Service d’ingénierie, des Internes et des Projets
SI2P

Développements, exploitation et protection des composants internes à la chambre à vide (composants face au plasma et systèmes de chauffage).

Activités d’ingénierie et du support dans la gestion des projets menés par l’IRFM.

 

Ces activités comprennent :

  • Le développement (conception, suivi de fabrication, qualification, évolution en environnement plasma) des composants face au plasma pour la fusion (première paroi, limiteurs, divertors, protections d'antennes et de queusots) et l'exploitation des moyens d'essais associés;
  • l'exploitation, la maintenance, la validation des données et les développements des diagnostics associés à la protection de la paroi ;
  • l'exploitation, la maintenance, la validation des données et les développements des systèmes de chauffage du plasma;
  • la responsabilité des activités transverses concernant l’ingénierie, le suivi industriel, la qualité et le supportdans la gestion de projet.
 
Service d’ingénierie, des Internes et des Projets

Le personnel du SI2P
(Mars 2016)

D’autre part le Chef du SI2P est chargé par le Chef d’Institut des responsabilités transverses à tout l’IRFM suivantes :

  • La coordination des « grands projets » de l’IRFM dans le domaine de la gestion de projet (support, suivi des ressources et comités de pilotage).
  • L’interface opérationnelle avec ITER Organization, F4E (ITER et BA), le CEA pour les activités liées à ITER et au « Réacteur ».
  • La coordination et l’animation des activités « Réacteur ».

 

 

Le SI²P comprend 5 groupes :

  • Groupe Composant Face au Plasma (GCFPM)
  • Groupe Conception et Ingénierie Fusion (GCIF)
  • Groupe Systèmes de Chauffage du plasma (GSCP)
  • Groupe Protection de la Première Paroi (GP3)
  • Groupe Méthodes et Projets (GMP)

 

 

 

Maj : 17/11/2017 (30)

Plateformes
Faits marquants
02 août 2021
WEST a démontré pour la première fois la présence de points chauds localisés sur les bords d’attaque des composants en monoblocs de tungstène de son divertor, très exactement là où les situaient les prédictions numériques.
20 mai 2021
Une maquette d’antenne TWA (pour Travelling Wave Array) a été testée à forte puissance à l'IRFM dans le banc test TITAN. Cette maquette est une première étape vers la réalisation d’une antenne TWA pour le chauffage des ions dans un tokamak.
26 novembre 2020
L’IRFM a mis en service depuis le 13 Octobre 2020 une plateforme de tests à haut flux, HADES, pour High heAt LoaD tESt facility, basée sur une source de type canon à électrons.
03 novembre 2020
La pièce principale d'un diagnostic de bolométrie ainsi que la partie centrale du collecteur d'eau permettant de refroidir les composants du divertor de WEST sont les deux premiers éléments réalisés grâce à la technique de fabrication additive métal.
07 janvier 2020
L’équipe CEA vient de passer avec succès la revue de conception préliminaire du diagnostic grand angle destiné à ITER, pour la partie située dans la chambre à vide.
10 mai 2019
La DRF, la DAM et la DRT ont allié leurs compétences pour réaliser des maquettes pour les composants du divertor de DEMO.
26 février 2016
Issue du savoir-faire du CEA/DRF/IRFM pour la protection des composants face au plasma, la société ThermaDIAG propose une offre technologique pour la  supervision de procédés industriels haute température.
23 juillet 2014
En collaboration avec le CRVM et grâce à la mise à disposition de leur dispositif immersif CAVE, un cas d’étude d’intégration en immersion virtuelle complète dans WEST a été réalisé.
24 juin 2014
Le code 3D TOKAM3X, permettant de reproduire les turbulences du plasma, a produit ses premières simulations en régime de turbulence quasi-stationnaire. Les premiers résultats ont démontré l'importance des effets 3D en expliquant le développement des asymétries poloidales observées expérimentalement.
18 juin 2014
Le projet de création de la start-up ThermaDIAG, spin-off du CEA/IRFM, est lauréat du Concours National d’Aide à la création d’Entreprises de Technologies Innovantes (CNACETI) 2014, en catégorie « émergence », et se voit octroyer d’une subvention de 40 000€.
20 février 2014
Ce projet, intitulé « PASSIV-ITER », s’intéresse aux conséquences sur l’environnement de la dispersion de particules de tungstène tritiées ou non tritiées pertinentes pour ITER.
07 novembre 2013
Le code PFCFlux permet d’évaluer la répartition du dépôt de flux sur les composants face au plasma d’un tokamak. Ces simulations peuvent être utilisées aussi bien en tant qu’aide à l’analyse de donnée infrarouge que lors de la conception de composants face au plasma.