Chargements thermiques attendus dans la région du divertor

Nous avons vu dans l'introduction du manuscrit que les réacteurs à fusion thermonucléaire proposent de conner magnétiquement le plasma an d'obtenir les conditions favorables à la réaction de fusion. Si l'on s'intéresse plus précisément au connement du plasma, deux régions bien distinctes peuvent être dénies. On parle du plasma de bord et du plasma de c÷ur.

Dans le plasma de c÷ur, les particules suivent des lignes de champ magnétique fermées. Dans cette zone, on retrouve les conditions de température et de densité maximales, nécessaires à la réaction de fusion. Cependant, le connement magnétique est imparfait et de fait certaines particules du plasma de c÷ur s'échappent vers le plasma de bord. Ces déplacements arrivent continuellement au sein du plasma, ils peuvent être le résultat de collisions entre particules, ou encore de phénomènes de turbulence. Les particules du plasma de bord se retrouvent alors dans une région où les lignes de champs sont ouvertes, induisant ainsi des ux thermiques élevés de plusieurs MW/m² sur les parois du tore.

Les composants formant la première enceinte matérielle rencontrée par le plasma sont appelés composants face au plasma (CFPs). Ces composants ont pour fonction principale l'extraction de la chaleur. Cette fonction doit permettre d'extraire en continu la puissance déposée sur ces composants en provenance du plasma. Pour se faire, ces composants doivent présenter une durée de vie en fatigue importante an de garantir l'intégrité mécanique des parois internes du tore tout au long des cycles thermiques subis. Enn, les matériaux employés doivent être compatibles avec le plasma. En d'autres termes, les particules arrachées des composants (phénomène d'érosion) ne doivent pas compromettre la bonne marche du plasma. Nous reviendrons sur ces fonctions (compatibilité, extraction de chaleur, durée de vie) section 1.2.

La conguration magnétique observée gure I.1.1.1 permet de maximiser le connement du plasma tout en limitant le nombre de surfaces magnétiques ouvertes. Ainsi, les particules qui s'échappent du plasma sont  forcées  de suivre les lignes de champs magnétiques jusque dans la région du divertor (divertor bas en accord avec la gure).

1.1.1 La région divertor

Le divertor joue deux rôles principaux dans le maintien de la réaction de fusion. Il doit permettre d'ex-traire un ux de matière et un ux thermique. Après avoir cédé leur énergie au milieu réactionnel,

Figure I.1.1.1  Vue en coupe d'une conguration magnétique typique du tokamak WEST [Missirlian et al., 2014]

les cendres de la réaction de fusion, que représentent les atomes d'Helium4, doivent être évacuées de la chambre à vide. Pour cela, un système de pompage en continu est actif dans la région du divertor [BONNAUD and RAX, 2015].

Pour l'extraction du ux thermique, des CFPs dédiés sont développés. Dans ce cadre, seront essentielle-ment présentés les CFPs dédiés à la région du divertor.

1.1.2 Les diérentes familles de composants face au plasma (CFPs)

Diérentes technologies de composants face au plasma ont été développées par le passé. Il en existe trois grandes familles : les composants inertiels, semi-inertiels et activement refroidis.

Les composants inertiels ne sont d'aucune manière refroidis au cours de l'opération et les composants semi-inertiels sont généralement en contact avec une base refroidie. Ces familles de composants, sont souvent privilégiées pour l'exploitation de réacteurs de fusion dont la spécicité est de réaliser des chocs plasma de courte durée (tokamak JET par exemple, gure I.1.1.2) [Mertens et al., 2013]. En eet, en cas de ux thermiques élevés, ces composants s'échauent rapidement et par conséquent limitent l'opération du plasma [P. Ghendrih, 2015].

Ainsi, en cas d'exposition plasma de longue durée (>30 s), les composants activement refroidis sont privilégiés. Ces composants sont équipés d'un circuit actif de refroidissement par eau (gure I.1.1.3). On parle ici de composants activement refroidis car le uide utilisé pour refroidir le composant est maintenu dans un régime d'ébullition nucléé. Ce régime permet de maximiser la capacité d'échange thermique de l'eau et ainsi favoriser l'extraction de chaleur [S.Nukiyama, 1934] . L'eau s'écoule à une vitesse de l'ordre de 10 m/s à travers les composants et ce à hautes températures (de 70 °C à 120 °C) et haute pression (>33 Bar).

SECTION 1.1. CHARGEMENTS THERMIQUES ATTENDUS DANS LA RÉGION DU DIVERTOR

Figure I.1.1.2  Composants inertiels constituant le divertor du tokamak JET. [https ://www.euro-fusion.org]

de structure et matériau de compliance (gure I.1.1.3). Le matériau de compliance assure la liaison entre le matériau de couverture et le matériau de structure. Ce dernier a pour fonction principale d'assurer l'extraction de la chaleur en continu et ainsi garantir l'intégrité mécanique du tube de refroidissement. Pour cela, des matériaux ductiles sont privilégiés. Le matériau de couverture en contact direct avec le plasma de bord doit résister à des chargements thermiques cycliques importants et également assurer la compatibilité avec les espèces chimiques en présence au sein du plasma.

Figure I.1.1.3  Concept de composants face au plasma activement refroidis

1.1.3 Les sollicitations thermiques attendues

Les CFPs du divertor sont les composants les plus sollicités thermiquement. Il doivent résister à des ux ionique, électronique, neutronique et également au rayonnement du plasma. Malgré un angle rasant des particules au contact des CFPs (composants face au plasma) du divertor (<3° [Missirlian et al., 2014]), l'intensité du ux thermique peut atteindre 10 MW/m² en régime stationnaire et des ux thermiques quasi transitoires d'environ 20 MW/m² peuvent également s'appliquer sur les composants du divertor ITER. Sont attendus dans ITER, 5000 cycles de chargement à 10 MW/m² plus 300 cycles de chargements à 20 MW/m² [Pitts et al., 2013]. Nous dénirons tout au long de ce manuscrit un

cycle thermique comme 10 s de charge (exposition au ux thermique) et 10 s de refroidis-sement (10 s ON / 10 s OFF). Lors des campagnes de qualication expérimentales, ces chargements thermiques sont appliqués cycliquement an d'évaluer la durée de vie des CFPs.

Aussi, des évènements énergétiques (ELMs : Edges localized modes) viennent s'ajouter lors d'un choc plasma en mode H aux chargements stationnaires et quasi-transitoires attendus. Le mode H constitue aujourd'hui le régime de turbulence de référence pour ITER. Ce régime vise à améliorer le conne-ment du plasma (mode H pour  High conneconne-ment ) an d'atteindre les conditions nécessaires pour enclencher la réaction de fusion. Cependant, ce régime a pour conséquence de libérer spontanément et périodiquement des bouées de plasma qui viennent solliciter les parois de la machine. L'intensité de ces ELMs, s'appliquant à une fréquence de l'ordre du Hertz, sur les composants est de l'ordre de 0.5 MJ/m² [Team, 2009,Hirai et al., 2013,Missirlian et al., 2014].

Enn, en opération, il arrive que le connement du plasma soit perdu en quelques millisecondes. On appelle ce phénomène une disruption. En cas de disruption, l'énergie du plasma va localement exposer les CFPs à des ux thermiques élevés de l'ordre de quelques GW/m² pendant quelques millisecondes. Nous ne traiterons pas des phénomènes de disruption et des chargements thermiques de type ELMs dans la suite du manuscrit [Team, 2009].

An de résister aux chargements stationnaires et transitoires attendus dans la région du divertor, certains matériaux sont privilégiés.