• English  | 
  • WEST  | 
8 sujets IRFM

Dernière mise à jour : 23-01-2018


• Matériaux et applications

• Mécanique, énergétique, génie des procédés, génie civil

• Physique atomique et moléculaire

• Physique des plasmas et interactions laser-matière

• Physique théorique

 

Alliages de Tungtène pour la fusion

SL-DRF-18-0569

Domaine de recherche : Matériaux et applications
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Conception et Exploitation Composants Face au Plasma

Cadarache

Contact :

Christian GRISOLIA

Dominique Vrel

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Christian GRISOLIA

CEA - DSM/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 43 78

Directeur de thèse :

Dominique Vrel

CNRS/LSPM - LSPM

0149403452

L’objectif de ce projet est la synthèse d'alliages de tungstène utilisables dans le contexte de la fusion thermonucléaire pour la réalisation de Composants Face au Plasma capables de soutenir les flux thermiques très élevés observés dans les réacteurs de fusion. Il s’agit d’optimiser ces alliages afin d’obtenir de meilleures propriétés d’usage en particulier une plus grande ductilité facilitant les conditions d’usinage et améliorant les propriétés vis à vis de l’exposition au plasma. Ceci doit passer par l’obtention de matériaux nanométriques [Németh - 2015] homogènes en composition. De plus ces nouveaux matériaux doivent présenter des propriétés spécifiques à la filière fusion comme une bonne résistance à la recristallisation, à l’activation neutronique, afin de limiter les conséquences de leur utilisation sur la filière déchets, ne pas ou peu former d’hydrures, résister à l’érosion plasma et à l’oxydation. Ce dernier point peut s’avérer critique dans certaines conditions accidentelles, l’oxydation du tungstène pouvant consommer jusqu'à 50 kilos par heure de composés face au plasma.

L’originalité du projet est en grande partie fondée sur l’obtention de poudres d’alliages réfractaires nanométriques, homogènes en composition, afin de garantir une température de transition ductile-fragile suffisamment basse pour rendre le matériau usinable (poudres nanométriques) et lui conférer une bonne résistance à l’oxydation (alliages spécifiques). Cette synthèse se fera par l’utilisation du procédé SHS (Self-propagating High-temperature Synthesis). A titre exploratoire, des poudres nanométriques (~100 nm) d'alliages de tungstène à faible proportion (2 à 6% massique) de Vanadium, de Chrome ou de Tantale ont été réalisés. A partir de ces poudres, des échantillons solides ont été obtenus par Spark Plasma Sintering (SPS). Si une optimisation reste nécessaire, il n’y a pas de verrou identifié à lever pour fabriquer les alliages massifs envisagés.

Une bibliographie approfondie sera effectuée pour sélectionner les éléments d’alliage afin de tenir compte des contraintes spécifiques à la thématique fusion comme précisé ci-dessus : température de recristallisation, activation neutronique, formation d’hydrures, résistance à l’érosion plasma, résistance à l’oxydation,.... Des alliages binaires, ternaires et quaternaires dans le système W-Ta-V-Cr sont envisagés. Différents échantillons massifs de petites tailles, obtenus à partir de poudre nanométriques serons fabriqués: W pur et quelques alliages de W à concentration maximale en éléments d’alliage fixée à 6% massique. Ces échantillons seront soumis à différents tests métallurgiques (micro-dureté, tests de compression et tests thermomécaniques) qui permettront de les comparer au W actuellement utilisé. Afin de déterminer l’influence des éléments d’alliage, nous nous attacherons à bien caractériser les matériaux pulvérulents et massifs lors de ces phases de fabrication : distribution en taille pour les poudres, composition et homogénéité de composition pour les poudres et les massifs, propriétés mécaniques et thermomécaniques pour les massifs. La reproductibilité du procédé de fabrication sera aussi évaluée. Des tests de corrosion sous vapeur d’eau à haute température (~600-800°C) seront aussi entrepris. A l’issue de cette première phase de tests, les alliages les plus prometteurs seront retenus pour des tests plasma d’érosion et d’implantation ionique d’hydrogène afin d’évaluer leur comportement en opération tokamak. Enfin, en mettant à profit la capacité de fabrication du laboratoire, des échantillons massifs de grandes tailles (plusieurs cm3) seront fabriqués afin de les soumettre à des tests à hauts flux semblables à ceux observés dans un tokamak. Une pré-étude sera aussi entreprise sur la fabrication par SPS d’un échantillon massif permettant la réalisation d’un composant de géométrie identique à ceux utilisés sur WEST ou ITER ouvrant la voie aux tests en conditions réelles en tokamak.

Ce projet de thèse est un travail fortement collaboratif qui permettra au candidat d’acquérir, dans des laboratoires experts, de larges compétences en physique et en caractérisation des matériaux mais aussi en fusion thermonucléaire. Le candidat sera amené à se déplacer en France et à l’étranger et devra faire preuve d’autonomie.

[Németh - 2015] A. Németh et al, The nature of the brittle-to-ductile transition of ultra-fine grained tungsten (W) foil, Int. Journal of Refractory Metals and Hard Materials 50 (2015) 9–15

Modélisation mécanique des câbles supraconducteurs pour les aimants de fusion sous chargements électromagnétiques et thermiques cycliques

SL-DRF-18-0581

Domaine de recherche : Mécanique, énergétique, génie des procédés, génie civil
Laboratoire d'accueil :

Service Tokamak Exploitation et Pilotage (STEP)

Groupe Cryomagnétisme

Cadarache

Contact :

Alexandre Torre

Damien DURVILLE

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

Alexandre Torre

CEA - DRF/IRFM/STEP

0442257442

Directeur de thèse :

Damien DURVILLE

Ecole Centrale Paris -

Les grands aimants de fusion sont constitués de câbles supraconducteurs utilisant des brins en Niobium-étain (Nb3Sn) et opérant à 4,5K. Ce matériau, devenu la référence des projets actuels, présente l’inconvénient d’être extrêmement sensible à la déformation. Or ces aimants sont soumis à des chargements mécaniques intenses et cycliques (dilatation différentielle thermique, force de Lorentz) qui conduisent à la dégradation de leurs propriétés. Cela introduit une incertitude quant aux performances finales des aimants, et peut conduire à la restriction de l’opération de la machine, et aller jusqu’à provoquer des transitions résistives (quenchs) prématurées. L’enjeu de la thèse est d’aborder la mécanique fine de ces câbles, et d’identifier les paramètres de design et de chargement qui conduisent à la dégradation des performances. Cette thèse se base sur un travail déjà engagé par l’École Centrale Supelec, le CEA et ITER dans le cadre du développement d’un code de calcul (Multifil) modélisant les brins supraconducteurs et leurs déformations sous chargement mécanique. La thèse comporte une partie numérique (développement et amélioration du code Multifil), des analyses d’essais (sur des câbles ITER) et une partie expérimentale permettant de qualifier et améliorer le modèle. La thèse se déroulera pour partie à l’École Centrale Supelec et pour partie au CEA Cadarche.

Caractérisation de l’ablation des glaçons d’hydrogène dans la perspective d’ITER

SL-DRF-18-0607

Domaine de recherche : Physique atomique et moléculaire
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Bernard PEGOURIÉ

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-10-2018

Contact :

Bernard PEGOURIÉ

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

+33 (0)4 42 25 45 51

Directeur de thèse :

Bernard PEGOURIÉ

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

+33 (0)4 42 25 45 51

Labo : http://www-irfm.intra.cea.fr/sppf/Phocea/Vie_des_labos/Ast/ast_groupe.php?id_groupe=514

Voir aussi : http://www.nifs.ac.jp/en/helical/hdpprd.html

L’alimentation en combustible des machines de prochaine génération sera nécessairement faite par injection de glaçons. Cependant, reproduire les conditions régissant la physique de l’alimentation dans ces machines est impossible dans les tokamaks actuels. Les prédictions sont donc essentiellement basées sur des simulations et il est nécessaire de valider les codes d’ablation/déposition aussi soigneusement que possible pour pouvoir accorder à leurs prédictions un degré de confiance suffisant. Une injection de glaçon se compose de deux phases : l’ablation du glaçon et la dérive du nuage de matière ablatée. Si la phase 2 est bien validée, la phase 1 est beaucoup moins bien diagnostiquée : la densité, la température et la dynamique de l’ionisation dans les nuages ont seulement été rarement déterminées, et toujours avec des approximations significatives. Ce projet tend à combler ce vide. Il comprend tout d’abord une composante expérimentale incluant une participation aux campagnes de plusieurs machines, une phase d’interprétation des données récoltées de façon à en extraire les caractéristiques des nuages et leur corrélation avec les caractéristiques de l’injection, enfin la comparaison des résultats avec les prédictions du code d’ablation/déposition HPI2, celui-ci étant modifié si nécessaire pour une meilleure description de la physique des nuages d’ablation.

Current profile shaping and its impact on tokamak energy confinement: from theory to the control room

SL-DRF-18-0259

Domaine de recherche : Physique des plasmas et interactions laser-matière
Laboratoire d'accueil :

Service Chauffage et Confinement du Plasma

Support aux Expériences et Modélisation

Cadarache

Contact :

Clarisse BOURDELLE

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-10-2018

Contact :

Clarisse BOURDELLE

CEA - DSM/IRFM/SCCP/SEM

0442256136

Directeur de thèse :

Clarisse BOURDELLE

CEA - DSM/IRFM/SCCP/SEM

0442256136

Labo : http://irfm.cea.fr/en/index.php

Voir aussi : http://west.cea.fr/en/index.php

In a tokamak plasma, the current profile impacts strongly the turbulent transport, therefore the energy content. Maximizing the energy, hence the D-T fusion rate, is at the heart of research on fusion by magnetic confinement. Current profile is the easiest plasma parameter that can be shaped from the tokamak control room using external magnetic field coils as well as electromagnetic waves. To shape in real time the current profile, improved first principle based turbulent transport codes are needed. Since 2017, for the first time, a neural network regression of a quasilinear transport code is now available and integrated in a real time control suite.

The PhD student will apply these novel tools to

1) reproduce well diagnosed experimental current ramp up of the world largest tokamak, JET

2) validate the embedded turbulence code with respect to nonlinear codes over the, rarely explored, parametric domain of a current ramp up.

The iteration between first principle physics and experiment modelling will be carried out until convergence.

Then, on the WEST tokamak, in Cadarache, experiments will be designed and realized in order to optimize and control the current profile shape leading to improved plasma performances.

Interaction bord-cœur: contrôle de la turbulence par le champ électrique dans les plasmas de tokamaks

SL-DRF-18-0570

Domaine de recherche : Physique des plasmas et interactions laser-matière
Laboratoire d'accueil :

Service Chauffage et Confinement du Plasma

Transport Turbulence et MagnétohydroDynamique

Cadarache

Contact :

Yanick SARAZIN

Peter BEYER

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Yanick SARAZIN

CEA - DRF/IRFM/SPPF/GTS

+33 4 42 25 48 03

Directeur de thèse :

Peter BEYER

Aix-Marseille Université - Laboratoire de Physique des Interactions Ioniques et Moléculaires

+33 (0)4 91 28 82 20

Comprendre la turbulence et sa dynamique reste un des grands problèmes ouverts en physique. Dans les plasmas de fusion par confinement magnétique, la turbulence contrôle le confinement du plasma, et in fine ses performances. De manière quasi unique, l'auto-organisation multi-échelles dont elle est le siège peut conduire à des bifurcations spontanées vers des régimes à confinement amélioré, caractérisés par le développement de barrières de transport. Un des grands succès de la théorie est d'avoir identifié le champ électrique radial comme un des acteurs majeurs de ce processus.

Les observations expérimentales et notre compréhension théorique montrent que la périphérie du plasma confiné participe de façon décisive à la génération d'un tel champ, et de fait au contrôle de la turbulence. L'objectif de la thèse consiste à élucider son rôle dans cette dynamique, au travers notamment de simulations non-linéaires avec le code gyrocinétique GYSELA. La force du projet réside dans l'originalité de GYSELA, un des rares codes de par le monde capables d'étudier cette interaction cruciale bord-cœur du point de vue cinétique, et l'expertise de l'équipe encadrante, reconnue internationalement et active dans plusieurs projets Européens sur le sujet.

Transport et turbulence dans le plasma de bord des tokamaks en géométrie complexe

SL-DRF-18-0557

Domaine de recherche : Physique des plasmas et interactions laser-matière
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Patrick Tamain

Eric SERRE

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-11-2018

Contact :

Patrick Tamain

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

0442252616

Directeur de thèse :

Eric SERRE

CNRS - M2P2 Marseille

33(0)491118535

Labo : http://irfm.cea.fr/

Le transport dans le plasma de bord des tokamaks demeure l'une des principales inconnues pour les machines futures et en particulier ITER. Celui-ci détermine les performances fusion ainsi que l’espérance de vie des composants face au plasma. Il est reconnu que la turbulence joue un rôle prépondérant dans la physique en jeu.

Le traitement de ce problème non-linéaire nécessite l’utilisation de codes numériques complexes dits "premier principe", c'est-à-dire ne faisant pas appel à des hypothèses ad-hoc pour simplifier la description du transport. Initialement exploités dans des géométries simplifiées, ces codes fluides à 3 dimensions commencent désormais à s’attaquer à la modélisation du transport turbulent dans le plasma de bord en géométrie réaliste. Les premiers résultats soulignent l’importance de la prise en compte précise de la géométrie magnétique et de la paroi du réacteur. La compréhension et les implications de cette physique restent cependant à développer.

Ce projet de thèse vise à étudier l’impact de la géométrie du plasma et du réacteur sur la turbulence dans le plasma de bord. Il comprendra un volet modélisation et un volet expérimental. Il s’appuiera sur la gamme d’outils numériques développés à l’IRFM en collaboration avec l’université d’Aix-Marseille et sur l’exploitation des expériences menées sur le tokamak WEST ou d’autres machines européennes partenaires. L'objectif est de déterminer les paramètres géométriques essentiels influant sur le transport turbulent dans le plasma afin d'en tirer des enseignements sur le design et l'exploitation des machines futures.

Effet de topologie et stabilité de la transition entre phase détachée et phase ionisante du plasma

SL-DRF-18-0240

Domaine de recherche : Physique théorique
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Hugo Bufferand

Guido CIRAOLO

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

Hugo Bufferand

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 77 04

Directeur de thèse :

Guido CIRAOLO

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

0442254950

Le confinement des plasmas dans les tokamaks doit permettre de concilier les plasmas en régime de combustion thermonucléaire au cœur du dispositif et les conditions du plasma périphérique permettant l'interaction plasma-paroi en régime stationnaire en minimisant le vieillissement des composants face au plasma.

La région dédiée à l'interaction plasma-paroi appelée divertor doit assurer une transition entre le plasma ionisant où rayonnent fortement les impuretés légères et où la population d'atomes neutres est très faible, et le plasma détaché recombinant plus froid caractérisé par un fort couplage entre le plasma et une population de neutres plus importante. Des fronts séparent ces différentes phases du plasma et une bonne compréhension de leur dynamique constitue un enjeu majeur pour l'interaction plasma-paroi dans les tokamaks actuels et les futurs réacteurs.

Dans ce contexte, les expériences menées sur le tokamak WEST à Cadarache, où la géométrie de l'interaction neutres-composant face au plasma est originale, permettront de développer une connaissance expérimentale approfondie, abordée avec le soutien de la nouvelle génération d'outils de simulation développée par l'équipe, et permettant de maîtriser le rôle des atomes neutres dans la physique du détachement.

Le travail de thèse proposé est axé sur l'étude expérimentale sur WEST et d'autres expériences en Europe avec une implication forte de la modélisation.

Pousser la physique des barrières de transport jusqu'au mur: comment les conditions aux limites impactent-elles le confinement dans les tokamaks’

SL-DRF-18-0556

Domaine de recherche : Physique théorique
Laboratoire d'accueil :

Service Intégration Plasma Paroi

Groupe Physique du Plasma de Bord

Cadarache

Contact :

Nicolas Fedorczak

Pascale HENNEQUIN

Date souhaitée pour le début de la thèse : 01-09-2018

Contact :

Nicolas Fedorczak

CEA - DRF/IRFM/SIPP/GP2B

04 42 25 37 12

Directeur de thèse :

Pascale HENNEQUIN

CNRS - Laboratoire de Physique et Technologie des Plasmas

0169335950

Labo : http://irfm.cea.fr/en/index.php

Voir aussi : http://www.lpp.fr/-Laure-Vermare-

Dans les plasmas magnétiques de tokamak, une transition spontanée du régime de transport turbulent peut prendre place à l’interface entre le plasma confiné et la couche limite de plasma en interaction avec la paroi du réacteur. La compréhension et le contrôle de cette transition est un enjeu primordial pour améliorer les performances des réacteurs. S’il est accepté que des phénomènes de stabilisation de la turbulence par des écoulements cisaillés à grande échelle soient en jeu, la compréhension actuelle n’est pas assez complète pour proposer des modèles prédictifs applicables aux futurs réacteurs. En particulier, le rôle des conditions aux limites sur cette transition est un sujet peu étudié car à la frontière de deux thématiques trop souvent distinctes : le confinement de l’énergie et l’interaction plasma-paroi.

Le projet de thèse se positionne à cette interface, encadré par une équipe mixte. Le cœur du projet est l’étude expérimentale de l’interaction "écoulements-turbulence" à l’interface topologique entre plasma confiné et couche limite en contact avec la paroi. Un système de mesure radar par effet doppler sera l’outil principal, complété par des mesures de sondes électrostatiques. Des expériences sur grands instruments seront préparées, coordonnées et analysées, en France (tokamak WEST) et possiblement en Europe. Ce travail expérimental sera complété par une approche théorique des phénomènes de couplage basée sur des développements récents, afin de former des modèles simplifiés permettant de décrire les expériences.

Retour en haut