Monsieur Quentin TICHIT soutiendra publiquement ses travaux de thèse intitulés :

« Etude du comportement thermique des composants biseautés
en tungstène dans le tokamak WEST »

Composition du jury proposé :

Jérôme Moritz	Institut Jean Lamour	Rapporteur
Mickaël Courtois	Université Bretagne Sud	Rapporteur
Laurent Ibos	Université Paris-Est Créteil	Président du jury
Caroline Hernandez	CEA Cadarache	Examinateur
Yann Corre	CEA Cadarache	Directeur de thèse
Jonathan Gaspar	Université Aix-Marseille	Encadrant de thèse
Sophie Carpentier-Chouchana	ITER Organisation	Invitée

Abstract :

Parmi les nombreux défis technologiques soulevés par ITER, celui de la durée de vie des composants face au plasma (CFP), est capital. Afin d’optimiser le dimensionnement des CFPs, il faut quantifier les densités de flux de chaleur qu’ils reçoivent, en essayant de se rapprocher des conditions attendues dans ITER. C’est particulièrement le cas pour le divertor, une pièce fondamentale pour l’exploitation d’un tokamak, qui est en charge de l’extraction de la puissance. Dans ITER, les densités de flux de chaleur sur le divertor pourront atteindre 10 MW.m^-2 en fonctionnement nominal et jusqu’à 20 MW.m^-2 dans des phases transitoires, induisant des contraintes thermomécaniques importantes. Pour quantifier les flux surfaciques sur les CFPs, il faut prendre en compte leur géométrie, mais aussi maitriser la physique des phénomènes mis en jeu. L’un des facteurs clé, est l’épaisseur du plasma de bord, zone appelée scrappe-off layer (SOL), où les lignes de champ magnétiques sont connectées à la paroi, et le long de laquelle les flux de chaleur décroissent exponentiellement.

Depuis 2022, le tokamak WEST de l’IRFM (CEA Cadarache, France), opère avec un divertor constitué de composants activement refroidis en tungstène (W), avec une technologie identique à celle prévue dans ITER (technologie monoblocs). WEST est de fait un environnement scientifique pertinent pour tester le comportement thermique et le vieillissement des CFPs. Les travaux présentés dans cette thèse sont menés sur les CFPs de WEST lors des campagnes expérimentales de 2020, 2023 et 2024, et s’articulent autour de deux volets complémentaires : la caractérisation des flux surfaciques sur les CFPs ITER, et l’étude de l’endommagement progressif du W sous l’effet de ces flux. Ces travaux s’appuient majoritairement sur de la mesure de températures par thermographie infrarouge (IR), avec la caméra à très haute résolution spatiale de WEST qui est un outil unique pour les mesures à l’échelle d’un bloc W, et sur des calculs numériques par la méthode des éléments finis.

Les résultats présentés, mettent en avant des décroissances de flux de chaleur très piqués, par rapport à l’épaisseur de la SOL et à la dimension des blocs en W. Dans certains cas, les profils de températures IR indiquent la présence de deux composantes distinctes, à l’échelle d’un bloc : une composante fine et une plus large. Ces observations sont confirmées par des fibres à réseaux de Bragg enfouies dans les composants (Thèse Y. Anquetin 2021-2024^[1]). Les profils flux semblent encore plus piqués sur les bords d’attaque des composants, exposés au flux de chaleur avec une incidence quasi-normale. Les températures observées sont très élevées (plus de 3400°C) et plusieurs phénomènes pourraient altérer les propriétés des matériaux et/ou affecter les propriétés de la gaine électrostatique à l’interface plasma-paroi. Les analyses des images IR ont permis d’évaluer la distribution des flux surfaciques sur les blocs W et dans les espaces inter composants, dans des conditions très proches de celles attendues dans ITER. L’effet des réflexions induites par la faible émissivité du W sur les mesures de températures, est également traité. Il est montré ici que ces réflexions peuvent conduire à l’apparition de faux points chauds sur les images IR. Les deux expériences de fusion du W réalisées en 2020 et 2024 ont permis respectivement d’observer un nouveau mode de fissuration des composants (fissuration ductile) et d’atteindre une fusion soutenue et significative du W, propice à l’étude de la dynamique du W fondu.

Mots clés : fusion nucléaire, tokamak, plasma, composants face au plasma, tungstène, ITER, divertor, biseau, flux de chaleur, transfert thermique, interaction plasma paroi, thermographie infrarouge, calculs par éléments finis, émissivité.

^[1] Y. Anquetin, Estimation des flux de chaleur dans le tokamak WEST par inversions de multiples mesures thermiques, thèse, 2024.

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