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Le 12 décembre 2017, la dernière bobine de champ toroïdal du tokamak supraconducteur JT-60SA en cours d’assemblage au Japon est sortie des ateliers General Electric (ex Alstom) de Belfort. Ce jalon important conclut brillamment la contribution française pour la fourniture de 10 des 20 aimants principaux du tokamak japonais.

Ce 12 décembre 2017 au matin, la 10ème et dernière [1] bobine de champ toroïdal pour le tokamak supraconducteur JT-60SA est sortie des ateliers General Electric (ex Alstom) de Belfort. Comme ses neuf sœurs avant elle, cette bobine est en chemin vers le CEA Saclay où elle sera testée aux conditions nominales de température de fonctionnement (4.5 K, -268,5°C) et de courant (27,5 kA), dans la station d’essai cryogénique dédiée. Il est attendu par toute l’équipe CEA conduite avec brio par Patrick Decool, que cette bobine, comme celles qui l’ont précédée, satisfasse sans faillir aux critères de recette finale qui inclut également un test de transition résistive, dit test de quench, permettant de mesurer la marge de fonctionnement en température de ces bobines, dont le bon fonctionnement est la base des futurs succès de JT-60SA. C’est une aventure technique et humaine de plus de dix ans qui est en passe de s’achever dans les jours à venir, et qui a compris bien des étapes depuis la définition des spécifications, du design, la contractualisation, la définition, la qualification et la validation des processus de fabrication, la mise en place qu’un contrôle qualité exigeant avant le lancement des premières fabrications en décembre 2013.

Stargate... et les 7 principaux acteurs de cette aventure commune devant leur porte vers les étoiles

Des liens de confiance très étroits ont été construits aux longs de toutes ces années entre les équipes japonaises de QST (ex JAEA), européennes de F4E, et françaises du CEA et d’Alstom-General Electric. Et c’est avec nostalgie que les membres de ces équipes voient se tourner une page importante de leur activité. Toutefois, chacun des acteurs de ce grand succès technique et organisationnel pourra légitimement en retirer la fierté d’avoir accompli un grand œuvre pour le développement des recherches sur la fusion contrôlée, avec le sentiment très fort d’avoir ouvert une nouvelle porte vers les étoiles.   [1] Les bobines complémentaires sont fabriquées en Italie par ENEA-ASG  

12 bobines installées dans JT-60SA (octobre2017)

Le CEA et le Ministère de la Science et de la Technologie de la République Populaire de Chine (MOST) ont signé les 23 et 24 novembre 2017 à Pékin la création du Centre franco-chinois sur l’énergie de Fusion (SIFFER, SIno-French Fusion Energy centeR). Cet accord-cadre de coopération permet aux deux pays d’intensifier leur collaboration sur la Recherche et le Développement Scientifique et Technique pour la Fusion.

L’accord-cadre de création de SIFFER a été signé le 23 novembre 2017 par M. Gabriele FIONI, Directeur des Coopérations Internationales du CEA et M. Dongbai YE, Directeur Général du département de la Coopération Internationale du MOST. Cette signature s’est accompagnée d’une Déclaration Politique Intergouvernementale signée le 24 novembre par M. Jean-Maurice RIPPERT, Ambassadeur de France en Chine, et M. Zhigang WANG, Vice-Ministre du MOST, en marge de la Rencontre sur le Dialogue de Haut niveau sur les Echanges Humains, et en présence de M. Jean-Yves LE DRIAN, Ministre des Affaires étrangères de la République Française et de Madame LIU, vice Premier Minisre de la République Populaire de Chine.   L’accord de mise en œuvre de SIFFER (Implementing Agreement) a ensuite été signé le 24 novembre 2017 par M. Gabriele FIONI, Directeur des Coopérations Internationales du CEA, M. Delong LUO, Directeur de l’Agence ITER-Chine, M. Yuntao SONG, vice-Directeur de l’Institut ASIPP (Académie des Sciences de Chine), et M. Xuru DUAN, Directeur de l’Institut SWIP (China National Nuclear Corporation), établissant ainsi la gouvernance formelle de l’accord.

MM. Song, Fioni, Luo et Duan lors de la signature de l'Implementing Agreement SIFFER

Les quatre membres du consortium SIFFER que sont le CEA/IRFM, l’agence domestique ITER-Chine, porteuse du programme fusion chinois, et les deux plus importants Instituts de fusion chinois (ASIPP de l’académie des sciences et SWIP du CNNC) vont désormais pouvoir mener en commun des actions de R&D scientifiques et technologiques dans le domaine de la fusion. Les thématiques couvertes sont le soutien à ITER Organization et ses partenaires, le développement de technologies pour la fusion, la R&D en physique et le développement de logiciels de sûreté et de normes techniques pour la fusion. Il s’appuie, en particulier, sur des activités conjointes au niveau de l’exploitation scientifique des machines de fusion française et chinoises (WEST, EAST, HL2A, HL2M), et sur les activités de R&D en accompagnement des études de conception des machines de fusion du futur (tokamaks ITER, CFETR, ..). SIFFER a vocation à mutualiser et optimiser l’utilisation des moyens humains et scientifiques des différents Instituts impliqués et devient ainsi un acteur de tout premier plan mondial dans le domaine de la R&D en Fusion.

Plus d'infos sur http://www.siffer.science/

Dans le cadre de l’approche élargie d’ITER, le CEA s’est engagé à fournir les alimentations électriques de quatre des dix  bobines poloïdales et des bobines toroïdales pour le tokamak Japonais JT-60SA. Arrivées au Japon en juin 2016, ces alimentations ont été installées et testées à pleine puissance sur charge. Elles ont été validées en septembre 2017.

L‘installation des alimentations fournies par le CEA  a débuté dès juillet 2016, le mois suivant leur livraison sur le site QST de Naka. Avec l’aide d’un installateur local (entreprise NAT), cette étape, d’une durée totale de près de 8 mois, s’est déroulée en 2 phases: Le montage (tel un mécano) des divers composants (armoires, inductances, jeux de barres, …) et leur ancrage pour répondre aux sévères normes parasismiques japonaises Le raccordement des alimentations aux sources (transformateurs), charges (jeux de barres vers bobines supraconductrices) et autres utilités (système de refroidissement et contrôle) du tokamak JT-60SA Une fois les alimentations installées et raccordées, c’est l’indispensable phase de pré-commissioning qui a pu débuter. Elle rassemble tous les contrôles nécessaires avant la mise sous tension pour éviter toutes casses de composants. En effet, ce sont tous les signaux internes et externes, les capteurs (tension, courant, température, débit…), les commandes thyristors (semi-conducteurs de puissance), l’ordre d’arrivée des phases transformateurs, les sécurités, … qui ont été méthodiquement contrôlés un à un pour que les tests en puissance soient réalisés dans les meilleures conditions de sécurité technique et humaine possibles. Ces premiers contrôles effectués, les alimentations ont été mises sous tension avec succès afin d’entamer la dernière phase dite de commissioning sur charge où chaque alimentation a été pilotée en local et depuis un PC simulant le futur système de supervision pour atteindre leurs spécifications maximales en tension (900v pour les alimentations des bobines poloïdales (EF) et 80v pour l’alimentation des bobines toroïdales (TF)) et en courant (20kA pour les alimentations EF et 25,7kA pour l’alimentation TF) dans les conditions de fonctionnement les plus sévères (220s ON / 1580s OFF pour les alimentations EF et 8h en continu pour l’alimentation TF). La validation effectuée en septembre 2017 de ces 5 alimentations de puissance permettra de signer la clôture du projet débuté en mars 2013. Elle est  prévue début 2018, après la formation des opérateurs Japonais et la remise des documents finaux.   Olivier BAULAIGUE (STEP/GELEC)

Installation de l'alimentation électrique de la bobine poloïdale EF3

Fin des tests de validation sur site

Le premier grand composant pour le système magnétique d’ITER est arrivé à l’IRFM (Institut de Recherche sur la Fusion par confinement Magnétique du CEA) pour y être testé. Cet évènement méritait d’être souligné au plus haut niveau. Ainsi, Bernard Bigot, DG d’ITER Organisation, Luo Delong, directeur de l’Agence domestique chinoise en charge de la fourniture de composants d’ITER par la Chine et Alain Bécoulet, directeur de l’IRFM ont accueilli avec enthousiasme ce composant de plusieurs tonnes qui matérialise la collaboration internationale lancée il y a dix ans pour construire ITER.

Cet imposant composant de près de 8 m de long, 4 m de haut et 2,5 m de large pour un poids de 6,6 tonnes, appelé « feeder » en anglais, permettra d’alimenter l’une des bobines supraconductrices d’ITER (la bobine poloïdale n°4) en hélium liquide et en courant. C’est également par ce « feeder » que passent les câbles d’instrumentation de la bobine. Le composant qui sera testé conjointement par les équipes du CEA et d’ITER n’est qu’un maillon de l’un des 31 feeders que livrera la Chine et qui mesurent entre 30 et 50 mètres de long chacun. Il n’en reste pas moins un élément d’une technologie complexe composé de supraconducteurs, d’alimentations électriques supraconductrices, de tuyauteries et vannes cryogéniques, d’instrumentation, d’écrans thermiques et d’une chambre à vide. Il permet d’assurer le passage de l’hélium d’un gradient de température de 300 k à 4 k (c’est-à-dire de la température ambiante à -269 °C). C’est le premier d’une longue série de composants technologiques, preuve concrète de l’effort conjoint de plusieurs dizaines voire centaines de personnes à travers le monde. Cet élément sera positionné dans l’anneau qui supporte le cryostat avant que ce dernier ne soit achevé. Son arrivée témoigne des progrès de la construction du projet ITER. Et pour Bernard Bigot : « Un jour - qui n’est pas si loin - ces composants formeront une machine bien réelle ».

MM. Bigot, Bécoulet, Delong et Mitchell pendant la cérémonie

Ce premier composant sera scrupuleusement examiné dans le laboratoire MIFI (Magnet Infrastructure Facilities for ITER) du CEA. En effet, il subira des tests d’isolement haute-tension, de vérification des dimensions et de détection de fuite. Ces tests valideront son bon fonctionnement avant son installation définitive dans le bâtiment tokamak d’ITER. D’autres composants arriveront à l’IRFM dans les mois à venir, amplifiant ainsi la collaboration entre ITER et le CEA, ce dernier apportant son expertise et ses compétences pour la réalisation de cette incroyable machine.   Voir aussi : News ITER : Magnet system - First superconducting component ready for tests Vidéo sur le sujet  

A droite, le composant dans les locaux MIFI du CEA

Une équipe de l’IRFM a réalisé de premières simulations numériques en 3D de la turbulence du plasma de fusion en géométrie « divertor », identique à celle d’Iter. Elle a pu ainsi étudier l’impact de cette configuration magnétique sur la couche limite du plasma qui canalise l’énergie sortant du plasma, permettant d'envisager des moyens de contrôle des flux thermiques impactant les composants de la machine.

Le développement de la fusion nucléaire contrôlée par confinement magnétique va bientôt franchir une étape clé avec le démarrage à venir du réacteur expérimental ITER, en construction à Cadarache dans le sud de la France. Le changement d’échelle d’ITER par rapport aux installations existantes, nécessaire pour améliorer les performances du réacteur, soulève de nouveaux défis. Une des questions clés est celle de la prédiction et du contrôle des flux de chaleurs sortant du plasma (de l’ordre de 100MW) et se déposant sur la paroi du réacteur. Le confinement du plasma, nécessaire et bénéfique pour l’obtention de réactions de fusion dans le cœur du réacteur, conduit en effet à une localisation de ces flux dans un canal très étroit dans la partie du plasma en contact avec la paroi. Cette puissance est alors déposée sur une surface réduite (de l’ordre du m2). L’amplitude et la distribution exacte de ce flux d’énergie est critique pour le design et l’opération de la machine, en particulier la stratégie de dissipation de ce flux avant qu’il n’atteigne la paroi. Or la modélisation de cette phénoménologie repose aujourd’hui essentiellement sur des lois empiriques avec un degré d’incertitude important. Dès lors la modélisation numérique se révèle indispensable afin de progresser dans la compréhension et la prédiction des phénomènes en jeu. En particulier, le transport de l’énergie dans le plasma périphérique fait intervenir des processus turbulents, intrinsèquement non-linéaires. Par ailleurs, ITER s’appuiera sur une géométrie complexe du champ magnétique, dite « divertor », dans laquelle le plasma a une forme de D avec un croisement des lignes de champ dans la partie basse du tokamak (le « point X »).

Depuis quelques années, l’IRFM s’est positionné comme un des leaders mondiaux de cette problématique grâce au développement et à l’exploitation du code de modélisation numérique du plasma de bord TOKAM3X. Ce code, co-développé en collaboration avec le laboratoire M2P2 de l’Université d’Aix-Marseille, permet de décrire en 3 dimensions la turbulence et le transport des particules et d’énergie associé. La figure ci-contre montre les fluctuations de la densité du plasma et du potentiel électrique telles que simulées par TOKAM3X. Celles-ci sont le principal contributeur au transport de la chaleur dans le plasma et permettent d’expliquer l’étalement du flux d'énergie sur la paroi. En 2017, les équipes de l’IRFM et du M2P2 ont franchi une étape clé du développement du code TOKAM3X en traitant également le problème du transport turbulent de l’énergie dans une géométrie de type "divertor". Cette nouveauté place le code dans la position unique à l’échelle mondiale de modéliser l’écoulement de la chaleur dans le plasma de bord dans la géométrie d’intérêt pour ITER. La figure  montre les fluctuations de densité simulées en géométrie divertor. La turbulence se structure en filaments et s’organise de manière complexe dans l’espace en réponse à la géométrie du champ magnétique. La présence du point X se traduit par une déformation importante de ces fluctuations, tel qu’observée dans les expériences grâce à des caméras ultra-rapides. Par ailleurs, les simulations prouvent que la couche limite qui canalise l’énergie quittant le plasma peut être contrôlée en adaptant la géométrie du divertor. Ces résultats permettent d’envisager des stratégies pour étaler le flux d’énergie sur les parois, apportant des éléments de réponse à la problématique de l’extraction de l’énergie du réacteur de fusion.

Visualisation de la turbulence dans le plasma de bord telle que simulée par le code TOKAM3X en géométrie divertor. A gauche, les fluctuations du potentiel électrique ; à droite, les fluctuations de densité à un instant donné. Le point X, spécificité de la géométrie divertor, est visible dans le bas du plasma.

Pour en savoir plus : Drive of parallel flows by turbulence and large-scale E × B transverse transport in divertor geometry, Nuclear Fusion - DOI: 10.1088/1741-4326/aa5332

Un endoscope de thermographie infrarouge développé par l’IRFM équipe désormais le tokamak WEST. Sa très haute résolution spatiale (100 microns) permettra d’étudier avec finesse le comportement thermique du divertor, un organe critique pour Iter.

Destiné à extraire les flux de chaleur et de particules s’échappant du plasma, le divertor est constitué d’assemblages de monoblocs de tungstène refroidis par circulation d’eau. Ces éléments soumis à des températures extrêmes peuvent s’endommager, jusqu’à fusionner. Ce nouveau diagnostic mise en place sur WEST permettra d’observer leur comportement thermique, et d’étudier les effets d’un désalignement entre deux monoblocs ainsi que différents types de géométrie, avec une résolution spatiale jamais atteinte pour ce type d’instrument. L’endoscope optique permet d’observer une zone de 64 x 51 mm². Un système de miroirs motorisés rendra possible le déplacement de cette zone d’observation sur différents points d’intérêt du divertor. L’image formée à la longueur d’onde de 1,7 µm est recueillie sur une caméra infrarouge développée à l’IRFM, dont le blindage refroidi est capable de supporter l’environnement magnétique extrême du tokamak. Le domaine de températures mesuré s’étend de 300° à 3 400°C. Ce diagnostic délivrera des données qui serviront notamment à préciser le cahier des charges du divertor d’Iter

Vue CAO de la visée de l'endoscope et photo du diagnostic Très Haute Résolution avant son installation sur le tokamak

Photo des composants du divertor dans WEST et image obtenue avec le diagnostic très haute résolution

Le « René Pellat Memorial Festival Prize » vise à distinguer un jeune chercheur pour ses travaux remarquables en physique des plasmas développés lors du Festival de Théorie. Mlle CHE a reçu le 6 juillet ce nouveau prix mise en place en 2017 à l’initiative du CEA.

Le « Festival de théorie » qui se tient tous les deux ans à Aix en Provence réunit des experts internationaux et de jeunes chercheurs sur la thématique de la physique des plasmas*. C’est parmi ces derniers qu’un jury composé de membres du Comité scientifique du Festival a choisi de remettre, pour la première fois, un prix à la mémoire de René Pellat créé spécifiquement pour cette manifestation. L’objectif est de récompenser un jeune scientifique pour sa contribution lors des derniers Festivals de Théorie. Mlle Haihong CHE, chinoise d’origine en poste actuellement au Département d’Astronomie de l’Université du Maryland (USA), est l’heureuse première lauréate de ce prix. Le comité de sélection a indiqué que :« Docteur Che a ouvert de nouvelles portes grâce à sa contribution dans le domaine de la physique des plasmas. Son travail a permis la réalisation de simulations numériques synthétiques, d’analyses théoriques ainsi qu’une compréhension fine de données expérimentales qui ont amené des résultats uniques et novateurs. Elle a fait preuve de créativité pour développer de nouvelles approches permettant d’élucider des interactions plasmas fondamentales. Ses contributions au Festival en 2015 et 2017 ont été très appréciées pour leur caractère pionnier et stimulant. » Cette dernière a souligné les bénéfices qu’elle a tirés de cette manifestation à laquelle elle participe depuis 6 ans et dont les échanges lui ont inspiré de nouvelles idées.

Mlle Hailong CHE

Le « René Pellat Memorial Festival Prize » lui a été remis par Alain Bécoulet, Directeur de l’IRFM, lors de la soirée de Gala organisée au Musée Granet d’Aix en Provence pour les participants au Festival de Théorie. M. Bécoulet en a profité pour évoquer la mémoire de René Pellat, grand scientifique français aux multiples distinctions qui fut, à la fin de sa carrière, Haut-Commissaire à l’énergie atomique (CEA) et qui joua un rôle clé dans la décision de construire Iter à Cadarache. Les sponsors du Festival (la Métropole Aix-Marseille Provence, la Ville d’Aix en Provence, Aix Marseille Université et A*MIDEX, la Fédération de Recherche sur la Fusion par Confinement Magnétique (FR-FCM), la société Française de Physique et les industriels Air Liquide et Vinci-Cegelec-Omexom) ont été chaleureusement remerciés pour leur soutien qui a permis de recevoir la centaine de participants au Festival, dont une vingtaine d’étudiants internationaux, dans de très bonnes conditions. Cette soirée a permis aux scientifiques de se frotter à l’art moderne et contemporain en visitant la très belle exposition consacrée à la Galerie Jeanne Bucher Jaeger.

Visite de l'exposition Jeanne Bucher Jaeger lors de la soirée de gala

*Le Festival de Théorie est une manifestation scientifique internationale, créée en 2001 sous l'impulsion de Monsieur Jean Jacquinot, actuel Conseiller scientifique auprès du Directeur Général d'ITER, qui la soutient depuis ses débuts. Elle se déroule toutes les années impaires à Aix-en-Provence, au mois de juillet. La 9ème édition se tient sur 4 semaines, du 26 Juin au 20 Juillet 2017. Comme lors des éditions précédentes, les deux premières semaines du congrès sont consacrées à la présentation de nouveaux résultats interdisciplinaires, couvrant la fusion par confinement magnétique, l'astrophysique et la géophysique, et à des cours à l'attention des jeunes chercheurs. Les deux dernières semaines, des projets de recherche sont menés par de jeunes chercheurs brillants, sélectionnés sur dossier, encadrés par un expert senior. Le format interdisciplinaire et la longue durée remplissent une triple vocation : renforcer les collaborations transdisciplinaires, former de jeunes chercheurs de haut niveau, et présenter les travaux les plus récents en promouvant de nouvelles idées.

Le diagnostic visible/infrarouge est développé par le CEA dans le cadre d'un consortium avec Ciemat (E) et Bertin Technologies (F). Le modèle de conception a été promu comme modèle de référence au niveau européen dans la base de données ITER.

Le diagnostic Visible Infrarouge d'ITER est un diagnostic clé pour le tokamak en construction à Cadarache. L’IRFM est le leader d'un consortium comprenant CIEMAT et Bertin Technologies qui développe les composants de ce diagnostic très complexe pour le compte de l'agence domestique européenne F4E. Le système équatorial visible grand angle / infrarouge (WAVS) est l'un des principaux diagnostics d'ITER consacré à la protection de la machine. Il permettra la surveillance grand champ des composants internes de la machine. Ce système passe par la thermographie infrarouge (plage de 3-5μm) et l’observation dans le visible (600-700 nm) des principaux composants face au plasma. L'objectif est d'examiner au moins 80% de la surface totale de la chambre à vide. Ainsi, 15 lignes de visée seront installées dans quatre ports équatoriaux permettant de surveiller la température de surface des principaux composants dans l'enceinte à vide et d'imager l'émission du plasma de bord dans le visible.

L’équipe du consortium s’est focalisée sur les composants du port équatorial 12 qui devra être disponible pour les premiers plasmas d’ITER. Le système se compose de trois lignes de vue indépendantes, deux vues tangentielles et une dirigée vers les monoblocs internes du divertor bas. Chaque ligne de la partie port-plug est basée sur un concept similaire : des miroirs de têtes activement refroidis pour capter le signal, une chicane pour limiter le flux neutronique, puis à l’arrière, un ensemble optique permettant de sortir les images du port-plug. Après plusieurs mois d’études, la conception de ces composants a atteint un degré de maturité suffisant pour être acceptée dans la base de données officielle ITER. Le modèle est maintenant la référence pour l’agence domestique européenne F4E.

Dans le cadre d'un projet Eurofusion, l'IRFM a conçu, fabriqué et qualifié des maquettes de composants face au plasma pour le futur réacteur DEMO. Ces maquettes utilisant un matériau innovant ont résisté à des flux thermiques jusqu'à 25 MW/m2.

 Afin de répondre aux contraintes extrêmes subies par ce divertor en termes de flux de chaleur (~10 MW/m² en stationnaire et 20 MW/m² en transitoire) et de flux neutroniques (<10 dpa), plusieurs options de design et de matériaux sont envisagées pour ce composant. Depuis 2014 différents concepts utilisant majoritairement du tungstène comme matériau d’armure et du CuCrZr comme matériau de structure sont comparés au concept  de référence « ITER-LIKE ». Ils cherchent à améliorer la liaison entre le matériau d’armure et de structure qui est le siège d’importantes contraintes thermomécaniques. Ainsi, en substituant la couche de compliance intercalaire en cuivre (ce qui est le cas pour le concept de référence) par un matériau à gradient de composition (FGM pour Functionnally Graded Material), le concept proposé par le CEA (IRFM) a pour objectif d’obtenir une transition progressive des propriétés thermomécaniques entre le W et le CuCrZr permettant ainsi d’améliorer théoriquement la tenue mécanique de la liaison. L’IRFM a ainsi réalisé plusieurs maquettes avec un matériau à gradient de composition. Ces maquettes ont subi des tests non destructifs et des tests à hauts flux qui ont démontré qu’elles étaient capables de résister sans dommage à chacune des étapes de tests : jusqu’à 100 cycles à 20 MW/m2 et 5 cycles à  25 MW/m2 . De tels niveaux de performance sont prometteurs et seront consolidés par une seconde campagne de tests à haut flux ainsi que par des analyses métallographiques en 2017.

Photo des maquettes des composants avec matériau à gradient de composition.

Du 11 au 13 janvier, un comité de visite international choisi par le Haut Conseil de l'Evaluation de la Recherche et de l'Enseignement Supérieur (HCERES) a évalué les activés et la stratégie de l'IRFM.

Un comité de visite du Haut Conseil de l’Evaluation de la Recherche et de l’Enseignement Supérieur (HCERES), constitué de 8 membres, a évalué l’IRFM, sur la période 2011-2016, entre le 11 et le 13 janvier derniers. Après une présentation générale de l’IRFM ainsi qu’une visite, les activités les plus scientifiques, les publications de l’IRFM et les aspects formation ont été abordés. Ont ainsi d’abord été détaillés cinq faits marquants choisis pour illustrer les activités de l’IRFM sur ces cinq dernières années : le projet WEST, la modélisation Magnétohydrodynamique non linéaire des ELMs, les avancées en  physique des plasmas chauds, des aspects de modélisation de la physique du plasma de cœur et enfin la réalisation des bobines supraconductrices pour le tokamak JT60-SA. Les trois chefs de services de l’IRFM ont ensuite présenté leur unité puis sept des quinze chefs de groupe de l’Institut ont détaillé leurs activités avec des focus sur des points particuliers. Le Comité a également rencontré des étudiants, les représentants du personnel et la direction de l’IRFM. Tout au long de ces trois journées, les questions du Comité d’évaluation ont été nombreuses et les échanges riches. Les conclusions de l’évaluation sont attendues pour les semaines à venir, mais d’ores et déjà la restitution orale à chaud par le comité HCERES a montré une grande satisfaction et laissé une impression très positive.

Lors de la visite des installations