Enjeux scientifiques et technologiques

 

Développer les matériaux résistants aux flux de neutrons

Le développement et la qualification de matériaux de structure et de matériaux face au plasma capables de résister également à l’irradiation intense d’un réacteur de fusion, et sans générer de déchets à vie longue, constitue un autre enjeu important pour l’après ITER.

Les neutrons très énergiques de la réaction de fusion (14 MeV - Méga électron-volt) qui bombardent les matériaux de la paroi du réacteur perturbent le réseau cristallin du matériau, créant des défauts structurels. Par ailleurs, ils peuvent réagir avec les noyaux des matériaux et engendrer une production de gaz (hydrogène et hélium) en leur sein. Les quantités produites sont une centaine de fois plus importantes que celles produites par les neutrons des réacteurs de fission, sept fois moins énergiques. L’accumulation d’hélium dans les matériaux les fragilise et provoque des phénomènes de gonflement.

Si l’irradiation des matériaux conduira à moins de 3 dpa (déplacements par atome) pour toute la durée de fonctionnement d’ITER, elle pourra produire plus de 30 dpa, par an, lors du fonctionnement permanent d’un réacteur électrogène de type DEMO : chaque atome dans le matériau aura été déplacé, chaque année, en moyenne 30 fois de sa position initiale dans le réseau cristallin, provoquant des défauts structurels importants.

Aujourd’hui, certains composants de centrales nucléaires subissent jusqu’à 80 dpa en fin de vie de l’installation. L’utilisation d’aciers qualifiés pour les centrales nucléaires est donc largement adaptée à ITER. En revanche, il faudra accroître le niveau de résistance pour les matériaux attendus sur une installation de type DEMO et en particulier minimiser l’effet de l’accumulation d’hélium.

Cet enjeu constitue un verrou technologique clair pour la communauté scientifique, motivant un programme de recherche propre.

                                                   

IFMIF-EVEDA : caractériser les matériaux pour la fusion

La qualification de matériaux capables de résister à l’irradiation intense de neutrons de 14 MeV est le principal objectif du projet d’installation d’irradiation IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility), dont la phase d’ingénierie (IFMIF-EVEDA, Engineering Validation and Engineering Design Activities) est effectuée dans le cadre de l’accord « Approche élargie » entre le Japon et l’UE.

Cet instrument vise à qualifier des matériaux avancés résistant aux conditions extrêmes spécifiques des futurs réacteurs de fusion. IFMIF sera constitué de deux accélérateurs de deutons, délivrant en parallèle et en continu leurs faisceaux d’une puissance totale de 10 MW sur une cible en lithium liquide, pour générer le flux intense de neutrons (1017 neutrons/s) de 14 MeV. Cette valeur correspond au flux annuel des futurs réacteurs.

La mise en oeuvre de cet ambitieux projet nécessite dans un premier temps la construction de prototypes des principaux sous-systèmes. C’est le but d’IFMIF-EVEDA qui, outre la fourniture d’un rapport d’ingénierie, doit valider le fonctionnement de l’accélérateur, de la cible lithium et des modules de tests à haut flux. Les activités, prévues sur une période de dix ans, sont partagées entre l’équipe de coordination basée à Rokkasho (Japon), où sera installé l’accélérateur prototype (LIPAc), et d’autres équipes réparties entre l’Europe et le Japon.

L’Europe fournit la grande majorité de l’accélérateur prototype, le Japon fournissant essentiellement l’infrastructure pour les essais. Quatre pays européens sont concernés : la France (CEA-Irfu à Saclay), l’Espagne (CIEMAT à Madrid), l’Italie (INFN à Legnaro) et la Belgique (SCK-CEN à Mol). La coordination des études et de la réalisation du LIPAc sont confiées à une équipe européenne localisée à Garching (Allemagne) au sein de F4E.

  

 

Mise à jour : 14/12/2018