée montre que ceci ne résout que partiellement le problème [J. P. Gunn, et al., Nucl. Fusion 57, 046025 (2017)] : certains coins et côtés des monoblocs restent exposés au flux de chaleur en raison de l’inclinaison des lignes de champ magnétique.

Suite aux recommandations d’un panel d’experts en septembre 2016, de nouvelles études ont alors été commandées à l’IRFM pour poursuivre l’optimisation géométrique des monoblocs. Une nouvelle idée a été testée et modélisée : sur le divertor externe il est possible de masquer tous les coins et les bords exposés en mettant en œuvre un biseau simultanément dans les directions toroïdales et poloïdales. Les calculs montrent que les problèmes de surchauffe peuvent être considérablement réduits ou même éliminés, au prix d'une légère augmentation de l'échauffement global de 5 à 30% en fonction de la profondeur du biseau. La faisabilité de l'implantation de cette géométrie optimisée et ses conséquences sur le coût et la complexité de fabrication du divertor doivent encore être évaluées.

 

La modélisation mise en œuvre par le CEA/IRFM pour obtenir ces résultats est un calcul détaillé des trajectoires des particules en tenant compte notamment des effets de largeur d’orbite (mouvement de giration des ions et des électrons autour des lignes de champ magnétique), de la forme détaillée des composants du divertor, ainsi que de la distribution du flux de chaleur dans la zone périphérique du plasma.

Ces études illustrent l’importance de la modélisation des flux de plasma pour le design détaillé des divertors pour le succès de futurs réacteurs à fusion (comme DEMO et les tokamaks chinois et coréen actuellement en phase de conception) et pourraient conduire à engager un programme expérimental de test de composants spécifiques à double biseau sur la plateforme WEST.

 

Maj : 11/06/2018 (666)

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